• 방사성폐기물학회지
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• 제19권3호
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• pp.367-386
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• 2021

The overestimation and underestimation of the radioactivity concentration of difficult-to-measure radionuclides can occur during the implementation of the scaling factor (SF) method because of the uncertainties associated with sampling, radiochemical analysis, and application of SFs. Strict regulations ensure that the SF method as an indirect method does not underestimate the radioactivity of nuclear wastes; however, there are no clear regulatory guidelines regarding the overestimation. This has been leading to the misuse of the SF methodology by stakeholders such as waste disposal licensees and regulatory bodies. Previous studies have reported instances of overestimation in statistical implementation of the SF methodology. The analysis of the two most popular linear models of the SF methodology showed that severe overestimation may occur and radioactivity concentration data must be dealt with care. Since one major source of overestimation is the use of minimum detectable activity (MDA) values as true activity values, a comparative study of instrumental techniques that could reduce the MDAs was also conducted. Thermal ionization mass spectrometry was recommended as a suitable candidate for the trace level analysis of long-lived beta-emitters such as iodine-129. Additionally, the current status of the United States and Korea was reviewed from the perspective of overestimation.

• 방사성폐기물학회지
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• 제20권2호
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• pp.231-241
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• 2022

Several countries, including Korea, are considering the direct disposal of spent nuclear fuels. The radiological safety assessment results published after a geological repository closure indicate that the instant release is the main radiation source rather than the congruent release. Three Safety Case reports recently published were reviewed and the IRF values of seven long-lived radionuclides, including relevant experimental results, were compared. According to the literature review, the IRF values of both the CANDU and low burnup PWR spent fuel have been experimentally measured and used reasonably. In particular, the IRF values of volatile long-lived nuclides, such as ¹²⁹I and ¹³⁵Cs, were estimated from the FGR value. Because experimental leaching data regarding high burnup spent nuclear fuels are extremely scarce, a mathematical modelling approach proposed by Johnson and McGinnes was successfully applied to the domestic high burnup PWR spent nuclear fuel to derive the IRF values of iodine and cesium. The best estimate of the IRF was 5.5% at a discharge burnup of 55 GWd tHM^-1.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제56권2호
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• pp.536-545
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• 2024

Radioactive iodine is a representative fission product to be quantified for the safety assessment of nuclear facilities. In integral severe accident analysis codes, the iodine behavior is usually described by a multi-physical model of iodine chemistry in aqueous phase under radiation field and mass transfer through gas-liquid interface. The focus of studies on iodine source term evaluations using the combination approach is usually put on the chemical aspect, but each contribution to the iodine amount released to the environment has not been decomposed so far. In this study, we attempted the decomposition by revising the two-film theory of molecular-iodine mass transfer. The model involves an effective overall mass transfer coefficient to consider the iodine chemistry. The decomposition was performed by regarding the coefficient as a product of two functions of pH and the overall mass transfer coefficient for molecular iodine. The procedure was applied to the EPICUR experiment and suppression chamber in BWR.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제56권4호
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• pp.1513-1525
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• 2024

An improved mitigation system for thermally-induced steam generator tube rupture accidents was introduced to prevent direct environmental release of fission products bypassing the containment in the OPR1000. This involves injecting bypassed steam into the containment, cooling, and decontaminating it using a water coolant tank. To evaluate its performance, a severe accident analysis was performed using the MELCOR 2.2 code for OPR1000. Simulation results show that the proposed system sufficiently prevented the release of radioactive nuclides (RNs) into the environment via containment injection. The pool scrubbing system effectively decontaminated the injected RN and consequently reduced the aerosol mass in the containment atmosphere. However, the decay heat of the collected RNs causes re-vaporization. To restrict the re-vaporization, an external water source was considered, where the decontamination performance was significantly improved, and the RNs were effectively isolated. However, due to the continuous evaporation of the feed water caused by decay heat, a substantial amount of steam is released into the containment. Despite the slight pressurization inside the containment by the injected and evaporated steam, the steam decreased the hydrogen mole fraction, thereby reducing the possibility of ignition.

• 방사선산업학회지
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• 제17권3호
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• pp.219-224
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• 2023

A high-efficiency underwater radiation monitoring system, HydroGamma, has been developed for detecting ¹³⁷Cs and ¹³¹I in the event of waterborne radiation contamination. The system consists of a 3-inch NaI (Tl) detector, solar panels for power supply, data acquisition and transmission modules, and batteries. HydroGamma also includes a ⁴⁰K calibration source for remote performance evaluation and energy calibration. In this study, some simulations and experiments were carried out to evaluate the minimum detectable activities (MDA) of HydroGamma. We installed the HydroGamma at Tapjeongho Lake in Nonsan-si and acquired background data since MDA is calculated based on the experimental background data. The results show that the minimum detectable activities for ¹³⁷Cs and ¹³¹I were 1.78Bq L^-1 and 1.81Bq L^-1, respectively even though the gamma rays emitted from ⁴⁰K(1,460 keV) affect the minimum detectable activities for them.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제56권6호
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• pp.2375-2387
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• 2024

The passive safety systems (PSSs) within water-cooled reactors are meticulously engineered to function autonomously, requiring no external power source or manual intervention. They depend exclusively on inherent natural forces and the fundamental principles of reactor physics, such as gravity, natural convection, and phase changes, to manage, alleviate, and avert the release of radioactive materials into the environment during accident scenarios like a loss-of-coolant accident (LOCA). PSSs are already integrated into such operating commercial reactors as the Advanced Pressurized Reactor-1000 MWe (AP1000) and the Water-Water Energetic Reactor-1200 MWe (WWER-1200) are adopted in most of the upcoming small modular reactor (SMR) designs. Examples of water-cooled SMR PSSs are the passive emergency core-cooling system (ECCS), passive containment cooling system (PCCS), and passive decay-heat removal system, the designs of which vary based on reactor system-design requirements. However, understanding the accident-event progression and phases of a LOCA is pivotal for adopting a specific PSS for a new SMR design. This study covers the accident-event progression for direct vessel injection (DVI) small-break loss-of-coolant accident (SB-LOCA), associated physics phenomena, knowledge gaps, and important figures of merit (FOMs) that may need to be evaluated and assessed to validate thermal-hydraulics models with an available experimental dataset to support new SMR design and development.

• Journal of Radiation Protection and Research
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• 제28권3호
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• pp.215-223
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• 2003

원자력발전소로부터의 만일의 방사성물질 누출사고에 대비해 원자력발전소 주변에는 주민보호조치를 효율적으로 수행하기 위해 비상계획구역이 설정되어 있다. 그러나 이러한 비상계획구역 크기를 결정하는 국내의 방법론은 보수적인 사고선원항을 이용하여 계산한 1980년에 발표된 일본의 이론에 근거하고 있다. 본 연구의 목적은 울진 3&4호기의 확률론적 안전성점검 연구결과로 얻어진 사고선원항을 토대로 현재 원전을 중심으로 반경 $8{\sim}10km$의 주변지역으로 설정되어 있는 방사선 비상계획구역의 적합성을 재평가하는 것이다. 방사선영향평가를 위해서 컴퓨터 코드인 MACCS2(MELCOR Accident Consequence Code System2)코드를 사용하였다. 연구결과는 현재 울진원전을 중심으로 설정되어 있는 반경 $8{\sim}10km$의 비상계획구역으로서 STC-14 및 STC-19를 제외한 대부분의 선원항들에 대해 조기사망 발생확률을 크게 낮출 수 있음을 보여주고 있다. STC-14의 경우는 16km 이상, STC-19의 경우는 13km이상 소개되어야 조기사망 발생확률이 현저하게 감소되었다. 주민보호조치에 대한 민감도 분석결과에서는 사고통보 및 소개와 관련된 시간지연이 조기사망효과에 대해 직접적이고도 매우 큰 영향을 주고 있음을 확인할 수 있었다.

• 분석과학
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• 제26권1호
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• pp.86-90
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• 2013

짧은 반감기(3.82일)로 인하여 표준물질이 없어서 $^{226}Ra$ 표준선원을 이용하여 액체섬광계수기(Liquid Scintillation Counter)의 측정효율을 산정한 후 구하는 $^{222}Rn$ 농도 분석의 정도 관리를 위해서 blank(바탕)시료, 중복시료, 원수 채취전과 후의 시료 분석을 수행하였다. 현장 바탕시료는 0.44~6.28 pCi/L, 실험실 바탕시료는 1.66~4.95 pCi/L 값을 보였다. 둘 사이의 상관계수는 0.9691이였으며, 현장시료채취, 시료 이동, 시료 보관 상태에서 다른 오염원은 없었음을 확인하였다. 65개의 원시료와 중복시료의 상관계수는 0.9987을 보였다. 라돈은 불활성 기체이므로 시료를 채취할 때 손실에 의해 지하수 중 라돈 농도에 영향을 미칠 것으로 사료되어 증류수를 이용하여 현장 지하수 시료 채취 전과 후로 구분하여 비교분석하였으나 유의한 농도차이를 보이지 않았다.

• 한국정보통신학회:학술대회논문집
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• 한국정보통신학회 2021년도 추계학술대회
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• pp.140-142
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• 2021

5세대 이후의 이동통신 기술은 초고속, 초연결, 초저지연 등을 요구하고 있다. 이 중, 안전한 초연결의 기술적 요구사항을 만족하기 위해서는 IoT 서비스의 말단에 해당하는 저사양 IoT 기기들도 고사양 서버와 동일한 수준의 보안 기능을 제공할 수 있어야 한다. 이러한 보안 기능을 수행하기 위하여 암호 알고리즘에서 필요한 정도의 안전성을 가진 암호키들이 요구되고, 암호키는 보통 암호학적 난수 발생기로부터 생성된다. 이때 난수 생성을 위해서는 좋은 잡음원들이 필요한데, 저사양 기기 환경 특성상 충분한 잡음원을 확보하기 어렵기 때문에 TRNG와 같은 하드웨어 난수 발생기를 사용한다. 이 논문에서는 방사성 동위원소의 붕괴를 예측할 수 없다는 양자의 특성을 기반으로 한 칩을 사용하였으며, 이 칩이 출력하는 신호를 기반으로 이진 비트열 형태의 엔트로피 소스를 얻는 여러 방법(TRNG)을 제시하였다. 또한, 각각의 TRNG에서 출력된 값의 엔트로피에 대해 NIST SP 800-90B 테스트를 이용하여 각 방법에 대한 엔트로피 양을 비교하였다.

• 방사성폐기물학회지
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• 제18권1호
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• pp.51-62
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• 2020

본 연구는 감마스펙트럼 비율을 이용한 매립된 선원의 깊이 평가방법 개발 및 적용성 확인을 위해 진행되었다. 이를 위해 현장측정 HPGe 계측기 및 MCNP 전산모사를 이용하여 ¹³⁷Cs, ⁶⁰Co, ¹⁵²Eu 선원의 매질 내 깊이와 계측거리에 따른 Peak to Compton, Peak to Valley 비율(Q)의 변화를 평가하였다. 해당 결과를 이용해 계측거리 50 cm를 기준으로 PTV 및 PTC 비율(Q)과 매립 선원의 깊이 간의 상관 식을 도출하였다. 그리고 PTC 및 PTV 방법 이용 시 계측거리 변화에 따른 민감도를 평가한 결과, 50 cm 기준으로 계측거리가 20 cm로 감소할 경우 오차가 3 ~ 4 cm까지 증가하였다. 하지만 100 cm로 증가할 경우 계측거리에 의한 영향이 미미함을 확인하였다. 그리고 PTV 및 PTC 방법과 피크 영역의 계수율 변화를 통해 선원의 깊이를 평가하는 Two distance measurement 방법을 상호 비교하였다. 평가 결과 PTV 및 PTC 방법은 최대 1.87 cm의 오차, Two distance measurement 방법은 최대 2.69 cm의 오차를 나타내어 PTV, PTC 방법의 정확도가 비교적 높음을 확인하였다. 선원의 수평 방향 위치 변화 민감도 평가 결과 Two distance measurement 방법은 선원이 off-center 방향으로 30 cm 이동하였을 경우 최대 오차가 25.59 cm로 나타났다. 반면 PTV 및 PTC 방법은 최대 오차 8.04 cm로 현장 적용 시 높은 정확도를 나타낼 것으로 예상된다. 그리고 PTC 방법은 동일 시간 측정 시 다른 방법과 비교하여 낮은 표준편차를 나타내 신속한 평가가 가능할 것으로 기대된다.