• Journal of Radiation Protection and Research
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• 제48권2호
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• pp.90-99
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• 2023

Background: Quantitative risk assessments should be accompanied by uncertainty analyses of the risk models employed in the calculations. In this study, we aim to develop a computational code named SUMRAY for use in cancer risk projections from radiation exposure taking into account uncertainties. We also aim to make SUMRAY publicly available as a resource for further improvement of risk projection. Materials and Methods: SUMRAY has two versions of code written in R and Python. The risk models used in SUMRAY for all-solid-cancer mortality and incidence were those published in the Life Span Study of a cohort of the atomic bomb survivors in Hiroshima and Nagasaki. The confidence intervals associated with the evaluated risks were derived by propagating the statistical uncertainties in the risk model parameter estimates by the Monte Carlo method. Results and Discussion: SUMRAY was used to calculate the lifetime or time-integrated attributable risks of cancer under an exposure scenario (baseline rates, dose[s], age[s] at exposure, age at the end of follow-up, sex) specified by the user. The results were compared with those calculated using another well-known web-based tool, Radiation Risk Assessment Tool (RadRAT; National Institutes of Health), and showed a reasonable agreement within the estimated confidential interval. Compared with RadRAT, SUMRAY can be used for a wide range of applications, as it allows the risk projection with arbitrarily specified risk models and/or population reference data. Conclusion: The reliabilities of SUMRAY with the present risk-model parameters and their variance-covariance matrices were verified by comparing them with those of the other codes. The SUMRAY code is distributed to the public as an open-source code under the Massachusetts Institute of Technology license.

• 한국의학물리학회지:의학물리
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• 제23권3호
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• pp.199-208
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• 2012

전신에 대해 방사선에 민감한 주요장기가 미리 정의된 인체 전산팬텀(compuational human phantom)은 의료분야에서 방사선 치료에 의한 이차암 위험도 평가 및 진단방사선에 의한 유효선량 평가 등에 유용하게 활용될 수 있다. 본 연구에서는 한국인 여성사체에 대한 고해상도 연속절단면 컬러해부영상을 이용하여 장기 및 조직을 전신에 걸쳐 약 2 mm 간격으로 정밀하게 분할하였고, 이를 이용하여 몬테칼로 전산모사에 사용될 수 있는 VHK-Woman 복셀팬텀을 개발하였다. VKH-Woman 복셀팬텀은 키 160 cm, 몸무게 52.72 kg으로 한국인 여성의 표준체형에 가까우며, 유효선량을 계산할 수 있도록 ICRP 103에 제시된 27개 장기 및 기타 관심장기 12개를 포함한다. VKH-Woman의 복셀 해상도는 $1.976{\times}1.976{\times}2.0619mm^3$이며 복셀행렬의 크기는 $261{\times}109{\times}825$이고, 몬테칼로 코드에 입력하여 사용될 수 있도록 이진파일과 ASCII 파일 형식으로 데이터화되었다.

• 한국방사선학회논문지
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• 제14권4호
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• pp.487-494
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• 2020

선원과 검출기 사이의 거리, 검출기 지름, 방사선원의 부피 효과 등에 의해 검출기 입사면에서 입체각(solid angle)의 변화가 생기고 이는 검출기 내부에서의 경로 길이(path length) 차이를 유발하여 검출효율 결정에 영향을 미친다. 유효입체각 계산을 위한 일반적인 분석 방법은 단순한 기하학적 구조를 가진 선원 (60Co)에만 유용하여 본 실험에서는 검출기와 선원 간 거리 window cap 0.5 cm 기준점으로 하여 25 cm 까지 이동 시 켜면서 측정하였다. 또한 표준부피선원 450 ㎖, 1000 ㎖ 마리넬리 비이커는 검출기에 밀착 시켜 측정하였다. 검출기와 동축인 원형 점선원의 경우, 검출기 창으로부터의 거리에 대한 입체 각도의 변화를 측정치와 몬테카를로 시뮬레이션으로 계산 분석 관계의 결과 검출기의 반지름이 선원의 반지름보다 작을 경우, 입체 각도는 선원의 제곱 반지름 대 검출기의 제곱 반지름의 절반과 같다. 입체 각도의 차이는 0.53가 되므로 몬테카를로의 결과는 허용된다. 검출기-선원 간 거리의 역수와의 관계를 나타내었다. 입체각도는 거리에 따라 급격하게 감소함을 확인하였다. 부피선원에 대한 측정치와 시뮬레이션 결과는 거리 0 cm에서 1.01 %이며 거리가 5 cm, 10 cm로 멀어지면 4 % 미만의 차이를 보인다. 거리가 10 cm 일 때 처음으로 계산결과가 측정 결과보다 작아진다. 이는 거리가 멀어질수록 입체각이 작아지고, 에너지가 낮아질수록 감쇠효과가 지수 함수적으로 증가하는 원리가 효율의 계산에 반영되는 것을 확인할 수 있다. 따라서 검출효율은 고체 각도 및 몬테카를로 코드를 사용하기에 충분함을 입증하였다.

• 대한토목학회논문집
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• 제28권6C호
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• pp.367-377
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• 2008

국내 기초구조물에 대한 하중저항계수설계법 개발의 일환으로 신뢰성에 기반한 항타강관말뚝의 저항계수를 산정하였다. 국내 정재하시험 및 지반조사 자료를 수집, 분석하여 측정 지지력 확인이 가능한 57개 자료에 대해서 선단부 N치 50을 기준으로 두 그룹으로 분류하였다(N<50, $N{\geq}50$). 구조물기초설계기준에서 제안하고 있는 두 가지 정역학적 설계공식에 대해서 대표 측정지지력과 설계지지력을 비교함으로써 저항편향계수를 평가하였다. 저항편향계수의 통계특성을 이용하여 일차신뢰도법 및 몬테카를로 시뮬레이션에 의한 엄밀한 신뢰성 분석을 실시하였다. 신뢰성 분석 결과 및 국내 말뚝기초의 설계, 시공 실무 특성을 종합적으로 고려하여 목표 신뢰도지수를 결정하였다. 무리말뚝의 여용성을 적용할 수 있는 경우 2.0, 2.33, 무리말뚝의 여용성을 적용할 수 없는 경우 2.5의 목표 신뢰도지수를 결정하였고, 일차신뢰도법 및 몬테카를로 시뮬레이션을 적용하여 저항계수를 산정하였다.

• 대한토목학회논문집
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• 제28권1C호
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• pp.19-29
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• 2008

국내 기초구조물에 대한 하중저항계수설계법 개발의 일환으로 항타강관말뚝에 대한 신뢰성 수준을 평가하고 목표 신뢰도지수를 결정하였다. 국내 정재하시험 및 지반조사 자료를 수집하여 말뚝의 대표 측정 극한지지력을 결정하였고, 정역학적 지지력공식과 Meyerhof 경험식을 이용하여 설계 극한지지력을 산정하였다. 이들 자료의 비교 분석을 통해 저항편향계수를 산정하였다. 저항편향계수의 통계 특성을 이용하여 일차신뢰도법 및 몬테카를로 시뮬레이션에 의한 신뢰성 분석을 실시하였다. 정역학적 지지력공식은 자료의 변동성이 낮았고 Meyerhof 경험식은 내재적 보수성이 크게 나타났다. 안전율 3.0~5.0에 대한 신뢰도지수 분석 결과 정역학적 지지력공식은 1.50~2.89, Meyerhof 경험식은 1.61~2.72로 평가되었다. 신뢰성 분석 결과를 바탕으로 목표 신뢰도지수는 무리말뚝으로 시공되는 경우 2.0, 2.33을, 무리말뚝으로 시공되지 않는 경우 2.5의 값을 결정하였다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제41권5호
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• pp.723-728
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• 2009

The response property of the CZT detector ($5{\times}5{\times}5\;mm^3$), widely used in photon spectroscopy, was evaluated by considering the charge collection efficiency, which depends on the interaction position of incident radiation, A quantitative analysis of the energy spectra obtained from the CZT detector was also performed to investigate the tail effect at the low energy side of the full energy peak. The collection efficiency of electrons and holes to the two electrodes (i.e., cathode and anode) was calculated from the Hecht equation, and radiation transport analysis was performed by two Monte Carlo codes, Geant4 and MCNPX. The radiation source was assumed to be 59.5 keV gamma rays emitted from a $^{241}Am$ source into the cathode surface of this detector, and the detector was assumed to be biased to 500 V between the two electrodes. Through the comparison of the results between the Geant4 calculation considering the charge collection efficiency and the ideal case from MCNPX, an pronounced difference of 4 keV was found in the full energy peak position. The tail effect at the low energy side of the full energy peak was confirmed to be caused by the collection efficiency of electrons and holes. In more detail, it was shown that the tail height caused by the charge collection efficiency went up to 1000 times the pulse height in the same energy bin at the calculation without considering the charge collection efficiency. It is, therefore, apparent that research considering the charge collection efficiency is necessary in order to properly analyze the characteristics of CZT detectors.

• 한국산학기술학회논문지
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• 제11권9호
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• pp.3517-3523
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• 2010

본 논문은 이중 에너지 DR(Digital Radiography) 방식 중, 단일 조사 X-선(single shot X-ray exposure) 장치와 이중 모드 검출기 모듈 (Low Energy Detector & High Energy Detector)을 이용한 이중 X-선 이미징이 가능한 검출기 모듈에 관한 연구이다. 상용 BIS(baggage inspection system)에서 사용되고 있는 X-선 발생장치의 스펙트럼과 이중 모드 검출기에 대한 특징 및 방사선적 특성을 분석하여 새롭게 제안 할 검출기 모듈의 최적 설계 방향을 기술하고 상용화된 용화된 LED 및 HED 검출기와 새롭게 제안 한 검출기 모듈에 대해 전기적, 광학적, 방사선적 특성 실험을 실시하여, 새롭게 제안된 검출기 모듈이 BIS 용도로 사용 가능함을 증명하였다. 새롭게 제안 된 검출기 모듈이 적용된 BIS에 대해, 기본 특성 실험에 대한 X-선 영상을 획득하여 실험 및 분석을 실시하였다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제52권2호
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• pp.248-257
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• 2020

This study presents an initial design for a novel system consisting in a coupled nuclear reactor and a phase change material-based thermal energy storage (TES) component, which acts as a buffer and regulator of heat transfer between the primary and secondary loops. The goal of this concept is to enhance the capacity factor of nuclear power plants (NPPs) in the case of high integration of renewable energy sources into the electric grid. Hence, this system could support in elevating the economics of NPPs in current competitive markets, especially with subsidized solar and wind energy sources, and relatively low oil and gas prices. Furthermore, utilizing a prismatic-core advanced high temperature reactor (PAHTR) cooled by a molten salt with a high melting point, have the potential in increasing the system efficiency due to its high operating temperature, and providing the baseline requirements for coupling other process heat applications. The present research studies the neutronics and thermal hydraulics (TH) of the PAHTR as well as TH calculations for the TES which consists of 300 blocks with a total heat storage capacity of 150 MWd. SERPENT Monte Carlo and MCNP5 codes carried out the neutronics analysis of the PAHTR which is sized to have a 5-year refueling cycle and rated power of 300 MW_th. The PAHTR has 10 metric tons of heavy metal with 19.75 wt% enriched UO₂ TRISO fuel, a hot clean excess reactivity and shutdown margin of $33.70 and -$115.68; respectively, negative temperature feedback coefficients, and an axial flux peaking factor of 1.68. Star-CCM + code predicted the correct convective heat transfer coefficient variations for both the reactor and the storage. TH analysis results show that the flow in the primary loop (in the reactor and TES) remains in the developing mixed convection regime while it reaches a fully developed flow in the secondary loop.

• Structural Engineering and Mechanics
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• 제72권6호
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• pp.675-687
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• 2019

As the bridges are an integral part of the transportation network, their function as one of the most important vital arteries during an earthquake is fundamental. In a design point of view, the bridges piers, and in particular the wall piers, are considered as effective structural elements in the seismic response of bridge structures due to their cantilever performance. Owing to reduced seismic load during design procedure, the response of these structural components should be ductile. This ductile behavior has a direct and decisive correlation to the development of plastic hinge region at the base of the wall pier. Several international seismic design codes and guidelines have suggested special detailing to assure ductile response in this region. In this paper, the parameters which affect the length of plastic hinge region in the reinforced concrete bridge with wall piers were examined and the sensitivity of these parameters was evaluated on the length of the plastic hinge region. Sensitivity analysis was accomplished by independently variable parameters with one standard deviation away from their means. For this aim, the Monte Carlo simulation, tornado diagram analysis, and first order second moment method were used to determine the uncertainties associated with analysis parameters. The results showed that, among the considered design variables, the aspect ratio of the pier wall (length to width ratio) and axial load level were the most important design parameters in the plastic hinge region, while the yield strength of transverse reinforcements had the least effect on determining the length of this region.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제49권4호
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• pp.734-743
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• 2017

In order to investigate the swelling behavior and fuel-cladding interaction mechanism of U-10Zr alloy metallic fuel at very low burnup, an irradiation experiment was concisely designed and conducted on the China Mianyang Research Reactor. Two types of irradiation samples were designed for studying free swelling without restraint and the fuel-cladding interaction mechanism. A new bonding material, namely, pure aluminum powder, was used to fill the gap between the fuel slug and sample shell for reducing thermal resistance and allowing the expansion of the fuel slug. In this paper, the concise irradiation rig design is introduced, and the neutronic and thermal-hydraulic analyses, which were carried out mainly using MCNP (Monte Carlo N-Particle) and FLUENT codes, are presented. Out-of-pile tests were conducted prior to irradiation to verify the manufacturing quality and hydraulic performance of the rig. Nondestructive postirradiation examinations using cold neutron radiography technology were conducted to check fuel cladding integrity and swelling behavior. The results of the preliminary examinations confirmed the safety and effectiveness of the design.