• Nuclear Engineering and Technology
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• 제47권3호
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• pp.293-305
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• 2015

In this paper, we suggest the conceptual design of a water-cooled reactor system for a low-pressure inherent heat sink nuclear desalination plant (LIND) that applies the safety-related design concepts of high temperature gas-cooled reactors to a water-cooled reactor for inherent and passive safety features. Through a scoping analysis, we found that the current LIND design satisfied several essential thermal-hydraulic and neutronic design requirements. In a thermal-hydraulic analysis using an analytical method based on the Wooton-Epstein correlation, we checked the possibility of safely removing decay heat through the steel containment even if all the active safety systems failed. In a neutronic analysis using the Monte Carlo N-particle transport code, we estimated a cycle length of approximately 6 years under 200 $MW_{th}$ and 4.5% enrichment. The very long cycle length and simple safety features minimize the burdens from the operation, maintenance, and spent-fuel management, with a positive impact on the economic feasibility. Finally, because a nuclear reactor should not be directly coupled to a desalination system to prevent the leakage of radioactive material into the desalinated water, three types of intermediate systems were studied: a steam producing system, a hot water system, and an organic Rankine cycle system.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제48권5호
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• pp.1273-1279
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• 2016

Production of iodine-131 by neutron activation of tellurium in tellurium dioxide ($TeO_2$) material requires a target that meets the safety requirements. In a radiopharmaceutical production unit, a new lid for a can was designed, which permits tight sealing of the target by using tungsten inert gaswelding. The leakage rate of all prepared targets was assessed using a helium mass spectrometer. The accepted leakage rate is ${\leq}10^{-4}mbr.L/s$, according to the approved safety report related to iodine-131 production in the TRIGA Mark II research reactor (TRIGA: Training, Research, Isotopes, General Atomics). To confirm the resistance of the new design to the irradiation conditions in the TRIGA Mark II research reactor's central thimble, a study of heat effect on the sealed targets for 7 hours in an oven was conducted and the leakage rates were evaluated. The results show that the tightness of the targets is ensured up to $600^{\circ}C$ with the appearance of deformations on lids beyond $450^{\circ}C$. The study of heat transfer through the target was conducted by adopting a one-dimensional approximation, under consideration of the three transfer modes-convection, conduction, and radiation. The quantities of heat generated by gamma and neutron heating were calculated by a validated computational model for the neutronic simulation of the TRIGA Mark II research reactor using the Monte Carlo N-Particle transport code. Using the heat transfer equations according to the three modes of heat transfer, the thermal study of I-131 production by irradiation of the target in the central thimble showed that the temperatures of materials do not exceed the corresponding melting points. To validate this new design, several targets have been irradiated in the central thimble according to a preplanned irradiation program, going from4 hours of irradiation at a power level of 0.5MWup to 35 hours (7 h/d for 5 days a week) at 1.5MW. The results showthat the irradiated targets are tight because no iodine-131 was released in the atmosphere of the reactor building and in the reactor cooling water of the primary circuit.

• Journal of Radiation Protection and Research
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• 제40권4호
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• pp.211-215
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• 2015

원자력사고 등의 방사선비상시 환경으로 누출된 방사성물질은 일반인의 내부피폭을 야기할 수 있다. 특히 감마선 방출핵종의 내부피폭의 경우 전신계수기가 널리 사용되지만 현장에서 신속히 내부피폭을 분류하는 용도로는 부적합하다. 본 연구에서는 휴대용 감마스펙트로메터를 비상시 내부피폭 신속분류에 적용하기 위하여 몬테카를로 전산모사 방법을 이용하여 NaI 검출기의 계측효율을 BOMAB 팬텀의 크기별로 평가하였다. 두 가지 측정 지오메트리에서 계측효율을 비교한 결과 앉은 모델에서의 계측효율이 서 있는 모델에 비해 약 1.1배 높은 계측효율을 나타내었다. 하지만 측정 지오메트리에 의한 계측효율 차이보다 신체크기에 따른 계측효율 차이가 크게 발생하는 것을 확인하였다. 특히 신체크기가 작은 4세 팬텀의 경우 표준남성과 비교하면 약 2.4~3.1배의 높은 계측효율을 나타내어 신체크기가 상이한 일반인을 대상으로 내부피폭을 모니터링할 경우 반드시 계측효율에 대한 고려가 필요한 것으로 확인되었다.

• 한국의학물리학회지:의학물리
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• 제15권4호
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• pp.215-219
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• 2004

MOSFET 선량계는 기존의 선량계들에 비해 여러 가지 장점이 있기 때문에 최근에 방사선 치료뿐만 아니라 방사선 진단 등 기타 여러 분야에서 선량검증을 위해 시도되고 있다. 하지만 이렇게 사용되기 위해서는 중ㆍ저에너지 범위의 광자선에 대한 MOSFET 선량계의 방사선학적 특성파악이 선행되어야 한다. 본 연구에서는 고감도 MOSFET 선량계의 여러가지 방사선학적 특성을 자세하게 연구할 수 있는 3차원 몬테칼로 전산모사 모델을 개발하였다. 고감도 MOSFET 선량계의 검출부위는 매우 얇아서 MCNP에서 기본적으로 제공하는 Tally를 사용하면 검출부위에 흡수된 에너지를 정확하게 결정할 수 없으므로 검출부위에 주어진 에너지를 전자들의 트랙들로부터 직접 계산하는 방법을 채택하였다. 개발된 모델은 에너지 의존도, 전자 기여도, 깊이 의존도 등의 MOSFET 선량계의 방사선학적 특성을 연구하기 위해 사용되었다. 에너지 의존도는 15 keV에서 6 MeV 에너지 범위에서 정량화하였는데 약 40 keV에서 최대 6.6으로 나타났다. 본 연구에서는 PTRAC 파일과 Sabrina 코드를 이용하여 MOSFET 선량계 각 부분에서의 전자 기여도를 조사하였다. 깊이 의존도는 신체 내 평균 깊이를 15 cm로 가정할 때 0.662 MeV의 경우는 교정인자 1.16 그리고 1.25 MeV의 경우는 교정인자 1.11을 사용하여 깊이 의존도에 의한 오차를 줄일 수 있다.

• Journal of Radiation Protection and Research
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• 제18권2호
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• pp.71-79
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• 1993

중성자 측정장비 교정을 위한 표준중성자장을 제작하기 위하여 순수멕스월분포(kt=1.42MeV)로부터 $^{252}Cf$ 자발핵분열 중성자선원의 밀봉이 교정인자에 미치는 영향을 고찰하였다. SR-Cf-100과 SR-Cf-1273 밀봉모형을 실제 제작조건으로 하여 MCNP 코드를 사용하여 몬테카를로 모의를 수행하여, 비등방성교정인자와 선속밀도-대-선량당량 환산인자를 산정하였고, 다른 연구결과와 비교하였다. 결과로서, $FI({\theta}=90^{\circ})$는 1.061(통계오차 : ${\pm}0.2%$), $H/{\Phi}$는 $333.9(pSv\;cm^2)$ (통계오차 : ${\pm}0.5%$)인 것으로 산정되었다. 이 환산인자$(H/{\Phi})$의 값은 ISO 8529의 권고보다 1.8%가 작은 것인데, 이것은 한국원자력연구소의 비감속 $^{252}Cf$중성자선원의 스펙트럼이 ISO의 것보다 약간 더 연화하다는 물리적 의미를 갖는다.

• 대한방사선기술학회지:방사선기술과학
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• 제40권4호
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• pp.605-611
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• 2017

검출기의 구조를 PENELOPE의 코드를 사용하여 전산모사 하였다. 표준혼합시료(450, 1,000 ml)를 사용하여 다양한 밀도와 높이에 따른 저에너지(59.54 keV)부터 고 에너지(1,836.05)에 대한 측정효율과 PENELOPE 전산모사에서 구한 효율을 비교하였으며, 또한 자체흡수에 대한 효율을 보정하여 다양한 환경시료에 적용하여 검출하한치를 알아보고자 한다. 표준혼합선원의 전체에너지 피크효율 값을 적용하여 높이에 따른 효율변화를 측정치와 PENELOPE의 전산모사 값과 비교하였다. 여기서 구한 값들을 자체흡수 보정하여 구한 효율을 실제 환경시료에 적용하여 검출하한치 값들을 구하였다. 밀도보정인자는 밀도가 $0.4g/cm^3$에서 241Am(59.54 keV)의 밀도보정인자는 1.15, PENELOPE 전산모사에서는 1.153, 137CS(661.66 keV) 에서는 $1.06g/cm^3$, PENELOPE 전산모사에서는 1.064, 88Y(1,836.04 keV)에 대한 밀도보정인자는 1.03, PENELOPE 전산모사에서는 1.033으로 불확도는 1% 이내에서 잘 일치함을 확인하였다. 환경 시료의 밀도에 따른 방사능 농도는 시료량이 많을수록, 측정시간이 증가할수록 MDA(Minimum Detectable Activity) 값이 감소함을 확인할 수 있었다.

• 대한방사선기술학회지:방사선기술과학
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• 제44권4호
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• pp.359-365
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• 2021

A heavy particle accelerator is a device that accelerates particles using high energy and is used in various fields such as medical and industrial fields as well as research. However, secondary neutrons and particle fragments are generated by the high-energy particle beam, and among them, the neutrons do not have an electric charge and directly interact with the nucleus to cause radiation of the material. Quantitative evaluation of the radioactive material produced in this way is necessary, but there are many difficulties in actual measurement during or after operation. Therefore, this study compared and evaluated the generated radioactive material in the concrete shield for protons and carbon ions of specific energy by using the simulation code FLUKA. For the evaluation of each energy of proton beam and carbon ion, the reliability of the source term was secured within 2% of the relative error with the data of the NASA Space Radiation Laboratory(NSRL), which is an internationally standardized data. In the evaluation, carbon ions exhibited higher neutron flux than protons. Afterwards, in the evaluation of radioactive materials under actual operating conditions for disposal, a large amount of short-lived beta-decay nuclides occurred immediately after the operation was terminated, and in the case of protons with a high beam speed, more radioactive products were generated than carbon ions. At this time, radionuclides of ⁴⁴Sc, ³H and ²²Na were observed at a high rate. In addition, as the cooling time elapsed, the ratio of long-lived nuclides increased. For nonparticulate radionuclides, ³H, ²²Na, and for particulate radionuclides, ⁴⁴Ti, ⁵⁵Fe, ⁶⁰Co, ¹⁵²Eu, and ¹⁵⁴Eu nuclides showed a high ratio. In this study, it is judged that it is possible to use the particle accelerator as basic data for facility maintenance, repair and dismantling through the prediction of radioactive materials in concrete according to the cooling time after operation and termination of operation.

• 한국방사선학회논문지
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• 제15권4호
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• pp.401-408
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• 2021

양성자 치료는 방사선치료 중 하나로 브래그 피크로 알려진 물리적 특성을 활용한 방법이다. 양성자 치료계획 수립 시 주로 전산화단층촬영(CT)의 인체 횡단면 영상이 사용되고 있다. CT는 사용되는 관전압에 따라 HU가 변하게 되며 이는 구조물의 경계, 두께 변화로 이어진다. 본 연구는 Geant4를 이용하여 복합 물질로 구성된 두개골 팬텀에서 두께 변화에 따른 뇌 영역의 브래그 곡선의 변화를 살펴보았다. 먼저, 단일 물질로 구성된 팬텀에서 매질의 종류와 양성자의 입사에너지에 따른 브래그 곡선을 측정하여 Geant4 계산결과의 신뢰성을 확보하였다. 두개골 팬텀의 각 두께를 변동하였을 때 뇌 영역에서 발생하는 피크의 위치변화를 측정하였다. 연부조직의 두께를 변화하였을 때 피크의 위치 변화는 나타나지 않았으며, 피부의 두께를 변화하였을 때 피크의 변화는 적었으며, 주로 뼈의 두께를 변화할 때 피크의 위치 변화가 나타났다. 또한 뼈를 단독으로 변화하였을 때와 뼈를 다른 조직과 함께 변화하였을 때 피크의 위치 변화량은 동일하였다. 뼈의 정확한 두께 측정이 방사선치료계획의 선량-깊이 분포 예측에 주요 인자 중 하나임을 확인하였다.

• 한국지반공학회논문집
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• 제23권12호
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• pp.61-73
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• 2007

본 논문에서는 국내 하중저항계수설계법 개발의 일환으로 구조물기초설계기준에 적용된 항타강관말뚝의 두 정역학적 지지력공식에 대하여 대표적인 신뢰성분석기법인 일차신뢰도법(FORM)과 몬테카를로 시뮬레이션(MCS)을 이용한 강도 높은 신뢰성해석을 수행하고 그 신뢰성수준을 평가하였다. 두 정역학설계법에 대한 저항편향계수는 대표 측정지지력과 설계지지력을 비교함으로써 평가하였다. 국내 정재하시험 및 지반조사 자료를 수집하여 말뚝의 측정 극한지지력을 결정하였고, 정역학적 지지력공식과 Meyerhof 경험식을 이용하여 설계 극한지지력을 산정하였다. 정확하고 효율적인 신뢰성평가를 위해 일차신뢰도법 및 몬테카를로 시뮬레이션 기반의 컴퓨터 프로그램을 개발하였다. 저항편향계수의 통계치를 이용하여 명시적 형태의 간편법인 평균일계이차모멘트법(MVFOSM)과 개선된 방법인 일차신뢰도법 및 몬테카를로 시뮬레이션에 의한 신뢰성해석을 수행하여 그 결과를 비교하였다. 또한 신뢰성 분석에 대한 주요 확률변수의 영향정도와 민감도를 파악하기 위하여 매개변수연구를 수행하였다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제55권12호
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• pp.4447-4464
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• 2023

This paper focuses on the development of a new computational model of the CNESTEN's TRIGA Mark II research reactor using the 3D continuous energy Monte-Carlo code TRIPOLI-4 (T4). This new model was developed to assess neutronic simulations and determine quantities of interest such as kinetic parameters of the reactor, control rods worth, power peaking factors and neutron flux distributions. This model is also a key tool used to accurately design new experiments in the TRIGA reactor, to analyze these experiments and to carry out sensitivity and uncertainty studies. The geometry and materials data, as part of the MCNP reference model, were used to build the T4 model. In this regard, the differences between the two models are mainly due to mathematical approaches of both codes. Indeed, the study presented in this article is divided into two parts: the first part deals with the development and the validation of the T4 model. The results obtained with the T4 model were compared to the existing MCNP reference model and to the experimental results from the Final Safety Analysis Report (FSAR). Different core configurations were investigated via simulations to test the computational model reliability in predicting the physical parameters of the reactor. As a fairly good agreement among the results was deduced, it seems reasonable to assume that the T4 model can accurately reproduce the MCNP calculated values. The second part of this study is devoted to the sensitivity and uncertainty (S/U) studies that were carried out to quantify the nuclear data uncertainty in the multiplication factor k_eff. For that purpose, the T4 model was used to calculate the sensitivity profiles of the k_eff to the nuclear data. The integrated-sensitivities were compared to the results obtained from the previous works that were carried out with MCNP and SCALE-6.2 simulation tools and differences of less than 5% were obtained for most of these quantities except for the C-graphite sensitivities. Moreover, the nuclear data uncertainties in the k_eff were derived using the COMAC-V2.1 covariance matrices library and the calculated sensitivities. The results have shown that the total nuclear data uncertainty in the k_eff is around 585 pcm using the COMAC-V2.1. This study also demonstrates that the contribution of zirconium isotopes to the nuclear data uncertainty in the k_eff is not negligible and should be taken into account when performing S/U analysis.