• 한국방사선학회논문지
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• 제11권5호
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• pp.335-341
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• 2017

사이클로트론은 양자 또는 중양자를 가속하는 장치로써 의료장비인 양전자방출촬영장치(PET)에 이용되는 단반감기의 방사성의약품을 생산하는 시설로 이용되고 있다. 사이클로트론에서 방사성의약품을 생산하기 위해선 가속된 양성자와 타켓과의 핵반응이 필요하며 반응 후 불필요한 중성자가 발생하게 된다. 이에 본 연구에서는 사이클로트론에서 발생되는 양성자와 중성자가 콘크리트 차폐벽과 충돌하여 발생되는 방사화에 대해 알아보고자 하였다. 실험은 몬테카를로 모의 모사의 한 종류인 FLUKA를 통해 방사화된 방사성동위원소를 추적하였으며, 콘크리트 차폐벽의 물성은 ppm 단위의 미량의 불순물이 포함된 물성과 불순물이 포함되지 않은 물성을 이용하여 비교 분석하였다. 발생된 방사화 핵종은 RESRAD-Build를 통해 인체에 미치는 피폭선량율 기준으로 비교분석하였으며, 실험결과 불순물이 포함된 콘크리트 물성에서는 총 14개의 방사성동위원소가 생산되었으며, 인체에 미치는 피폭선량을 기준으로 분석 하였을 때, $^{60}Co$(72.50%), $^{134}Cs$(16.75%), $^{54}Mn$(5.60%), $^{152}Eu$(4.08%), $^{154}Eu$(1.07%)이 전체 선량의 99.9%를 차지하였으며, 피폭의 위험도는 $^{60}Co$ 핵종이 가장 높게 나타났다. 불순물이 포함되지 않은 물성에서는 총 5개의 핵종이 나타났으며, 그 중 $^{54}Mn$이 피폭선량의 99.9%를 차지하는 것으로 나타났다. 양성자의 유도 핵반응에 따라 불순물이 아닌 $^{56}Fe$에서 방사화 과정을 통해 Cobalt가 발생될 가능성이 있으나 콘크리트벽에 도달하는 양성자의 개수가 작아 방사화를 일으키지 못하였다. 불순물의 포함 여부에 따른 피폭선량의 비교결과 불순물이 포함된 경우가 그렇지 않은 경우 보다 약 98% 높게 나타나 ppm 단위의 미량의 불순물이 방사화의 주요인임을 알 수 있었다.

• 방사성폐기물학회지
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• 제16권2호
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• pp.243-260
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• 2018

사용후핵연료 건식저장 시스템과 관련하여 고온 및 방사선으로 인한 콘크리트 손상과 열화특성에 대해 포괄적으로 문헌분석을 수행하였다. 고온에 의한 장기열화를 방지하기 위한 콘크리트의 임계온도는 일반적으로 $95^{\circ}C$이며, 온도경사는 콘크리트 균열방지를 위해 $60^{\circ}C$ 이하가 되도록 설정하고 있다. 열화정도는 노출온도와 노출시간에 비례하여 증가하는 경향을 나타내며, 압축강도에 비해 인장강도가 고온에 보다 민감한 특성을 보인다. 한편 방사선의 에너지가 $10^{10}MeV{\cdot}cm^{-2}{\cdot}s^{-1}$ 이하일 경우에는 핵반응으로 인한 가열을 무시할 수 있다. 하지만 콘크리트가 $10^{19}n{\cdot}cm^{-2}$ 이상의 중성자에 혹은 $10^{10}$ rad를 초과하는 감마선량에 노출된다면 콘크리트의 역학적 물성이 점차 감소하는 경향을 보이며, 그 손상정도는 콘크리트 구성재료의 특성에 의존적이다. 콘크리트에 대한 방사선 조사시 재료의 역학적 물성변화는 주로 온도상승으로 인한 콘크리트 내부 함수량의 변화 및 재료간의 열적물성 차이로 인한 체적증가와 균열발생으로 발생한다. 따라서 건식저장과 관련된 기술의 조속한 확보 및 인 허가를 위해서는 그 간의 선행연구 결과를 최대한 활용할 필요가 있으며, 본 연구결과는 향후 사용후핵연료 건식저장 콘크리트 캐스크 관련 국내 자체기술 개발에 중요한 기초자료로 활용될 수 있을 것이다.

• 콘크리트학회논문집
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• 제26권3호
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• pp.315-321
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• 2014

콘크리트는 경제적이면서 내구적인 건설재료로서 고단열성능을 가지고 있으므로 RC 구조물 뿐 아니라 내외장재에 많이 사용되고 있다. 또한 우수한 방사선 차폐 성능을 가지고 있으므로 원전구조물 및 플랜트 구조에 사용되고 있다. 그러나 이러한 고단열 성능으로 인해 내부에 원전구조물 내부에 화재나 멜트다운(melt-down)과 같은 문제가 발생하면 외부에서 인공적으로 온도를 낮출 방법이 매우 제한적이다. 이 연구는 자철광 골재와 철분말을 이용하여 고열전도 콘크리트를 제조하고 이에 대한 역학적 성능과 열전도 특성을 평가하였다. 자철광 골재를 체적비 최대 42.9%, 철분말을 1.5% 혼입하여 열전도 특성을 분석하였다. 자철광골재의 체적비가 30% 수준까지는 큰 열전도가 평가되지 않았으나, 이후 선형적으로 증가하여 체적비 42%가 되었을 때, 열전도는 2.5배 수준으로 증가하였다. 또한 철분말을 포함한 경우는 포함하지 않은 경우에 비해 열전도가 106~113% 증가하였다. 기존의 열전도 모델(ACI, DEMM, MEM)의 결과들이 실험 결과와 비교되었으며, 이러한 모델들은 자철광 및 철분말이 함유된 고열전도 콘크리트에 대해서도 합리적으로 적용될 수 있음을 검증하였다.

• 한국방사선학회논문지
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• 제14권5호
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• pp.503-510
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• 2020

콘크리트는 원자력 시설의 차폐용 구조물로 광범위하게 사용되고 있는 재료이다. 하지만, 시설의 해체 시 양적으로 가장 많이 발생하는 방사성 폐기물이기도하다. 콘크리트는 중성자를 포획하여 다양한 방사성 핵종을 생성하기 때문에 해체 전에 시료를 채취하여 방사능 측정 및 평가를 수행해야 한다. 측정은 주로 HPGe 검출기를 이용하는데 시료의 정확한 방사능 판정을 위해는 기하학적 보정인자, 자가흡수 보정인자, 계측기의 절대효율 등 효과적인 보정인자를 측정치에 반영해야 한다. 보정인자는 기하학적 및 화학적 상태가 실제 시료와 동일한 표준시료를 이용해서 동일한 측정조건 하에서 획득한다. 하지만, 콘크리트는 다양한 구성물질과 높은 밀도로 전처리가 제한적이므로 콘크리트 표준시료를 제작하는 것은 매우 어렵다. 또한 코어드릴(core drill)을 사용하여 채취되는 콘크리트 시료는 체적선원이므로 직경에 대한 기하학적 보정과 밀도에 대한 자가흡수에 대한 보정이 필수적이다. 따라서, 최근에는 많은 연구자들이 표준선원을 제작 후 측정하는 대신 몬테카를로 전산모사(Monte Carlo simulation)을 이용하여 효과적인 보정인자들을 계산하는 연구를 수행하고 있다. 본 연구에서는 Monte Carlo code 중 하나인 Geant4를 이용하여 방사화 콘크리트에서 가장 많이 생성되는 핵종인 ¹⁵²Eu, ⁶⁰Co에서 방출되는 감마선 에너지에 대한 콘크리트 코어시료의 직경과 밀도에 따른 보정인자를 산출하였다.

• 한국방사성폐기물학회:학술대회논문집
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• 한국방사성폐기물학회 2004년도 Proceedings of the 4th Korea-China Joint Workshop on Nuclear Waste Management
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• pp.96-105
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• 2004

The decommissioning project of the KRR 1 & 2 was started in January 1997. The actual decommissioning activity was started at the RI production facility and was finished at the end of 2002. The dismantling works of all components including the reactor structure of the KRR-2 was started in January, 2003 and will be carried out for 2 years till the end of 2004. The project schedule is estimated to delay for 4∼5 months beyond the original plan because of delaying on the cutting of thermal column nose and removal of the graphite bricks, but it may be caught up during the removal working of concrete from biological shielding structure. This paper summarizes the general status of the KRR 1 & 2 and decommissioning activities.

• 한국건축시공학회:학술대회논문집
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• 한국건축시공학회 2020년도 봄 학술논문 발표대회
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• pp.191-192
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• 2020

The purpose of this study is to measure the electrical conductivity of cementitious composites as an early step to obtain shielding performance by mixing various type of steel fiber into cementitious composites, the main building material of protection facility, to shield electromagnetic pulse (EMP) damage. Fiber such as conductors as amorphous metallic fiber, hooked steel fiber, and smooth steel fiber are mixed into cementitious composites to give electrical conductivity and measure the impedance of concrete using LCR meter. By doing this, the electrical conductivity of each type of steel fiber reinforced cementitious composites (FRCC) is compared.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제51권8호
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• pp.2018-2025
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• 2019

This study systematically compared two hybrid deterministic/Monte Carlo transport codes, ADVANTG/MCNP and MAVRIC, in solving a difficult shielding problem for a real-world spent fuel storage cask. Both hybrid codes were developed based on the consistent adjoint driven importance sampling (CADIS) methodology but with different implementations. The dose rate distributions on the cask surface were of primary interest and their predicted results were compared with each other and with a straightforward MCNP calculation as a baseline case. Forward-Weighted CADIS was applied for optimization toward uniform statistical uncertainties for all tallies on the cask surface. Both ADVANTG/MCNP and MAVRIC achieved substantial improvements in overall computational efficiencies, especially for gamma-ray transport. Compared with the continuous-energy ADVANTG/MCNP calculations, the coarse-group MAVRIC calculations underestimated the neutron dose rates on the cask's side surface by an approximate factor of two and slightly overestimated the dose rates on the cask's top and side surfaces for fuel gamma and hardware gamma sources because of the impact of multigroup approximation. The fine-group MAVRIC calculations improved to a certain extent and the addition of continuous-energy treatment to the Monte Carlo code in the latest MAVRIC sequence greatly reduced these discrepancies. For the two continuous-energy calculations of ADVANTG/MCNP and MAVRIC, a remaining difference of approximately 30% between the neutron dose rates on the cask's side surface resulted from inconsistent use of thermal scattering treatment of hydrogen in concrete.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제50권6호
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• pp.989-995
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• 2018

Argonne National Laboratory of the United States and Kharkov Institute of Physics and Technology (KIPT) of Ukraine have cooperated on the development, design, and construction of a neutron source facility. The facility was constructed at Kharkov, Ukraine, and its commissioning process is underway. The facility will be used for researches, producing medical isotopes, and training young nuclear specialists. The neutron source facility is designed with a provision to include a cryogenically cooled moderator system-a cold neutron source (CNS). This CNS provides low-energy neutrons, which will be used in the scattering experiment and material structures analysis. Cold neutron guides, coated with reflective material for the low-energy neutrons, will be used to transport the cold neutrons to the experimental site. The cold neutron guides would keep the cold neutrons within certain energy and angular space concentrated inside, while most of the gamma rays and high-energy neutrons are not affected by the cold neutron guides. For the KIPT design, the cold neutron guides need to extend several meters outside the main shield of the facility, and curved guides will also be used to remove the gamma and high-energy neutron. The neutron guides should be installed inside a shield structure to ensure an acceptable biological dose in the facility hall. Heavy concrete is the selected shielding material because of its acceptable performance and cost. Shield design analysis was carried out for the CNS guide hall. MCNPX was used as the major computation tool for the design analysis, with neutron and gamma dose calculated separately. Weight windows variance reduction technique was also used in the shield design. The goal of the shield design is to keep the total radiation dose below the $5.0{\mu}Sv/hr$ guideline outside the shield boundary. After a series of iterative MCNPX calculations, the shield configuration and parameters of CNS guide hall were determined and presented in this article.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제54권9호
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• pp.3317-3323
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• 2022

Half Value Layer calculations theoretically need prior specification of linear attenuation calculations, since the HVL value is derived by dividing ln(2) by the linear attenuation coefficient. The purpose of this study was to establish a direct computational model for determining HVL, a vital parameter in nuclear radiation safety studies and shielding material design. Accordingly, a typical gamma-ray transmission setup has been modeled using MCNPX (version 2.4.0) general-purpose Monte Carlo code. The MCNPX code's INPUT file was designed with two detection locations for primary and secondary gamma-rays, as well as attenuator material between those detectors. Next, Half Value Layer values of some well-known gamma-ray shielding materials such as lead and ordinary concrete have been calculated throughout a broad gamma-ray energy range. The outcomes were then compared to data from the National Institute of Standards and Technology. The Half Value Layer values obtained from MCNPX were reported to be highly compatible with the HVL values obtained from the NIST standard database. Our results indicate that the developed INPUT file may be utilized for direct computations of Half Value Layer values for nuclear safety assessments as well as medical radiation applications. In conclusion, advanced simulation methods such as the Monte Carlo code are very powerful and useful instruments that should be considered for daily radiation safety measures. The modeled MCNPX input file will be provided to the scientific community upon reasonable request.

• 대한전자공학회논문지TC
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• 제43권9호
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• pp.99-104
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• 2006

본 논문에서는 기존의 2차원적 metamaterial 구조의 교차 편파 효과에 의한 차폐 특성의 열화를 개선하기 위하여 LTCC(Low Temperature Cofired Ceramic) 공정을 이용한 3-D 공진기 구조를 제안하였다. 제안된 3-D 공진기 구조는 X축, Y축, Z축 방향을 갖는 두 개의 평판과 하나의 비아로 구성된 2차원적 병렬 공진기들로 구성되어 있다. 제안된 3-D 공진기 구조의 공진 주파수는 5.024GHz, 차단 대역폭은 19MHz를 나타내었다. 교차 편파에서 3-D 공진기 구조의 공진 주파수는 4.825GHz, 차단 대역폭은 19MHz를 나타내었다. 제안된 3-D 공진기 구조는 교차 편파 효과에 따른 차폐 특성의 열화를 개선하였다. 향후 콘크리트 구조물에 흡수재와 함께 적용하므로 ETCS(Electric Toll Collection System)의 신호 간섭 현상을 차단할 수 있을 것으로 사료된다.