• 방사성폐기물학회지
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• 제20권4호
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• pp.511-521
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• 2022

Decommissioning of nuclear power plants generates a large amount of radioactive waste in a short period. Moreover, Radioactive waste has various forms including a large volumes of metal, concrete, and solid waste. The disposal of decommissioning waste using 200 L drums is inefficient in terms of economics, work efficiency, and radiation safety. Therefore, The Korea Radioactive Waste Agency is developing large containers for the packaging, transportation, and disposal of decommissioning waste. Assessing disposability considering the characteristics of the radioactive waste and facility, convenience of operation, and safety of workers is necessary. In this study, the exposure dose rate of workers during the disposal of new containers was evaluated using Monte Carlo N-Particle Transport code. Six normal and four abnormal scenarios were derived for the assessment of the dose rate in a near surface disposal facility operation. The results showed that the calculated dose rates in all normal scenarios were lower than the direct exposure dose limitation of workers in the safety analysis report. In abnormal scenarios, the work hours with dose rates below 20 mSv·y^-1 were calculated. The results of this study will be useful in establishing the optimal radiation work conditions.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제55권9호
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• pp.3506-3513
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• 2023

In this paper, we demonstrate the neutron attenuation of dry cask shielding materials using the S670e helium-4 detector manufactured by Arktis Radiation Ltd. In particular, two materials expected to be applied to the TN-32 dry cask manufactured by ORANO Korea and KORAD-21 by the Korea Radioactive Waste Agency (KORAD) were utilized. The measured neutron attenuation was compared with our Monte Carlo N-Particle Transport simulation results, and the difference is given as the root mean square (RMS). For the fast neutron case, a rapid decline in neutron counts was observed as a function of increasing material thickness, exhibiting an exponential relationship. The discrepancy between the experimentally acquired data and simulation results for the fast neutron was maintained within a 2.3% RMS. In contrast, the observed thermal neutron count demonstrated an initial rise, attained a maximum value, and exhibited an exponential decline as a function of increasing thickness. In particular, the discrepancy between the measured and simulated peak locations for thermal neutrons displayed an RMS deviation of approximately 17.3-22.4%. Finally, the results suggest that a minimum thickness of 5 cm for Li-6 is necessary to achieve a sufficiently significant cross-section, effectively capturing incoming thermal neutrons within the dry cask.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제54권11호
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• pp.4084-4094
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• 2022

The Advanced Fuels Campaign Fission Accelerated Steady-state Test (FAST) at Idaho National Laboratory (INL) completed its first irradiation cycle within the Advanced Test Reactor (ATR). The test focused on the irradiation of alloy fuel forms for use in sodium fast reactors. The first cycle of FAST testing was completed and four rodlets were removed for the initial post irradiation examination (PIE). The rodlet design and irradiation conditions were evaluated using Monte Carlo N-Particle (MCNP) for as-run power history and COMSOL for temperature analysis. These rodlets include a set of low burnups (~2.5 % fissions per initial metal atoms [%FIMA]), control rodlets, and a helium-bonded annular rodlet (4.7 %FIMA). Nondestructive PIE has been completed and includes visual inspection, neutron radiography and gamma scanning of the FAST capsules and rodlets. Radiography confirmed the integrity of the experiments, revealed that the annulus in the annular fuel was filled at a modest burnup (4.7 %FIMA), and indicated potential slumping of the cooler rodlets at lower burnup. Precision gamma scanning indicated mostly usual fission product behavior, except for cesium in the He-bonded annular fuel. Future destructive PIE will be necessary to fully interpret the effects of accelerated irradiation on U-Zr metallic fuel behavior.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제54권2호
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• pp.523-531
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• 2022

In order to study the sensitivity and the uncertainty of the Moroccan research reactor TRIGA Mark II, a model of this reactor has been developed in our ERSN laboratory for use with the N-Particle MCNP Monte Carlo transport codes (version 6). In this article, the sensitivities of the effective multiplication factor of this reactor are evaluated using the ENDF/B-VII.0, ENDF/B-VII.1 and JENDL-4.0 libraries and in 44 energy groups, for the cross sections of the fuel (U-235 and U-238) and the moderator (H-1 and O-16). However, the quantification of the uncertainty of the nuclear data is performed using the nuclear code NJOY99 for the generation and processing of covariance matrices. On the one hand, the highest uncertainty deviations, calculated using the ENDFB-VII.1 and JENDL4.0 evaluations, are 2275, 386 and 330 pcm respectively for the reactions U₂₃₅(n, f), $ U_{235}(n\bar{\nu})$ and H₁(n, γ). On the other hand, these differences are very small for the neutron reactions of O-16 and U-238. Regarding the neutron spectra, in CT-mid plane, they are very close for the three evaluations (ENDF/B-VII.0, ENDF/B-VII.1 and JENDL-4.0). These spectra present two peaks (thermal and fission) around the energies 0.05 eV and 1 MeV.

• Radiation Oncology Journal
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• 제19권1호
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• pp.66-73
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• 2001

목적 : 붕소-중성자 포획치료법(Boron Neutron Capture Therapy, BNCT)을 위해 원자력병원 싸이클로트론에서 발생되는 최대에너지 34.4 MeV의 속중성자(Fast neutron)를 70 cm 파라핀으로 감속시킨 후 선량 특성을 조사하였다. 그 결과를 토대로 열외중성자(Epithermal neutron) 선량 측정법에 대한 프로토콜을 확립하여 원자로에서 방출되는 열외 중성자 선량 특성 평가의 기초를 삼고, 가속기를 이용한 BNCT 연구에 대한 타당성 여부를 조사하고자 한다. 대상 및 방법 : 공기 중 선량 및 물질 내 선량 분포 측정을 위해 Unidos 10005 (PTW, Germany) 전기계와 조직 등가 물질인 A-150 플라스틱으로 제작된 IC-17 (Far West, USA) 및 IC-18, ElC-1 이온함을 사용하였고, 감마선의 측정을 위해서는 마그네슘으로 제작된 IC-l7M 이온함을 이용하였으며 조직등가 기체와 아르곤 기체를 분당 5cc 씩 주입하며 측정하였다. 중성자, 광자, 전자가 혼합된 장의 모의 수송 해석을 위해 이용되는 Monte Carlo N-Particle (MCNP) transport code를 사용하여 2차원적 선량 분포 및 에너지 분포를 계산하였으며 이 결과를 측정값과 비교하였다. 결과 : BNCT에서의 유효 치료 깊이인 물 팬텀 4 cm에서의 선량은 치료기 1 MU 당 $6.47\times10^{-3}\;cGy$로 미세하였으며, 이때 감마 오염도(contamination)는 $65.2{\pm}0.9\%$로 중성자보다는 감마선에 의한 선량 기여분이 우세하였다. 깊이에 따른 선량 분포 특성에서는 중성자 선량은 선형적으로 감쇠 되었고, 감마선량은 지수적으로 보다 급격히 감쇠되는 경향을 보였으며 전체 선량의 $D_{20}/D_{10}$은 0.718 이었다. MCNP에 의한 에너지 분포 전산 계산의 결과 2.87 MeV 이하에서 중성자 피크가 나타났으며, 저에너지 영역에서는 감마선이 연속적으로 분포되는 양상을 보였다. 결론 : 벽 물질이 서로 다른 두 개의 이온함을 사용한 직접 선량 측정과 MCNP 전산 시뮬레이션을 이용한 공간 선량분포 계산으로 미세 속중성자 빔에 대한 선량 특성을 파악할 수 있었으며, 원자로 열외중성자 주(Epithermal neutron column)에 대한 선량 평가 자료로 확보하였다. 아울러 가속기에 대한 연구가 진행되어 고전압, 고전류를 발생시키는 전원 공급장치와 표적핵(Target) 물질이 개발되고 비스무스나 납 등에 의해 감마 오염도를 줄일 경우, 싸이크로트론에 의한 보론-중성자 포획치료도 가능해질 것으로 판단된다.

• Radiation Oncology Journal
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• 제28권4호
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• pp.224-230
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• 2010

목적: 본 연구에서는 콘빔 CT에서 산란선 제거를 위한 aft-multple-slit (AMS) 시스템을 설계하였다. 예비 연구로서 본 시스템의 효용성을 검증하기 위해 MC 시뮬레이션을 수행하였다. 대상 및 방법: 가상 시뮬레이션은 산란선과 산란선+일차선을 계산할 수 있는 MCNPX의 radiography tally 5를 이용하였다. AMS는 빔의 발산성을 고려한 각이 동일한 아크 형태이고, 길이 방향에서의 산란선을 막는다. AMS의 효용성을 위한 평가는 AMS를 사용하지 않았을 때의 일차선과 산란선을 비교함으로써 수행되었다. 2D projection 영상을 얻기 위해 전체의 AMS는 한번의 캔트리 회전 후 AMS에 의해 가려진 부분의 영상 획득을 위해 다시 한 번 회전하는 구조이다. 결과: 일차선의 2D projection 영상은 모든 AMS의 폭에서 그리고 AMS를 사용하지 않았을 때에도 동일하였으나 일차선+산란선의 2D projection 영상은 slit의 폭에 따라 결과가 변했다. Slit의 폭을 5 mm, 10 mm, 15 mm, 20 mm로 하였을 때 평균 산란성 제거율은 29%, 15%, 9%, 8%였다. 결론: 본 연구에서는 AMS를 이용한 콘빔 CT의 산란선 제거 효과를 평가하였다. MC 시뮬레이션을 이용한 본 시스템의 사전 연구에서는 상당한 산란선 제거 효과를 보여주었다.

• 한국진공학회:학술대회논문집
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• 한국진공학회 2011년도 제41회 하계 정기 학술대회 초록집
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• pp.312-312
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• 2011

In SiH4/H2 discharge for growth process of hydrogenated amorphous silicon (a-Si:H), silane polymers, produced by SiH2 + Sin-1H2n ${\rightarrow}$ SinH2n+2, have no reactivity on the film-growing surface. However, under the SiH2 rich condition, high silane reactive species (HSRS) can be produced by electron collision to silane polymers. HSRS, having relatively strong reactivity on the surface, can react with dangling bond and form Si-H2 networks which have a close correlation with photo-induced degradation of a-Si:H thin film solar cell [1]. To find contributions of suggested several external plasma conditions (pressure, frequency and ratio of mixture gas) [2,3] to suppressing productions of HSRS, some plasma characteristics are studied by numerical methods. For this study, a zero-dimensional global model for SiH4/H2 discharge and a one-dimensional particle-in-cell Monte-Carlo-collision model (PIC-MCC) for pure SiH4 discharge have been developed. Densities of important reactive species of SiH4/H2 discharge are observed by means of the global model, dealing 30 species and 136 reactions, and electron energy probability functions (EEPFs) of pure SiH4 discharge are obtained from the PIC-MCC model, containing 5 charged species and 15 reactions. Using global model, SiH2/SiH3 values were calculated when pressure and driving frequency vary from 0.1 Torr to 10 Torr, from 13.56 MHz to 60 MHz respectively and when the portion of hydrogen changes. Due to the limitation of global model, frequency effects can be explained by PIC-MCC model. Through PIC-MCC model for pure SiH4, EEPFs are obtained in the specific range responsible for forming SiH2 and SiH3: from 8.75 eV to 9.47 eV [4]. Through densities of reactive species and EEPFs, polymerization reactions and production of HSRS are discussed.

• 한국응용과학기술학회지
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• 제32권2호
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• pp.330-338
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• 2015

N-propyl-N,N-dimethylethanolamine의 산란혼탁매질에서 형광, 산란과 응집의 영향은 파장 과 산란된 형광세기로 나타내는데, laser induced fluorescence(LIF) 분광학에 의한 분자특성으로 나타난다. 산란매질에서 광학적 효과는 광학적 파라미터들(${\mu}_s$, ${\mu}_a$, ${\mu}_t$)에 의해 표현되고 응집은 고-액상 분리 공정에서 중요하게 활용되고 있다. 따라서 입자가 서로 접근될 때 콜로이드 입자들의 상호작용을 LIF와 응집효과로 분석하였다. Monte Carlo simuation과 실험으로 레이저 광원에서 검출기까지 거리의 함수에 의해 농도가 묽어짐에 따라 산란세기가 기하급수적으로 감소함을 알 수 있었다. 이는 유지화학, 생의학, 레이저 의학, 의공학 분야적용에 LIF와 입자이동 현상은 아주 적합한 모델 연구에 큰 도움이 될 것이다.

• Journal of Radiation Protection and Research
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• 제41권1호
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• pp.71-79
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• 2016

연구배경: 생활주변방사선 안전관리법에 의한 가공제품의 방사선학적 안전성 평가를 위해서는 가공제품에 함유된 천연방사성핵종의 정량적 평가가 필요하다. 기존 분석법을 위한 파괴적 전처리는 높은 수준의 기술과 많은 시간이 소요되고, 측정 후 가공제품의 재사용을 불가능하게 하는 단점이 있다. 본 연구에서는 가공제품에 함유된 천연방사성핵종인 토륨계열의 방사능을 평가하기 위해 전처리 과정이 생략되거나 최소화된 방법인 간단/신속 분석법을 개발하였다. 재료 및 방법: 개발된 분석법은 감마분광분석 시스템을 이용하여 전처리 없이 가공제품의 방사능을 간단하고 신속하게 측정하고, 시료의 구성물질, 밀도, 기하학적 형태에 대한 보정을 통하여 방사능을 정확하게 평가할 수 있는 방법이다. 상기 요소에 대한 보정을 위해 변환상수 개념을 도입하였으며, 방사선수송 전산모사를 통해 변환상수를 도출하였다. 본 연구의 대상으로는 일반인이 흔하게 사용하고, 인체에 착용하거나 인체 접촉이 많은 가공제품, 즉 일반인에게 상대적으로 높은 피폭방사선량을 초래할 수 있는 대표적인 가공제품이 선정되었다. 본 연구에서 선정된 가공제품은 건강목걸이, 건강팔찌, 남성용 건강보조기구, 매트 형태의 가공제품에 장착된 타일이었다. 결과 및 고찰: 상기 제품에 대한 변환상수를 Monte Carlo N-Particle eXtended (MCNPX)를 이용하여 도출하였으며, 도출된 변환상수는 0.31-0.47의 범위에 분포하였다. 전처리 없이 가공제품 원형을 그대로 측정한 단순 측정 분석법의 경우 가공제품에 함유된 토륨계열의 방사능은 실제보다 약 2.8배까지 과대평가 되었다. 본 연구에서 개발한 간단/신속 분석법을 사용하는 경우에는 전처리를 통한 정밀분석법과 비교하여 그 차이가 3-24% 정도로 크게 줄어들었다. 결론: 본 연구에서 개발한 분석법은 향후 추가적인 가공제품의 재질 및 형태에 대한 변환상수의 개발을 통해 다양한 가공제품의 방사선학적 안정성 평가에 활용될 수 있을 것이다.

• 한국의학물리학회지:의학물리
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• 제28권3호
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• pp.77-82
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• 2017

We proposed the objective ROC analysis method based on the setting of threshold value for evaluation of single photon emission computed tomography (SPECT) image. This proposed ROC analysis method uses the quantification computational threshold value to each signal on the SPECT image. The SPECT images for this study were acquired by using Monte Carlo n-particle extended simulation code (MCNPX, Ver. 2.6.0, Los Alamos National Laboratory, USA). The basic SPECT detectors and specific water phantom were realized in the simulation, and we could get the simulation results by the simulation operation. We tried to analyze the reconstructed images using threshold value application based objective ROC method. We can get the accuracy information of reconstructed region in the image. This proposed ROC technique can be helpful when we have to evaluate the weak signal for the NM image. In this study, the proposed threshold value based computational ROC analysis method can provide better objectivity than the conventional ROC analysis method.