• 한국방사성폐기물학회:학술대회논문집
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• 한국방사성폐기물학회 2009년도 학술논문요약집
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• pp.84-85
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• 2009

New approaches for detecting, preventing and remedying environmental damage are important for protection of the environment. Procedures must be developed and implemented to reduce the amount of waste produced in chemical processes, to detect the presence and/or concentration of contaminants and decontaminate fouled environments. Contamination can be classified into three general types: airborne, surface and structural. The most dangerous type is airborne contamination, because of the opportunity for inhalation and ingestion. The second most dangerous type is surface contamination. Surface contamination can be transferred to workers by casual contact and if disturbed can easily be made airborne. The decontamination of the surface in the nuclear facilities has been widely studied with particular emphasis on small and large surfaces. The amount of wastes being produced during decommissioning of nuclear facilities is much higher than the total wastes cumulated during operation. And, the process of decommissioning has a strong possibility of personal's exposure and emission to environment of the radioactive contaminants, requiring through monitoring and estimation of radiation and radioactivity. So, it is important to monitor the radioactive contamination level of the nuclear facilities for the determination of the decontamination method, the establishment of the decommissioning planning, and the worker's safety. But it is very difficult to measure the surface contamination of the floor and wall in the highly contaminated facilities. In this study, the poly(styrene-ethyl acrylate) [poly(St-EA)] core-shell composite polymer for measurement of the radioactive contamination was synthesized by the method of emulsion polymerization. The morphology of the poly(St-EA) composite emulsion particle was core-shell structure, with polystyrene (PS)as the core and poly(ethyl acrylate) (PEA) as the shell. Core-shell polymers of styrene (St)/ethyl acrylate (EA) pair were prepared by sequential emulsion polymerization in the presence of sodium dodecyl sulfate (SOS) as an emulsifier using ammonium persulfate (APS) as an initiator. The polymer was made by impregnating organic scintillators, 2,5-diphenyloxazole (PPO) and 1,4-bis[5-phenyl-2-oxazol]benzene (POPOP). Related tests and analysis confirmed the success in synthesis of composite polymer. The products are characterized by IT-IR spectroscopy, TGA that were used, respectively, to show the structure, the thermal stability of the prepared polymer. Two-phase particles with a core-shell structure were obtained in experiments where the estimated glass transition temperature and the morphologies of emulsion particles. Radiation pollution level the detection about under using examined the beta rays. The morphology of the poly(St-EA) composite polymer synthesized by the method of emulsion polymerization was a core-shell structure, as shown in Fig. 1. Core-shell materials consist of a core structural domain covered by a shell domain. Clearly, the entire surface of PS core was covered by PEA. The inner region was a PS core and the outer region was a PEA shell. The particle size distribution showed similar in the range 350-360 nm.

• 방사성폐기물학회지
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• 제9권4호
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• pp.237-245
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• 2011

후쿠시마 사고 이후 사용후핵연료 저장시설 안전성 재검증 필요성이 증대되고 있는 가운데, 재검증 결과의 신뢰성 향상을 위해 열부하 평가결과의 정확도 향상이 요구되고 있다. 이를 위한 기초연구로 본 연구에서는 상대적으로 중요성이 저평가되었던, 저장시나리오, 연소조건 관련 인자와 같이 붕괴열 및 열부하 평가 영향인자를 도출하고, 고리 4호기를 대상으로 ORIGEN2 코드를 이용해 그 효과를 평가하였다. 대표 저장시나리오에 대한 열부하 평가 결과, 최후 방출 핵연료의 붕괴열은 시나리오에 따라 전체 열부하의 최대 80.42%를 차지해 저장시설 열부하에 지배적인 영향을 미침이 확인되었다. 또한 연소조건 인자로 선택된 축 방향 연소 효과, 연소이력, 비출력 효과에 대한 민감도 분석 수행 결과, 냉각기간이 짧을수록 각 인자의 붕괴열에 대한 영향이 커지는 것으로 확인되었다. 각 인자별로는 비출력, 연소이력, 축 방향 연소 효과의 순으로 붕괴열에 대한 영향력이 컸으며, 특히 비출력의 경우 방출 직후 평균값의 0.34에서 1.66배, 방출 1년 후에는 평균 대비 0.55에서 1.37배까지 붕괴열 변화를 초래함이 확인되었다. 즉, 저장시설의 열부하 평가와 같이 냉각기간이 짧은 핵연료에 대한 해석 시 비출력, 연소이력과 같은 연소조건인자가 해석결과에 매우 큰 차이를 초래할 수 있으므로, 해석결과의 정확도 향상을 위해 기존 해석자의 공학적 판단에 의거한 임의 인자 대표성 핵연료 선택방식 대신 실제 운전 데이터의 적용 등이 필요할 것으로 보인다. 본 연구 결과는 향후 열부하 해석 결과의 정확도 향상 및 불확실도 평가를 위한 기초자료로 활용될 수 있을 것으로 사료된다.

• 방사성폐기물학회지
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• 제6권4호
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• pp.245-255
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• 2008

중 저준위방사성폐기물 처분부지에 대한 건설 및 운영 인허가 취득을 위한 종합적인 부지특성조사가 사업자인 한국수력원자력(주)의 책임 하에 이루어졌으며, 수리지질조사는 부지의 수리지질학적 특성 해석과 방사선적 안전성 평가를 위한 기초자료 생산을 목적으로 수행되었다. 처분부지의 수리지질특성은 주로 지표에서 이루어진 지질조사, 시추조사, 각종 수리시험 및 지구물리탐사 자료를 종합적으로 분석하여 수리지질체계의 특성을 평가하고, 이를 토대로 수리토양영역, 3 개의 수리암반영역 및 5 개의 투수성구조영역으로 구성되는 수리-구조모델을 제시하였다. 본 논문에서 제시된 수리-구조모델과 수리인자는 지하수유동모델 해석 업무에 직접 이용되었다. 본 논문의 결과는 지표조사단계에서 얻어진 자료에 근거한 것이므로 수리지질특성과 관련된 제반 조사방법에 가정과 불확실성이 내재되어 있다. 따라서 현재 진행 중인 지하시설 건설과정에 취득되는 직접적인 수리지질특성 관련 자료를 종합적으로 재 해석함으로써 부지특성조사 단계에서의 가정과 불확실성을 저감시킬 수 있고, 최종적인 수리-구조모델의 신뢰성 향상을 기대할 수 있다.

• Journal of Radiation Protection and Research
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• 제40권4호
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• pp.244-251
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• 2015

본 연구에서는 격납건물의 건전성을 유지시켜 원전 주변의 오염범위를 축소할 수 있는 격납건물 여과배기계통(containment filtered venting system, CFVS)에 초점을 맞추고, 동 설비의 설치 전 후의 피해규모를 분석하여 여과장치의 효용성을 분석하였다. 본 연구에 사용된 코드는 확률론적 영향평가 코드인 MACCS2 이며, 평가에 이용한 사고선원항은 신고리 원자력발전소 1&2 호기의 확률론적 안전성 평가 보고서의 결과를 활용하였다. 주어진 총 19 개의 사고선원항 중 선정된 3 개의 방출군에 대하여 CFVS 적용 전후의 주민이 받는 유효선량과 갑상선선량을 산출하였다. 선량평가 결과는 거리에 따른 선량으로 산출되었으며, IAEA 주민보호조치 권고 기준인 갑상선방호약품 복용 및 방호조치가 필요한 갑상선선량과 유효선량을 초과하는 거리를 기준으로 비교하였다. STC-3, STC-4, STC-6 의 거리에 따른 유효선량은 전 범위(0~35 km)에서 95~99 % 내외의 감소율을 확인할 수 있었으며, 갑상선 선량의 경우 약 96~98 % 내외의 수준으로 유효선량과는 선량감소에서의 비슷한 경향이 있음을 확인 하였다. CFVS 를 적용한 후 대피 및 소개가 취해지는 유효선량 기준값을 초과하는 거리는 모든 방출군에 대하여 평균 1 km 내외로 평가되었다. 특히 STC-4 의 경우 26 km 에서 1.2 km 로 유효 선량을 초과하는 범위가 타 방출군에 비하여 대폭 줄어든 것을 확인할 수 있었다. 갑상선선량 기준값 초과거리의 경우 CFVS 를 적용한 후의 피해범위는 2~3 km 수준으로 산출되었다. 또한 갑상선선량 평가결과는 유효선량의 경우와 같이 STC-4 에서의 피해범위가 대략 50 km 줄어들어 CFVS 적용으로 가장 큰 효과를 보았다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제54권2호
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• pp.479-485
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• 2022

At the Korea Institute of Radiological and Medical Sciences, physical human phantoms were developed to evaluate various radiation protection quantities, based on the mesh-type reference computational phantoms of the International Commission on Radiological Protection. The physical human phantoms were fabricated such that a radiophotoluminescent glass dosimeter (RPLGD) with a Tin filter, namely GD-352M, could be inserted into them. A Tin filter is used to eliminate the overestimated signals in low-energy photons below 100 keV. The measurement uncertainty of the RPLGD reader system based on GD-352M should be analyzed for obtaining reliable protection quantities before using it for practical applications. Generally, the measurement uncertainty of RPLGD systems without Tin filters is analyzed for quality assurance of radiotherapy units using a high-energy photon beam. However, in this study, the measurement uncertainty of GD-352M was analyzed for evaluating the protection quantities. The measurement uncertainty factors in the RPLGD include the reference irradiation, regression curve, reproducibility, uniformity, energy dependence, and angular dependence, as described by the International Organization for Standardization (ISO). These factors were calculated using the Guide to the Expression of Uncertainty in Measurement method, applying ISO/ASTM standards 51261(2013), 51707(2015), and SS-ISO 22127(2019). The measurement uncertainties of the RPLGD reader system with a coverage factor of k = 2 were calculated to be 9.26% from 0.005 to 1 Gy and 8.16% from 1 to 10 Gy. A blind test was conducted to validate the RPLGD reader system, which demonstrated that the readout doses included blind doses of 0.1, 1, 2, and 5 Gy. Overall, the E_n values were considered satisfactory.

• 대한토목학회논문집
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• 제31권5A호
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• pp.369-378
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• 2011

본 논문은 RC(Reinforced Concrete), SC(Steel-Plate Concrete) 격납구조에 대한 대형 민항기 충돌에 관한 응답해석을 Hydrocode인 Autodyn-3D를 통해 수행하였다. 이전에 연구된 대부분의 항공기 충돌 해석에서의 충격 하중은 국부적인 부분(동체면적의 약 2배)에 대해 Riera의 충격하중함수를 적용하는 방법을 이용하여왔다. 하지만, 본 논문에서는 실제 Boeing 767과 유사한 모델을 구현하여 대상 구조체에 직접 충돌 시켜 나타나는 현상을 비교 분석 하였으며, 항공기 모델은 강성벽(Rigid Target)에 대해 항공기를 충돌 시켰을 시 발생되는 충돌하중이력곡선과, Riera 함수를 이용한 충돌하중이력곡선과의 비교를 통하여 검증하였다. 항공기 충돌 시, SC 격납구조에 대한 충돌저항능력 및 응답, 안전성 효과를 평가 하기 위해 무근 콘크리트(Plain Concrete:PC), 철근 콘크리트(Reinforced Concrete:RC), 철근 콘크리트와 완전 부착된 내부 Liner Plate(CLP:Containment Liner Plate), 그리고 SC 격납구조에 대한 해석을 수행하였다. 따라서 항공기 충돌과 같은 비정상충격하중이 RC구조와 SC구조에 가해질 경우에 대한 거동 예측이 가능하며, 보수적인 안전성이 요구되는 RC 원전 격납건물에 SC구조를 적용하면 상대적인 안전성 증대 효과를 기대 할 수 있을 것으로 보여진다.

• 분석과학
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• 제30권5호
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• pp.252-261
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• 2017

천연방사성핵종을 함유한 물질들은 인간 활동에 의해 인위적인 조작과정을 거치면서 농축되는 경우 방사선 노출에 따른 위해를 증가시킬 수 있다. 본 연구는 다양한 전처리 방법 및 분석 방법 간 비교를 통해 분석정확도를 평가하고 실내 건축자재 중 $^{232}Th$, $^{235}U$, $^{238}U$의 천연방사성핵종을 분석하기 위한 최적의 분석 방법을 확립하고자 하였다. ICP-MS를 이용한 실내 건축자재 중 천연방사성핵종 분석방법을 확립하기 위하여, 인증표준물질 5종을 왕수, 불산, 과염소산의 습식산화법과 용융법의 전처리법에 따른 U, Th의 분석 정확도 및 정밀도를 평가하였고, 최적의 전처리법으로써 용융법과 $Fe(OH)_3$ 공침법을 선정하였다. 확립된 분석방법을 석고보드, 벽돌, 시멘트, 페인트, 타일과 벽지 총 51 종의 실내 건축자재 시료에 적용하여 천연방사성핵종의 농도를 정량 분석하였다. 또한 동일한 시료에 대해 감마분광분석법 중 간접측정법을 사용하여 $^{238}U$, $^{232}Th$의 농도를 정량하고 ICP-MS 분석 결과와 비교하였다.

• 에너지공학
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• 제26권3호
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• pp.105-112
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• 2017

우리는 원자력발전시스템에서부터 상수도까지 많은 배관시스템을 사용하고 있다. 그리고 이들 배관시스템의 적절한 운용을 위하여 배관시스템의 유지 및 보수 등을 수행하고 있다. 특히 한국지역난방공사와 같은 대형플랜트 배관시스템의 고장은 기업의 생산성과 이익에 직결된 문제일 뿐만 아니라 국민의 안전과 편익과 같은 매우 중요한 문제를 유발할 수 있기 때문에 빠른 대응과 안전한 수리가 가장 중요한 문제로 대두되고 있다. 본 연구에서는 한국지역난방공사 사용 중인 이중보온 열수송관(300A)의 유지보수를 위하여 액화질소를 이용한 배관 동결차수공법을 개발하였다. 본 연구에서는 전산해석기법을 채용하여 대상 열수송관과 전용 재킷에 대한 내부 유동 및 열전달 해석을 수행하여 최적의 시스템을 선정하고, 상세 모델을 설계, 제작하였다. 실험실 규모 시험장치를 개발하여 차수공법에 대한 자체시험을 수행하고, 한국지역난방공사 세종지사 Test bed에서 현장적용 성능평가 시험을 수행하였다.

• Journal of Radiation Protection and Research
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• 제39권1호
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• pp.38-45
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• 2014

본 연구에서는 대덕 원자력부지에 위치한 원자력관계시설들에 의한 방사선환경의 안전성을 확인하기 위해, 기체상 및 액체상 유출물에 의한 주민선량평가를 수행하였다. 이를 위해 2010년부터 2012년까지의 3년간 대덕부지의 기상자료 및 환경으로 방출된 선원항 자료를 기반으로 하여 개인 최대피폭선량을 평가, 분석하였다. 기체상 유출물의 대기확산 인자 및 침적인자는 XOQDOQ 전산코드를 이용하여 계산하였다. 기체상과 액체상 방사성물질의 방출에 의한 최대개인선량(이하 개인선량)계산은 각각 ENDOS-G와 ENDOS-L 코드를 사용하였고, 원자력안전위원회 고시 제 2012-29에 제시된 부지당 연간기준치와 비교하였다. 최대피폭지점에서의 개인의 유효선량과 갑상선선량을 계산하였고, 이에 대한 피폭영향에 미치는 기여도를 분석하였다. 그 결과, 최대 피폭연령군은 소아로 평가되었으며 하나로 운영에 의한 영향이 90% 이상 지배적인 것으로 나타났다. 또한 기체상유출물에 의한 주요피폭경로는 섭취와 호흡에 의한 것이며, 유효선량에는 삼중수소가, 갑상선 등가선량에는 방사성옥소가 가장 영향을 많이 미치는 것으로 분석되었다. 선량평가시 기체상유출물이 90% 이상 기여하였고 액체상유출물에 의한 기여도는 상대적으로 낮은 것으로 나타났다. 결과적으로, 대덕부지의 원자력관계시설들에 의한 부지 내 개인선량은 최대 기준치의 3% 이내로 평가되어 환경에 미치는 영향이 매우 적은 것으로 확인되었다.

• 방사성폐기물학회지
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• 제14권4호
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• pp.331-341
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• 2016

국내 유통중인 다양한 형태의 원료물질 또는 공정부산물들에 대한 물리적, 화학적 및 방사선적 특성을 평가하기 위해 약 220여 개, 총 16 종의 표본 시료를 선정하였다. 해당 시료들에 대하여 $LaBr_3$ 섬광검출기를 이용한 에너지 스펙트럼 측정과 에너지 분산형 X-선 형광 분광기를 이용한 U, Th, K와 물질의 주요 성분 분석을 수행하였다. 그리고 HPGe 검출기를 이용하여 $^{234}Th$, $^{234m}Pa$ 및 $^{214}Bi$ 등의 우라늄 붕괴계열 핵종들과 $^{228}Ac$, $^{212}Pb$ 및 $^{208}Tl$ 등의 토륨 붕괴계열 핵종들 그리고 $^{40}K$ 등의 방사능농도를 분석함으로써 원료물질 및 공정부산물의 특성에 관한 기초자료를 수집하였다. 추가적으로 ROI구간별 계수율과 원소성분함량, 방사능농도와 같은 특성변수들 간의 상관관계를 분석함으로써 스크리닝 장비를 이용한 방사능 농도 분포 유추 가능성을 평가하였다. 본 연구에서 구축된 특성 데이터베이스는 천연방사성핵종 분석을 위한 절차 및 방법을 수립하는데 유용한 정보를 제공하고, 천연방사성핵종 분석에 대한 정확성 및 재현성을 향상시킬 수 있을 것으로 판단된다.