• 방사성폐기물학회지
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• 제6권1호
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• pp.35-44
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• 2008

본 연구에서는 확산에 의해 발생하는 시멘트 방벽의 변질 과정을 반응성용질이동 모델링을 통해 장기간 동안 예측하고자 하였다. 모델링 결과 50,000년 후 시멘트의 변질은 30cm까지 진행되었다. pH는 13.0에서 11.86까지 감소하였으며 이는 알칼리 이온의 감소, 포틀랜다이트(portlandite)와 CSH (Calcium Silicale Hydrate)광물의 용해/침전반응에 의해 결정되고 있었다. 공극률 또한 portlandite와 $CSH2.0(Ca_2SiO_3(OH)_2:0.17H_2O)$의 용해에 의해 가장 큰 영향을 받고 있었으며 최고 약 0.3 점도 증가하였다. 우라늄의 용해도 역시 증가하고 있었으며 이는 pe의 증가에 기인하고 있었다. 본 연구 결과는 장기간의 시멘트 변질이 pH, pe, 공극률을 변화시킴으로서 핵종의 이동을 증가시킬 수 있음을 보여주고 있다.

• 한국정보통신학회논문지
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• 제18권6호
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• pp.1462-1468
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• 2014

30MeV 사이클로트론의 양성자가 Xe-124 기체 표적 시스템에 조사될 때 일어나는 핵반응을 적용하여 Xe 가스를 GPM으로부터 타겟으로 전송하는 시스템을 설계하였다. 시스템 설계는 크게 4파트로 구성되며 각각의 하드웨어 부분은 솔리드웍스 3-D 캐드를 이용하여 설계하였다. 타겟 시스템 중 헬륨으로 Havor foil을 냉각시키게 설계했고, 타겟 내 Xe 가스가 양성자로 조사 시 상승하는 타겟 온도를 냉각수로 냉각시켜주도록 설계하였다. 또한, 온도센서와 압력센서를 장착하여 타겟 내의 온도와 압력을 확인할 수 있도록 구성 하였다. GPM은 Xe 가스를 타겟으로 운반, 준비하는 부분이며 Xe 가스를 저장하는 부분과 불순물을 제거하는 부분으로 구성되어 있다. HCS는 헬륨을 이용하여 각 파트를 세척하고 냉각시켜 주는 부분이며, 각각의 장치들은 PLC로 제어하여 유지보수시의 편리성을 추구하였고 PC Vue 모니터링 프로그램을 사용하여 SIEMENS PLC와 인터페이스 하여 시스템을 보다 안전하고 편리하게 감시하도록 구성하였다.

• 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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• 제12권1호
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• pp.19-35
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• 2014

파이로처리 방사성폐기물 처분장에서 폐쇄 후 처분장의 성능에 영향을 줄 수 있는 근계 영역 내 세가지 주요 설계 관련 요소에 대하여 주요 핵종별로 최종 피폭 선량에 주는 민감도를 확률론적인 접근을 통하여 조사하였다. 농축 피폭 집단에 방사선 피폭을 주는 주요한 핵종들이 처분장에서 유출된 후 처분 시스템 근계 영역 내 다양한 매질을 이동하는 것에 관련되어, 이들 요소가 어느 정도의 영향을 주게 되는지 보기 위하여 처분 용기의 수명, 선원항으로서 처분 용기에서의 연간 핵종 유출률, 그리고 처분장 주요 인공 방벽으로서 완충재의 손실도 등의 변화에 따른 결과를 검토하였다. 처분장에 대한 결정론적, 확률론적 안전성 평가를 병행 수행하여, 이 세가지 설계 요소의 물리적 변화가 통계적 분포를 가지고 일어난다고 가정하는 확률론적 접근 방법에 따른 연구 결과는 제 1 부의 이 연구에, 그리고 세가지 설계 요소가 가질 수 있는 조합을 서로 다른 시나리오로서 비교하는 결정론적인 방법으로 접근한 결과는 별도로 제 2 부에 제시하였다. 두 가지 접근 결과와 함께 고려된 인자들에 대하여 모두 결과에 민감한 것으로 나타나 이러한 결과와 방법론은 향후 처분장 설계에 모범적인 피드백을 줄 수 있을 것으로 기대된다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제23권4호
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• pp.387-400
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• 1991

해수유동에 의한 이류와 부유물과의 상호작용에 의한 해양에서의 핵종이동을 모사하여 시간에 따른 핵종농도의 파과곡선을 구할 수 있는 해양구획모델이 개발되었다. 해양을 임의 수의 구획으로 나누어 각 구획간의 질량수지를 통해 지배 방정식을 세우고 이에 대한 해를 stiff한 문제에 유용한 수치적분방법을 이용하여 구하였다. 2차원 해수유동모델을 이용하여 해수교체시간을 계산한 후 각 구획간의 해수유동에 의한 이류수송을 나타내는 이동계수를 구하였다. 개발된 해양구획모델에 대한 계산 예로써 해저에 위치한 가상 처분장으로 부터 방출된 저준위방사성 폐기물의 주요 핵종중 Tc-99 Cs-137 및 Pu-238에 대한 파과곡선을 5개 구획에 대해 구하였다. 또한 핵종농도 파가 곡선에 대한 파라미터의 민감도 분석을 수행한 결과 구획내의 해수체적 및 해수교체시간과 같은 주요 변수들이 파과곡선에 중요한 영향을 줌을 알 수 있었다.

• 한국의학물리학회지:의학물리
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• 제5권1호
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• pp.75-85
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• 1994

2000년대에 진입하게 되면 월성원자력발전소에서는 4기의 가압중수로형 원자로가 상업발전을 하게 되어서 많은 양의 삼중수소($^{3}$H)가 필연적으로 주변환경에 누출될 것이다. 이러한 방사성 핵종은 삼중수소의 형태로 편재되어 있으면서도 지속성을 갖고 있어서 우리의 환경에 쉽게 분포된다. 삼중수소는 베타방사선량 계측과 보건위해 평가를 위해 독특한 과제를 제시하는 특성을 갖고 있어서 본 논문에서는 삼중수소에 관한 여러가지 문제들을 보건물리와 관련하여 특성과 원천, 신진대사와 선량계측, 미세선량계측, 방사생물, 위해평가, 환경 경로 및 순환 등의 견지에서 정리하였다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제46권3호
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• pp.343-352
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• 2014

Uncertainty and sensitivity analyses with respect to nuclear data are performed with depletion calculations for BWR and PWR fuel assemblies specified in the framework of the UAM-LWR Benchmark Phase II. For this, the GRS sampling based tool XSUSA is employed together with the TRITON depletion sequences from the SCALE 6.1 code system. Uncertainties for multiplication factors and nuclide inventories are determined, as well as the main contributors to these result uncertainties by calculating importance indicators. The corresponding neutron transport calculations are performed with the deterministic discrete-ordinates code NEWT. In addition, the Monte Carlo code KENO in multi-group mode is used to demonstrate a method with which the number of neutron histories per calculation run can be substantially reduced as compared to that in a calculation for the nominal case without uncertainties, while uncertainties and sensitivities are obtained with almost the same accuracy.

• 대한핵의학회지
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• 제20권1호
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• pp.33-37
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• 1986

It is well known that $^{99m}Tc-sulfur$ colloid or phytate hepatic scintigraphy is highly sensitive but not specific. Both $^{99m}Tc-DISIDA$ and bilirubin have been shown to share the same anionic transport pathway in the liver. Hepatocellular carcinoma(HCC) retains the ability to produce bile but has marked limitation to excreting it resulting in accumulation of bile within the tumor cells. Based upon such a fact, $^{99m}Tc-DISIDA$ hepatobiliary scintigraphy is used for the diagnosis of HCC. The present communication deals with our experience of DISIDA scintigraphic exploration of 9 cases of HCC in a retrospective way. We have made an observation on intensity of positive radio nuclide accumulation in the cold area of HCC as it is demonstrated by phytate scintigraphy. In addition we have semi quantitatively analyzed time-activity pattern and the following results were obtained. (1) All of 9 cases showed an increased uptake of $^{99m}Tc-DISIDA$ in delayed scintigrams. Of these 5 cases showed accumulation less than, 3 equal to, 1 more than the surrounding liver tissue. (2) The mean of the first appearing time of $^{99m}Tc-DISIDA$ activity in tumoral region was 2 hours and 20 minutes. (3) DISIDA scintigraphy provides us with positive informations of diagnostic value.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제54권8호
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• pp.3073-3084
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• 2022

The propagation of radiation source uncertainties in spent nuclear fuel (SNF) cask shielding calculations is presented in this paper. The uncertainty propagation employs the depletion and source term outputs of the deterministic code STREAM as input to the transport simulation of the Monte Carlo (MC) codes MCS and MCNP6. The uncertainties of dose rate coming from two sources: nuclear data and modeling parameters, are quantified. The nuclear data uncertainties are obtained from the stochastic sampling of the cross-section covariance and perturbed fission product yields. Uncertainties induced by perturbed modeling parameters consider the design parameters and operating conditions. Uncertainties coming from the two sources result in perturbed depleted nuclide inventories and radiation source terms which are then propagated to the dose rate on the cask surface. The uncertainty analysis results show that the neutron and secondary photon dose have uncertainties which are dominated by the cross section and modeling parameters, while the fission yields have relatively insignificant effect. Besides, the primary photon dose is mostly influenced by the fission yield and modeling parameters, while the cross-section data have a relatively negligible effect. Moreover, the neutron, secondary photon, and primary photon dose can have uncertainties up to about 13%, 14%, and 6%, respectively.

• 한국지하수토양환경학회지:지하수토양환경
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• 제20권2호
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• pp.10-21
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• 2015

The present study introduces a novel numerical approach for solving dispersion dominated problems with Cauchy boundary condition in an Eulerian-Lagrangian scheme. The study reveals the incapability of traditional Neuman approach to address the dispersion dominated problems with Cauchy boundary condition, even though it can produce reliable solution in the advection dominated regime. Also, the proposed numerical approach is applied to a real field problem of radioactive contaminant migration from radioactive waste repository which is a major current waste management issue. The performance of the proposed numerical approach is evaluated by comparing the results with numerical solutions of traditional FDM (Finite Difference Method), Neuman approach, and the analytical solution. The results show that the proposed numerical approach yields better and reliable solution for dispersion dominated regime, specifically for Peclet Numbers of less than 0.1. The proposed numerical approach is validated by applying to a real field problem of radioactive contaminant migration from radioactive waste repository of varying Peclet Number from 0.003 to 34.5. The numerical results of Neuman approach overestimates the concentration value with an order of 100 than the proposed approach during the assessment of radioactive contaminant transport from nuclear waste repository. The overestimation of concentration value could be due to the assumption that dispersion is negligible. Also our application problem confirms the existence of real field situation with advection dominated condition and dispersion dominated condition simultaneously as well as the significance or advantage of the proposed approach in the real field problem.