• 방사성폐기물학회지
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• 제18권2_spc호
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• pp.305-315
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• 2020

방사성폐기물의 심층처분에서 생물권에서의 방사성 핵종 이동을 핵종의 이동 경과 시간을 계산하여 평가하는 방법이 제안되었다. 방사성 핵종은 자연 방벽에서 유출되어 지하 천부의 지하수 흐름을 따라 대규모 지표수체에 도달한다고 가정하였다. 생물권은 기반암 위에 있는 대수층을 포함하는 천부 지하 환경으로 정의하였다. 제안된 방법을 이용하여, 계산 알고리즘을 수립하였고, 알고리즘을 수행하는 컴퓨터 코드를 작성하였다. 작성된 코드는 간단한 사례에서 계산된 모의 결과를 해석해 계산 결과 및 지표 부근에서의 방사성 핵종 이동에 의한 방사선량 평가에 널리 이용되는 공공 프로그램의 계산 결과와 비교하여 검증하였다. 사례 연구 조건을 가상의 심층처분장에서의 방사성 핵종 이동에 대한 이전 연구를 통해 작성하였다. 작성된 코드는 사례 연구에서 생물권의 하천으로 유출되는 핵종의 이동량을 계산하였다. 이전 연구에서는 가상의 처분장에서 모암까지의 방사성핵종의 이동만을 보여주었기 때문에, 이 코드는 모든 경로를 지나가는 방사성 핵종의 전체적인 이동을 파악하는데 도움이 될 수 있었다.

• 방사성폐기물학회지
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• 제10권4호
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• pp.237-246
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• 2012

본 연구에서는 콜로이드와 핵종의 복합이동에 관한 수치모델을 개발하였다. 콜로이드와 핵종의 반응-이동 지배방정식을 풀기 위하여 Operator Splitting Method 중 Strang의 분리 SNI 방식을 수치해석 방법으로 채택하였고 이는 MATLAB을 이용하여 코드화 되었다. 개발된 수치모델은 용질의 이동 및 분산만을 고려한 해석해를 통한 검증과정에서 피어슨 상관계수의 제곱값($r^2$)이 0.99 이상으로 나타나 모델의 정확성이 입증되었다.

• 방사성폐기물학회지
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• 제10권4호
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• pp.295-303
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• 2012

한국원자력연구원의 지하처분연구시설인 KURT 주변의 지하수 유동 환경과 관련하여 수집 및 분석된 자료를 바탕으로, 가상의 처분장에서 누출된 방사성 핵종의 이동 현상을 시간 영역(time domain)에서 계산하였다. KURT에서 실시된 현장 시험에서 밝혀진 수리지질학적 특성을 바탕으로 지하수 유동 모의를 실시하였고, 그 결과를 통해 파악된 지하수 유동 경로를 따라 방사성 핵종이 이동하는데 걸리는 시간은 시간 영역에서 용질 이동 모의를 하는 TDRW(Time Domain Random Walk) 방식을 통해 평가하였다. 이류(advection)와 분산(dispersion) 현상 외에 방사성 핵종의 붕괴(decay), 평형 흡착(equilibrium sorption), 암반 기질로의 확산(matrix diffusion) 현상이 용질의 이동 시간에 영향을 주는 것으로 설정되었다. 모의 결과를 통해 방사성 핵종과 지하 매질의 특성에 의한 흡착 현상, 기질 확산 현상이 핵종 이동에 미치는 영향이 분석되었으며, 방사성 핵종의 연쇄 KURT 부지 환경에 위치한 가상의 처분 시설에서 누출되는 방사성 핵종의 이동을 Time Domain에서 해석하는 방법에 관한 연구 반응에 의한 영향도 평가하였다. KURT 부지 환경에서 지표로 유출될 수 있다고 계산된 방사성 핵종의 유출량은 처분장에서 누출될 수 있는 양의 $10^{-3}$배 미만이었고, 암반 기질로의 확산 및 흡착이 고려되면 그 비율이 더욱 낮아졌다. 본 연구에서 사용된 핵종 이동 모의 방법은 방사성붕괴나 흡착, 확산 등 이동 지연 현상을 고려하면서 핵종의 이동 시간을 계산할 수 있어 안전성 평가에서 요구되는 심부 지하에서의 방사성 핵종 이동 관련 자료를 작성하는데 활용될 수 있을 것이다.

• 대한방사선기술학회지:방사선기술과학
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• 제47권3호
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• pp.213-218
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• 2024

The myocardial nuclear medicine examination is widely performed to diagnose myocardium disease using various radionuclides. Although image quality according to radionuclides has improved, the radiation exposure for target organ as well as peripheral organs should be considered. Here, the aim of this study was to evaluate absorbed dose (Gy) for peripheral organs in myocardial nuclear medicine scan from myocardium according to various scan environments based on Monte Carlo simulation. The simulation environment was modeled 5 cases, which were considered by radionuclides, number of injections, and radiodosage. In addition, the each radionuclide simulation such as distribution fraction was considered by recommended standard protocol, and the mesh computational female phantom, which is provided by International Commission on Radiological Protection (ICRP) 145, was used using the particle and heavy ion transport code system (PHITS) version 3.33. Based on the results, the closer to the myocardium, the higher the absorbed dose values. In addition, application for dual injection for radionuclides leaded to high absorbed dose compared with single injection for radionuclide. Consequently, there is difference for absorbed dose according to radionuclides, number of injections, and radiodosage. To detect the accurate diseased area, acquisition for improved image quality is crucial process by injecting radionuclides, however, we need to consider absorbed dose both target and peripheral inner organs from radionuclides in terms radiation protection for patient.

• 방사성폐기물학회지
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• 제21권1호
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• pp.175-182
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• 2023

APro, a modularized process-based total system performance assessment framework, was developed at the Korea Atomic Energy Research Institute (KAERI) to simulate radionuclide transport considering coupled thermal-hydraulic-mechanical-chemical processes occurring in a geological disposal system. For reactive transport simulation considering geochemical reactions, COMSOL and PHREEQC are coupled with MATLAB in APro using an operator splitting scheme. Conventionally, coupling is performed within a MATLAB interface so that COMSOL stops the calculation to deliver the solution to PHREEQC and restarts to continue the simulation after receiving the solution from PHREEQC at every time step. This is inefficient when the solution is frequently interchanged because restarting the simulation in COMSOL requires an unnecessary setup process. To overcome this issue, a coupling scheme that calls PHREEQC inside COMSOL was developed. In this technique, PHREEQC is called through the "MATLAB function" feature, and PHREEQC results are updated using the COMSOL "Pointwise Constraint" feature. For the one-dimensional advection-reaction-dispersion problem, the proposed coupling technique was verified by comparison with the conventional coupling technique, and it improved the computation time for all test cases. Specifically, the more frequent the link between COMSOL and PHREEQC, the more pronounced was the performance improvement using the proposed technique.

• 방사성폐기물학회지
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• 제18권4호
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• pp.439-455
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• 2020

Numerical model was developed that simulates radionuclide (3H and 14C) transport modeling at the 2nd phase facility at the Wolsong LILW Disposal Center. Four scenarios were simulated with different assumptions about the integrity of the components of the barrier system. For the design case, the multi-barrier system was shown to be effective in diverting infiltration water around the vaults containing radioactive waste. Nevertheless, the volatile radionuclide 14C migrates outside the containment system and through the unsaturated zone, driven by gas diffusion. 3H is largely contained within the vaults where it decays, with small amounts being flushed out in the liquid state. Various scenarios were examined in which the integrity of the cover barrier system or that of the concrete were compromised. In the absence of any engineered barriers, 3H is washed out to the water table within the first 20 years. The release of 14C by gas diffusion is suppressed if percolation fluxes through the facility are high after a cover failure. However, the high fluxes lead to advective transport of 14C dissolved in the liquid state. The concrete container is an effective barrier, with approximately the same effectiveness as the cover.

• Carbon letters
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• 제16권3호
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• pp.183-191
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• 2015

Gas transport through graphene-derived membranes has gained much interest recently due to its promising potential in filtration and separation applications. In this work, we explore Kr-85 gas radionuclide sequestration from natural air in nanoporous graphene oxide membranes in which different sizes and geometries of pores were modeled on the graphene oxide sheet. This was done using atomistic simulations considering mean-squared displacement, diffusion coefficient, number of crossed species of gases through nanoporous graphene oxide, and flow through interlayer galleries. The results showed that the gas features have the densest adsorbed zone in nanoporous graphene oxide, compared with a graphene membrane, and that graphene oxide was more favorable than graphene for Kr separation. The aim of this paper is to show that for the well-defined pore size called P-7, it is possible to separate Kr-85 from a gas mixture containing Kr-85, O₂ and N₂. The results would benefit the oil industry among others.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제53권12호
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• pp.3966-3978
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• 2021

ISFRA (Integrated SFR Analysis Program for PSA) computer program has been developed for simulating the response of the PGSFR pool design with metal fuel during a severe accident. This paper describes validation of the ISFRA aerosol model against the Aerosol Behavior Code Validation and Evaluation (ABCOVE) experiments undertaken in 1980s for radionuclide transport within a SFR containment. ABCOVE AB5, AB6, and AB7 tests are simulated using the ISFRA aerosol model and the results are compared against the measured data as well as with the simulation results of the MELCOR severe accident code. It is revealed that the ISFRA prediction of single-component aerosols inside a vessel (AB5) is in good agreement with the experimental data as well as with the results of the aerosol model in MELCOR. Moreover, the ISFRA aerosol model can predict the "washout" phenomenon due to the interaction between two aerosol species (AB6) and two-component aerosols without strong mutual interference (AB7). Based on the theory review of the aerosol correlation technique, it is concluded that the ISFRA aerosol model can provide fast, stable calculations with reasonable accuracy for most of the cases unless the aerosol size distribution is strongly deformed from log-normal distribution.

• 방사성폐기물학회지
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• 제11권4호
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• pp.281-291
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• 2013

KURT(KAERI Underground Research Tunnel) 부지 부근에 가상의 처분장을 설정하고, 해당 부지의 세 지점에서 방사성폐기물로부터 누출된다고 가정한 방사성 핵종의 이동 시간을 계산하였다. 핵종의 이동 경로는 핵종 누출 지점에서 천부 지하수대까지로 설정하고 KURT 주변 지하수 유동계 모의를 통해 결정하였다. 세 지점은 지하수가 빠르게 유동하는 구조(highly water-conductive feature)를 지나가기 때문에 천부 지하수까지 도달하는데 상대적으로 적은 시간이 걸리는 지점으로 선정되었다. 핵종의 이동 시간은 TDRW(Time-Domain Random Walk) 기법을 통해 계산하였다. 지하수 내의 핵종의 이동 시간을 계산하기 위해, 이류(advection)와 분산(dispersion) 이외에 암반 기질(rock matrix)로의 확산(diffusion)과 기질 내부에서의 흡착(sorption)이 고려되었고, 핵종의 붕괴 및 변환에 의한 영향도 몇 개의 붕괴 사슬(decay chain)을 이용하여 계산에 반영하였다. 계산 결과를 보면, 지표 부근의 천부 지하수에 도달하는 핵종의 시간당 이동량(mass flux)은 복수의 이동 경로뿐만 아니라 핵종의 반감기와 암반 기질 내에서의 핵종의 흡착 분배 계수에 크게 영향을 받는 것으로 나타났다. 따라서 보다 안정적이고 불확실성이 감소된 심지층 처분장의 안전성 평가를 위해 우선적으로 필요한 사항으로는, 장반감기 핵종에 대한 평가가 이동 과정 이외에 저장 용기에 들어있는 상태에서부터 면밀하게 이루어져야 하고, 암반 기질에서 발생하는 핵종의 흡착 과정이 심부 현장 조건을 반영하여 평가되어야 할 것으로 생각된다.

• Journal of Radiation Protection and Research
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• 제48권1호
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• pp.44-51
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• 2023

Background: Aptamers are currently being used in various fields including medical treatments due to their characteristics of selectively binding to specific molecules. Due to their special characteristics, the aptamers are expected to be used to remove radionuclides from a large amount of liquid radioactive waste generated during the decommissioning of nuclear power plants. The radiological effects on the aptamers should be evaluated to ensure their integrity for the application of a radionuclide removal technique. Materials and Methods: In this study, Monte Carlo N-Particle transport code version 6 (MCNP6) and Monte Carlo damage simulation (MCDS) codes were employed to evaluate the radiological effects on the aptamers. MCNP6 was used to evaluate the secondary electron spectrum and the absorbed dose in a medium. MCDS was used to calculate the DNA damage by using the secondary electron spectrum and the absorbed dose. Binding experiments were conducted to indirectly verify the results derived by MCNP6 and MCDS calculations. Results and Discussion: Damage yields of about 5.00×10^-4 were calculated for 100 bp aptamer due to the radiation dose of 1 Gy. In experiments with radioactive materials, the results that the removal rate of the radioactive ⁶⁰Co by the aptamer is the same with the non-radioactive ⁵⁹Co prove the accuracy of the previous DNA damage calculation. Conclusion: The evaluation results suggest that only very small fraction of significant number of the aptamers will be damaged by the radioactive materials in the liquid radioactive waste.