• 대한원격탐사학회지
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• 제28권1호
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• pp.129-143
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• 2012

이 논문은 1986년에 발생한 체르노빌 원전 사고 사례연구를 통해 환경 모니터링과 영향 평가를 위한 고급 공간정보 모델링 기술의 유용성을 예시하였다. 사고지점 주변에서 1986년과 1992년에 촬영된 Landsat TM 영상자료를 대상으로 선분류 후비교법을 적용하여 변화가 크게 일어난 지역과 토지피복 변화 양상을 분석하였다. 그리고 이 사고의 가장 큰 피해지역으로 알려진 벨로루시 지역을 대상으로 다양한 크리깅 기법을 포함한 공간 모델링 기법을 적용하여 토양 내 세슘 농도와 갑상선 암 발병률 자료와의 상관성을 분석하였다. 변화 탐지 결과, 농경지 면적의 감소와 황무지 면적의 증가가 가장 뚜렷하게 나타났고, 방사능 오염의 확산을 막기 위한 콘크리트 구조물들이 새롭게 생겨난 것을 확인할 수 있었다. 벨로루시 지역의 영향평가 결과, 세슘 오염이 심한 원전 인근 지역에서 포아송 크리깅에 의해 추정된 위험도가 상대적으로 높게 나타났다. 세슘 농도와 사고지점과의 거리를 독립 변수로 사용하여 이 변수들의 공간 변화 양상을 반영할 수 있는 지리적 가중 회귀분석을 적용하였다. 적용 결과, 갑상선 암 위험도와 상관계수 0.98을 나타내는 갑상선 암 발병 위험도 추정이 가능하였으며, 이는 원전 사고가 갑상선 암 발병 위험도에 영향을 준 것을 의미한다. 결론적으로 이 연구에서 적용한 공간정보 모델링 기법들은 환경 영향 평가 및 환경 보건 분야에서 유용하게 사용될 수 있을 것으로 기대된다.

• 방사성폐기물학회지
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• 제4권2호
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• pp.139-152
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• 2006

사용후핵연료 건식저장용기는 낙하사고조건에서 캐니스터의 건전성이 입증되어야 한다. 낙하사고조건은 캐니스터를 건식저장용기에 장입하기 위하여 저장용기의 상부에서 크레인으로 취급하는 도중에 캐니스터가 저장용기 내부의 받침대로 자유 낙하하는 조건이다. 저장용기 내부의 받침대는 이러한 조건에서 캐니스터의 구조적 건전성을 유지하도록 완충효과가 좋아야 한다. 본 연구에서는 다양한 저장용기 내부 받침대 에 대한 3차원 유한요소해석을 통하여 낙하사고조건에서 캐니스터의 구조적 건전성을 향상시킬 수 있는 구조를 결정하였다. 저장용기 내부 받침대는 탄소강으로 만들어진 원통 쉘의 내부에 콘크리트를 장입한 구조와 받침대 높이의 변화 없이 콘크리트 높이의 1/4정도에 탄소강과 폴리우레탄폼을 이용한 구조물을 사용하여 완충효과를 보완하고자 수정된 구조를 고려하였다. 완충체의 형상 및 구조를 결정하기 위하여 십자형상이나 원형의 탄소강 구조물을 받침대 상부에 위치하여 그 영향을 알아보았다. 이때 탄소강 구조물의 두께를 24 mm, 12 mm, 6mm로 변화를 주었다. 또한, 탄소강 구조물 사이에 충진하는 폴리우레탄폼의 밀도에 대한 영향을 알아보았다.

• Journal of Radiation Protection and Research
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• 제34권3호
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• pp.107-114
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• 2009

컴프턴 카메라는 컴프턴 산란 현상에 기반을 둔 감마선 영상장치로 기존의 영상장치가 가지는 여러 가지 한계점들을 극복할 수 있어서 차세대 영상장치로 관심을 받고 있다. 본 연구에서는 4-D 전산모사 기법을 이용하여 회전형 컴프턴 카메라의 영상 특성을 평가하였으나, 원자력 산업용으로 활용될 수 있는 컴프턴 카메라에 대하여 가능성을 확인하여 보았다. 고정된 시스템 보다는 선원 주위를 회전하여 영상을 획득할 경우 선원의 위치 및 분포를 상대적으로 정확하게 결정할 수 있음을 확인하였다. 또한, 컴프턴 카메라의 3차원 영상가능을 통해 대형 원자력 시설해체 시 콘크리트 벽안에 존재하는 방사화된 철근구조의 위치 및 분포를 한 쪽 벽면에서 정확히 결정할 수 있음을 확인하였다. 본 연구에서 활용한 4-D 전산모사 기법은 컴프턴 카메라 분야에 최초로 적용된 기술이며, 이는 움직이는 장기 및 LINAC 켄트리, 4-D CT 등 동적 구조에 대한 모델링이 가능하므로 다양한 응용분야에서 활용될 수 있을 것으로 기대한다.

• 방사성폐기물학회지
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• 제17권2호
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• pp.167-181
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• 2019

최근 국내에서 육상 및 해상을 통한 소외 정상운반 시 진동 및 충격하중에 대한 사용후핵연료의 건전성 평가 기술 개발이 수행되고 있다. 이와 관련된 국내 연구사례는 전무하여 기존에 진행된 또는 현재 수행중인 해외연구사례를 조사하여 국내 연구에 참고하고자 한다. 2000년 이전 과거 미국의 사용후핵연료의 정상운반 시 진동 및 충격하중 측정 관련 연구현황을 조사하였고 2009년부터 미국국립연구소 주관으로 실시한 단축가진시험, 콘크리트블럭 트럭운반시험, 다축가진시험에 대해서 조사하였으며 2017년 미국 SNL, 스페인의 ENSA, 한국이 공동으로 수행한 복합운반시험을 상세히 조사하였다. 시험 준비과정, 절차, 가속도 및 변형률 측정결과, 유한요소 및 다물체동역학 해석과정 등이 조사되었다. 각 시험 별로 측정된 변형률 자료를 바탕으로 사용후핵연료 피로곡선과 비교한 결과 손상을 일으키기에는 매우 미미한 정도의 변형률이 발생한다는 초기 결론을 얻었음을 확인하였다. 하지만 현재 결론은 일부 결과만을 검토한 예비 결론으로 상세한 검토가 현재 미국에서 진행 중이다. 미국에서 지금까지 수행한 사용후핵연료의 정상운반조건에서의 진동 및 충격하중 측정과 관련하여 조사된 내용은, 국내 운반환경에서 사용후핵연료의 정상운반시험을 수행할 때 참고할만한 유용한 자료라 판단된다.

• Journal of Radiation Protection and Research
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• 제47권2호
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• pp.99-106
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• 2022

Background: The radionuclide inventory calculation codes such as ORIGEN and FISPACT collapse neutron reaction libraries with energy spectra and generate an effective one-group cross-section. Since the nuclear cross-section data, energy group (g) structure, and other input details used by the two codes are different, there may be differences in each code's activation inventory calculation results. In this study, the calculation results of neutron-induced activation inventory using ORIGEN and FISPACT were compared and analyzed regarding radioactive waste classification and worker exposure during nuclear decommissioning. Materials and Methods: Two neutron spectra were used to obtain the comparison results: Watt fission spectrum and thermalized energy spectrum. The effective one-group cross-sections were generated for each type of energy group structure provided in ORIGEN and FISPACT. Then, the effective one-group cross-sections were analyzed by focusing on ⁵⁹Ni, ⁶³Ni, ⁹⁴Nb, ⁶⁰Co, ¹⁵²Eu, and ¹⁵⁴Eu, which are the main radionuclides of stainless steel, carbon steel, zircalloy, and concrete for decommissioning nuclear power plant (NPP). Results and Discussion: As a result of the analysis, ¹⁵⁴Eu and ⁵⁹Ni may be overestimated or underestimated depending on the code selection by up to 30%, because the cross-section library used for each code is different. When ORIGEN-44g, -49g, and -238g structures are selected, the differences of the calculation results of effective one-group cross-section according to group structure selection were less than 1% for the six nuclides applied in this study, and when FISPACT-69g, -172g, and -315g were applied, the difference was less than 1%, too. Conclusion: ORIGEN and FISPACT codes can be applied to activation calculations with their own built-in energy group structures for decommissioning NPP. Since the differences in calculation results may occur depending on the selection of codes and energy group structures, it is appropriate to properly select the energy group structure according to the accuracy required in the calculation and the characteristics of the problem.

• 분석과학
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• 제35권6호
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• pp.256-266
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• 2022

원자력 이용시설에서 발생하는 방사성 폐기물의 처분을 위해서 ¹²⁹I 와 같이 긴 반감기를 지니는 핵종의 농도를 결정하는 것은 매우 중요하다. 특히, 토양과 콘크리트와 같은 고체 시료내의 방사성 핵종들을 분석하기 위해서는 시료 중의 관심 핵종만을 효과적으로 분리하고 정제하는 과정이 필수적이다. 본 연구에서는 고온 연소로를 이용하여 고체 시료 중 ¹²⁹I를 분석하는 절차를 확립하였다. 시료에서 휘발된 ¹²⁹I은 환원제(NaHSO₃)를 첨가한 0.01 M HNO₃으로 포집 되어 ICP-MS로 신속하게 측정할 수 있었다. 이때, 시료에 첨가한 ¹²⁹I의 회수율을 높이고자 연소온도, 이동상 가스의 종류, 촉매 그리고 포집용액과 같은 연소로 분석 조건들을 최적화하였다. 또한, 본 연구에서 확립된 ¹²⁹I의 분석조건을 다른 휘발성 핵종(³H, ¹⁴C)의 동시분석에 적용할 수 있도록 최적화하였다. 최종적으로 고온 연소로를 사용하여 휘발성 핵종들을 분리한 후, 이들을 LSC (³H, ¹⁴C)와 ICP-MS (¹²⁹I)로 각각 측정하는 분석 절차의 유효성을 평가하였다.