• Nuclear Engineering and Technology
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• 제52권8호
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• pp.1603-1610
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• 2020

Due to ever-growing advancements in computers and relatively easy access to them, many efforts have been made to develop high-fidelity, high-performance, multi-physics tools, which play a crucial role in the design and operation of nuclear reactors. For this purpose in this study, the neutronic Monte Carlo and thermal-hydraulic sub-channel codes entitled MCNP and COBRA-EN, respectively, were applied for external coupling with each other. The coupled code was validated by code-to-code comparison with the internal couplings between MCNP5 and SUBCHANFLOW as well as MCNP6 and CTF. The simulation results of all code systems were in good agreement with each other. Then, as the second problem, the core of the VVER-1000 v446 reactor was simulated by the MCNP4C/COBRA-EN coupled code to measure the capability of the developed code to calculate the neutronic and thermohydraulic parameters of real and industrial cases. The simulation results of VVER-1000 core were compared with FSAR and another numerical solution of this benchmark. The obtained results showed that the ability of the MCNP4C/COBRA-EN code for estimating the neutronic and thermohydraulic parameters was very satisfactory.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제51권7호
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• pp.1828-1834
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• 2019

The performance of a plastic scintillator for use in an in situ measurement system was analyzed using simulation and experimental methods. The experimental results of four major pure beta-emitting radionuclides, namely $^3H$, $^{14}C$, $^{32}P$, and $^{90}Sr/^{90}Y$, were compared with those obtained using a Monte Carlo N-particle (MCNP) code simulation. The MCNP simulation and experimental results demonstrated good agreement for $^{32}P$ and $^{90}Sr/^{90}Y$, with a relative difference of 1.95% and 0.43% between experimental and simulation efficiencies for $^{32}P$ and $^{90}Sr/^{90}Y$, respectively. However, owing to the short range of beta particles in water, the efficiency for $^{14}C$ was extremely low, and $^3H$ could not be detected. To directly measure the low-energy beta radionuclides considering their short range, a system where the source could flow directly to the scintillator was developed. The optimal thickness of the plastic scintillator was determined based on the suggested diameter. Results showed that the detection efficiency decreases with an increase in the depth of the water. The detection efficiency decreased drastically to approximately 10 cm, and the tendency was gradually constant.

• Journal of Radiation Protection and Research
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• 제32권1호
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• pp.21-26
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• 2007

본 논문은 몬테칼로 시뮬레이션을 이용하여 대단위 감마선 조사시설 (IR-221)에 대한 선량률 평가 및 선량 분포를 해석하고, 이러한 방법을 통해 방사선 조사 품질을 향상시키는 것을 목적으로 하고 있다. 몬테칼로 시뮬레이션은 MCNP4B 코드를 이용하여 계산하였고, 이를 검증하기 위해 알라닌 선량계를 이용하여 전체 309개 지점에 대하여 흡수선량을 측정하였다. 계산 값과 측정치의 차이는 대략 ${\pm}5%$범위를 벗어나지 않음으로써 MCNP4B 코드가 IR-221 감사선 조사시설의 선량분포를 해석하는데 있어서 유효한 수단임을 알 수 있었다. 감마선 조사시설에 대한 도시메트리는 보통 많은 인력과 시간을 필요로 하지만, 몬테칼로 계산을 통해 이러한 손실을 줄일 수 있고, 무엇보다도 방사선 조사 품질을 향상시켜, 결국 방사선 조사 대상물에 대한 신뢰도를 확보하는 데에도 이바지 할 것으로 기대된다.

• 지구물리와물리탐사
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• 제15권4호
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• pp.219-226
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• 2012

이 연구에서는 국내에서 연구가 미약했었던 중성자검층 수치모델링을 이용하여 다양한 시추공 환경에서의 검출기 반응을 분석하였다. 이를 위해 중성자검층 환경을 MCNP 알고리듬으로 구현하여 시뮬레이션을 수행하였다. MCNP 알고리듬은 방사선 수송 시뮬레이션이 및 3차원 기하구조 표현이 가능하여 다양한 분야에서 전세계적으로 많이 이용되고 있다. 먼저 시뮬레이션 결과를 검증하기 위해, 기존 연구의 검출기반응 결과 그래프를 이용하여 비교 분석하였다. 중성자 검층 반응 분석이 가능한 중성자 검층기의 일반적인 특징에 기초하여 수학적으로 중성자검층기 모형을 구성하여 반응을 계산하였다. 먼저, 석회암, 사암, 돌로마이트 등과 같은 매질에서 공극률을 다양하게 변화시켜 가며 수치 계산함으로써, 이 연구에서 고려하고 있는 중성자검층기의 교정곡선(calibration chart)을 도출하였다. 이에 기초하여, 실제 중성자검층 시 고려해야 할 공내수 유무에 의한 반응 변화, 염수가 중성자검층에 미치는 영향 등을 분석함으로써 시추공 환경 변화에 따라 보다 정확하게 공극률을 해석할 수 있는 기틀을 마련하고자 한다.

• 지구물리와물리탐사
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• 제15권4호
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• pp.227-234
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• 2012

물리검층 중에서 매질의 밀도 측정을 통해 공극률을 계산할 수 있는 밀도검층에 대한 수치 연구 결과는 국내에서는 전무하다고 해도 과언이 아니다. 이 연구에서는 MCNP (Monte Carlo N-Particle) 알고리듬에 기초하여 밀도검층을 수치모형화하고 다양한 시추공 환경이 밀도검층 결과에 미치는 영향을 분석함으로써, 밀도검층 자료해석을 위한 기틀을 마련하고자 한다. 이를 위해, MCNP 알고리듬을 이용한 밀도검층 시물레이션의 적용성을 검토하기 위해 단순한 모형에서의 검출기 반응 연구를 수행하였다. 또한 수치 실험을 위해 한국지질자원연구원에서 사용하고 있는 상용 밀도검층기(Robertson Geologging사)에 기초하여 밀도검층기를 수치모델링하였다. 다양한 밀도의 매질에서 시추공 지름을 바꿔가면서 밀도검층 시물레이션을 수행함으로써, Robertson Geologging사의 밀도검층기를 위한 교정곡선을 제시하였다. 이 교정곡선에 기초하여 매질의 밀도를 보다 정확히 분석하고 다양한 시추공환경 변화가 밀도검층에 미치는 영향을 분석하기 위해, 공내수 유무에 따른 밀도검층 반응의 변화 및 시추공 케이싱의 종류에 따른 밀도검층 반응의 변화를 수치모델링을 통해 분석하였다. 이 연구는 밀도검층 시 시추공환경 변화가 검층결과에 미치는 영향을 이해하는 것을 돕고, 향후 국내 시추공환경의 밀도검층에 대한 보다 정확한 해석을 위한 연구의 기초가 될 것으로 기대한다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제55권4호
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• pp.1265-1268
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• 2023

One important issue in using radiopharmaceuticals as therapeutic and imaging agents is predicting different organ absorbed dose following their injection. The present study aims at extrapolating dosimetry estimates to a female phantom from the animal data of ⁸⁹Zr radionuclide accumulation using the Sparks-Idogan relationship. The absorbed dose of ⁸⁹Zr radionuclide in different organs of the human body was calculated based on its distribution data in mice using both MIRD method and the MCNP simulation code. In this study, breasts, liver, heart wall, stomach, kidneys, lungs and spleen were considered as source and target organs. The highest and the lowest absorbed doses were respectively delivered to the liver (4.00E-02 and 3.43E-02 mGy/MBq) and the stomach (1.83E-03 and 1.66E-03 mGy/MBq). Moreover, there was a good agreement between the results obtained from both MIRD and MCNP methods. Therefore, according to the dosimetry results, [⁸⁹Zr] DFO-CR011-PET/CT seems to be a suitable for diagnostic imaging of the breast anomalies for CDX-011 targeting gpNMB in patients with TNBC in the future.

• 비파괴검사학회지
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• 제29권4호
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• pp.351-359
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• 2009

원추형 빔 단층촬영 시스템의 효과적인 모사를 위하여 상용 몬테칼로 코드인 MCNP를 기반으로 한 전산모사 시뮬레이터를 개발하였다. 기본적으로 Visual $C++^{(R)}$를 이용하여 제작하였으며, 모델의 시각화를 위해 $OpenGL^{(R)}$ 라이브러리를 이용하여 개발하였다. 컴퓨터 단층촬영 시뮬레이션 수행을 위한 입력파일의 생성과 MCNP를 이용한 시뮬레이션 실행, 그리고 투과영상 생성과 단층영상 재구성을 수행할 수 있는 기능을 구현하였다. 개발한 시뮬레이터의 검증을 위하여 콘트라스트 팬텀(contrast phantom)에 대해 실험과 시뮬레이션을 수행하였다. 산란 엑스선, 영상센서의 잡음 및 픽셀 결함에 의한 structured noise 등을 시뮬레이션에서 고려하지 못했기 때문에 두 결과가 정확하게 일치하지는 않았으나, 매우 유사한 비교 결과를 얻을 수 있었다. 본 연구를 통해 개발한 MCNP 기반의 CBCT 전산모사 시스템은 CBCT의 이해, 실제 시스템의 설계 및 제작시에 도움을 줄 것으로 기대된다.

• 지질공학
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• 제27권4호
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• pp.429-438
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• 2017

지질학, 자원공학의 다양한 분야에서 적용되는 중성자검층의 활용성과 측정값의 신뢰성을 높이기 위하여 Monte Carlo 알고리듬에 기초한 MCNP 모델링을 수행하였다. 본 연구에서는 중성자 존데와 지층의 수치모형화를 기본으로 존데 고유의 교정곡선과 MCNP 모델링으로 계산한 교정곡선과의 비교를 통해 모델링의 적정성을 확인하고 암상변화, 공극 유체 특성, 시추공 지름 변화, 케이싱 영향, 공내수 영향을 모델링 결과를 이용하여 고찰하였다. 모델링 결과, 암상 변화에 따른 중성자 계수율 비율의 변화를 정량적으로 파악하였다. 시추공 지름이 존데와 비슷한 3인치의 경우, 지름이 큰 경우보다 계수율의 비가 예상보다 높게 나타났다. 이와 같은 결과는 공내수 영향이 작은 영향으로 해석되었다. 케이싱 내에서의 반응과 나공에서의 반응을 비교할 때 전반적으로 차이가 작았으며 특히 지층의 공극률이 증가하면 케이싱 영향이 감소하여 구분이 어려웠다. 지하수위 상부에 대한 모델링 결과는 지하수위 하부와는 반대의 경향을 나타냈으며 지하수위 파악에도 정성적으로 이용이 가능할 것으로 예상된다. 다양한 시추공 환경에 대한 모델링 결과는 중성자검층 현장자료의 자료처리와 해석이 유용하게 이용될 것으로 예상된다.

• 한국의학물리학회:학술대회논문집
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• 한국의학물리학회 2002년도 Proceedings
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• pp.485-488
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• 2002

In order to understand and quantitatively analyze the physical phenomena and behavior of each component of mammography system during the breast imaging, we simulated mammography imaging using Monte Carlo simulation codes. MCNP4B code was used for our simulation purpose, and we investigated the effect of target material, anode angle, filtration, peak voltage and exposure on the image quality of mammograms. From the simulation results we expect that optimized operation condition of mammography system can be found.

• 방사성폐기물학회지
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• 제13권1호
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• pp.21-34
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• 2015

원자력발전소 해체를 준비하기 위해서는 해체대상 발전소에 대한 선원항 평가가 선행되어야 한다. 해체전략 수립단계에서 선원항 평가 결과를 토대로 해체 폐기물을 분류하고 비용평가를 수행한다. 본 연구에서는 월성 1호기의 예비 선원항 계산을 수행할 수 있도록 MCNP/ORIGEN-2 모델의 타당성 평가를 수행하였다. 연소도가 다른 핵연료 다발의 악티나이드 계열과 핵분열 생성물의 핵종 수밀도는 싱글 채널 모델을 이용하여 MCNPX 코드로 연소 계산하여 구하였다. 선원항의 정확도에 영향을 미치는 두가지 요인에 대해 조사하였다. 첫번째 요인으로 선원항 계산에 영향을 미치는 중성자 스펙트럼을 MCNP로 계산하여 해당 핵종의 1군 미시 핵단면적에 반영하였다. 중성자 스펙트럼이 반영된 라이브러리로 계산한 선원항과 ORIGEN-2 코드 package에 내장된 library (CANDUNAU.LIB)로 구한 선원항을 비교하였다. 두번째 요인으로 선원항에 대한 출력이력의 영향을 조사하였다. 해체 폐기물의 저준위 폐기물 처분 가능성을 살펴보기 위해, 2010년도 교체된 압력관, 칼란드리아관과 기존 칼란드리아 동체에 대하여 중성자 스펙트럼을 반영한 library를 적용하여 MCNP/ORIGEN-2로 선원항 평가 계산을 수행하였다.