• Nuclear Engineering and Technology
• /
• 제19권2호
• /
• pp.85-98
• /
• 1987

중대사고시 LMFBR의 에어로졸(aerosol) 동특성을 살피기 위해 전산코드인 MCAD (Multicomponent Aerosol Dynamics)가 개발되었다. 사고경과에 따른 두 방사능원의 상대적인 충돌확률을 적용하여 에어로졸계를 모사할 수 있다. Brownian 확산과 중력작용에 의한 결합 및 제거과정을 고려했으며, 입자형태를 묘사하기 위해 밀도보정과 형태요소(shape factor)를 동시에 고려하였다. ORNL의 NSPP-300 계열 실험자료와 기존의 코드를MCAD의 입증에 이용하였다. 그 결과 MCAD의 계산치와 실험치 및 기존의 코드 계산값이 일치함을 보여준다. 여러 입력자료의 불화실한 값들을 정의하고, 그들값의 한계로 설정하기 위하여 불확실성 및 민감도해석을 수행하였다. 14개의 입력자료를 선택하여 실험계획법과 Latin hypercube sampling에 의한 입력자료를 조합하여 그 회귀 (regression) 정도를 반응표면 계획법(Response surface method)에 의해 구하였다. 각 변수들의 중요성 및 시간경과에 따른 그들의 상대적인 등위를 결정하기 위하여 단계식 회귀방법 (Stepwise regression method)을 고려했다. LHS에 의한 회귀모형에 Monte Carlo Method를 적용하여 계산값 및 변수들에의 신뢰도를 향상시켰다.

• 한국방사선학회논문지
• /
• 제15권6호
• /
• pp.849-853
• /
• 2021

양전자 방출 핵종은 진단영상인 PET영상 만드는데 이용된다. 이때 양전자의 비정은 영상의 해상도를 결정하는 인자이며, 본 연구에서는 방사선학적 기준을 통하여 새로운 비정 측정 방법을 제시하고자 한다. 실험은 MCNP6로 진행하였으며, 대표적인 양전자 방출 핵종인 ¹⁸F, ¹¹C, ¹³N, 및 ¹⁵O를 대상으로 하였다. 방사선학적 기준은 영상을 만드는 신호인 소멸 복사선의 발생위치를 기준으로 하였다. 실험결과 양전자의 방사선학적 비정은 2.3 mm(¹⁸F), 3.9 mm(¹¹C), 5.0 mm(¹³N), 7.9 mm(¹⁵O)로 나타났으며, 양전자의 발생에너지가 높을수록 기존의 비정인 CSDA range와의 차이가 크게 나타났다. CSDA range는 현재 가장 많이 이용 되는 비정 측정방법으로 전자가 물리적으로 날아간 거리를 뜻하는 물리적 비정이므로, 방사성동위원소를 인체에 투여하는 핵의학의 경우 방사선학 기준을 적용한 방사선학적 비정을 적용하여야 한다.

• 한국수자원학회:학술대회논문집
• /
• 한국수자원학회 2015년도 학술발표회
• /
• pp.217-217
• /
• 2015

The objective of this study was mainly to evaluate the water resources potential of Lake Tana Basin (LTB) by using Soil and Water Assessment Tool (SWAT). From SWAT simulation of LTB, about 5236 km2 area of LTB is gauged watershed and the remaining 9878 km2 area is ungauged watershed. For calibration of model parameters, four gauged stations were considered namely: Gilgel Abay, Gummera, Rib, and Megech. The SWAT-CUP built-in techniques, particle swarm optimization (PSO) and generalized likelihood uncertainty estimation (GLUE) method was used for calibration of model parameters and PSO method were selected for the study based on its performance results in four gauging stations. However the level of sensitivity of flow parameters differ from catchment to catchment, the curve number (CN2) has been found the most sensitive parameters in all gauged catchments. To facilitate the transfer of data from gauged catchments to ungauged catchments, clustering of hydrologic response units (HRUs) were done based on physical similarity measured between gauged and ungauged catchment attributes. From SWAT land use/ soil use/slope reclassification of LTB, a total of 142 HRUs were identified and these HRUs are clustered in to 39 similar hydrologic groups. In order to transfer the optimized model parameters from gauged to ungauged catchments based on these clustered hydrologic groups, this study evaluates three parameter transfer schemes: parameters transfer based on homogeneous regions (PT-I), parameter transfer based on global averaging (PT-II), and parameter transfer by considering Gilgel Abay catchment as a representative catchment (PT-III) since its model performance values are better than the other three gauged catchments. The performance of these parameter transfer approach was evaluated based on values of Nash-Sutcliffe efficiency (NSE) and coefficient of determination (R2). The computed NSE values was found to be 0.71, 0.58, and 0.31 for PT-I, PT-II and PT-III respectively and the computed R2 values was found to be 0.93, 0.82, and 0.95 for PT-I, PT-II, and PT-III respectively. Based on the performance evaluation criteria, PT-I were selected for modelling ungauged catchments by transferring optimized model parameters from gauged catchment. From the model result, yearly average stream flow for all homogeneous regions was found 29.54 m3/s, 112.92 m3/s, and 130.10 m3/s for time period (1989 - 2005) for region-I, region-II, and region-III respectively.

• Nuclear Engineering and Technology
• /
• 제54권1호
• /
• pp.162-176
• /
• 2022

In Lead-based reactor (LBR) severe accident, the meltdown and migration inside the reactor core will lead to fuel fragment concentration, which may further cause re-criticality and even core disintegration. Accurately predicting the migration and solidification behavior of melt in LBR severe accidents is of prime importance for safety analysis of LBR. In this study, the Moving Particle Semi-implicit (MPS) method is validated and used to simulate the migration and solidification behavior. Two main surface tension models are validated and compared. Meanwhile, the MPS method is validated by the L-plate solidification test. Based on the improved MPS method, the migration and solidification behavior of melt in LBR severe accident was studied furthermore. In the Pb-Bi coolant, the melt flows upward due to density difference. The migration and solidification behavior are greatly affected by the surface tension and viscous resistance varying with enthalpy. The whole movement process can be divided into three stages depending on the change in velocity. The heat transfer of core melt is determined jointly by two heat transfer modes: flow heat transfer and solid conductivity. Generally, the research results indicate that the MPS method has unique advantage in studying the migration and solidification behavior in LBR severe accident.

• Nuclear Engineering and Technology
• /
• 제55권5호
• /
• pp.1593-1603
• /
• 2023

In deterministic and Monte Carlo transport codes, b-delayed emission is included using a group structure where all of the precursors are grouped together in 6 groups or families, but given the increase in computational power, nowadays there is no reason to keep this structure. Furthermore, there have been recent efforts to compile and evaluate all the available b-delayed neutron emission data and to measure new and improved data on individual precursors. In order to be able to perform a transient Monte Carlo simulation, data from individual precursors needs to be implemented in a transport code. This work is the first step towards the development of a tool to explore the effect of individual precursors in a fissile system. In concrete, individual precursor data is included by expanding the capabilities of the open source Monte Carlo code OpenMC. In the modified code - named Time Dependent OpenMC or OpenMC(TD)- time dependency related to β-delayed neutron emission was handled by using forced decay of precursors and combing of the particle population. The data for continuous energy neutron cross-sections was taken from JEFF-3.1.1 library. Regarding the data needed to include the individual precursors, cumulative yields were taken from JEFF-3.1.1 and delayed neutron emission probabilities and delayed neutron spectra were taken from ENDF-B/VIII.0. OpenMC(TD) was tested in a monoenergetic system, an energy dependent unmoderated system where the precursors were taken individually or in a group structure, and in a light-water moderated energy dependent system, using 6-groups, 50 and 40 individual precursors. Neutron flux as a function of time was obtained for each of the systems studied. These results show the potential of OpenMC(TD) as a tool to study the impact of individual precursor data on fissile systems, thus motivating further research to simulate more complex fissile systems.

• Journal of Radiation Protection and Research
• /
• 제48권4호
• /
• pp.197-203
• /
• 2023

Background: The thermoluminescent dosimeter (TLD) and Monte Carlo (MC) dosimetry are carried out to determine the occupational dose for personnel in the handling of ¹²⁵I seed sources. Materials and Methods: TLDs were placed in different layers of the Alderson-Rando phantom in the thyroid, lung and also eyes and skin surface. An ¹²⁵I seed source was prepared and its activity was measured using a dose calibrator and was placed at two distances of 20 and 50 cm from the Alderson-Rando phantom. In addition, the Monte Carlo N-Particle Extended (MCNPX 2.6.0) code and a computational phantom with a lattice-based geometry were used for organ dose calculations. Results and Discussion: The comparison of TLD and MC results in the thyroid and lung is consistent. Although the relative difference of MC dosimetry to TLD for the eyes was between 4% and 13% and for the skin between 19% and 23%, because of the existence of a higher uncertainty regarding TLD positioning in the eye and skin, these inaccuracies can also be acceptable. The isodose distribution was calculated in the cross-section of the head phantom when the ¹²⁵I seed was at two distances of 20 and 50 cm and it showed that the greatest dose reduction was observed for the eyes, skin, thyroid, and lungs, respectively. The results of MC dosimetry indicated that for near the head positions (distance of 20 cm) the absorbed dose rates for the eye lens, eye and skin were 78.1±2.3, 59.0±1.8, and 10.7±0.7 µGy/mCi/hr, respectively. Furthermore, we found that a 30 cm displacement for the ¹²⁵I seed reduced the eye and skin doses by at least 3- and 2-fold, respectively. Conclusion: Using a computational phantom to monitor the dose to the sensitive organs (eye and skin) for personnel involved in the handling of ¹²⁵I seed sources can be an accurate and inexpensive method.

• Journal of Radiation Protection and Research
• /
• 제41권1호
• /
• pp.71-79
• /
• 2016

연구배경: 생활주변방사선 안전관리법에 의한 가공제품의 방사선학적 안전성 평가를 위해서는 가공제품에 함유된 천연방사성핵종의 정량적 평가가 필요하다. 기존 분석법을 위한 파괴적 전처리는 높은 수준의 기술과 많은 시간이 소요되고, 측정 후 가공제품의 재사용을 불가능하게 하는 단점이 있다. 본 연구에서는 가공제품에 함유된 천연방사성핵종인 토륨계열의 방사능을 평가하기 위해 전처리 과정이 생략되거나 최소화된 방법인 간단/신속 분석법을 개발하였다. 재료 및 방법: 개발된 분석법은 감마분광분석 시스템을 이용하여 전처리 없이 가공제품의 방사능을 간단하고 신속하게 측정하고, 시료의 구성물질, 밀도, 기하학적 형태에 대한 보정을 통하여 방사능을 정확하게 평가할 수 있는 방법이다. 상기 요소에 대한 보정을 위해 변환상수 개념을 도입하였으며, 방사선수송 전산모사를 통해 변환상수를 도출하였다. 본 연구의 대상으로는 일반인이 흔하게 사용하고, 인체에 착용하거나 인체 접촉이 많은 가공제품, 즉 일반인에게 상대적으로 높은 피폭방사선량을 초래할 수 있는 대표적인 가공제품이 선정되었다. 본 연구에서 선정된 가공제품은 건강목걸이, 건강팔찌, 남성용 건강보조기구, 매트 형태의 가공제품에 장착된 타일이었다. 결과 및 고찰: 상기 제품에 대한 변환상수를 Monte Carlo N-Particle eXtended (MCNPX)를 이용하여 도출하였으며, 도출된 변환상수는 0.31-0.47의 범위에 분포하였다. 전처리 없이 가공제품 원형을 그대로 측정한 단순 측정 분석법의 경우 가공제품에 함유된 토륨계열의 방사능은 실제보다 약 2.8배까지 과대평가 되었다. 본 연구에서 개발한 간단/신속 분석법을 사용하는 경우에는 전처리를 통한 정밀분석법과 비교하여 그 차이가 3-24% 정도로 크게 줄어들었다. 결론: 본 연구에서 개발한 분석법은 향후 추가적인 가공제품의 재질 및 형태에 대한 변환상수의 개발을 통해 다양한 가공제품의 방사선학적 안정성 평가에 활용될 수 있을 것이다.

• 한국의학물리학회지:의학물리
• /
• 제27권1호
• /
• pp.31-36
• /
• 2016

본 연구에서는 이중에너지 영상을 획득하는 방법으로, 구리판을 이용한 에너지 변조 필터를 사용하였을 때의 선량을 계산 및 측정하였고, 기존의 다른 방법들과 선량을 비교하였다. 몬테칼로 전산모사를 이용하여 에너지 변조 필터에 의한 선량 변화를 평가하기 위하여 MCNPX를 사용하였다. 두경부, 흉부, 복부 촬영에 주로 사용되는 관전압인 80, 120 kVp에 대한 스펙트럼을 SPEC78 프로그램으로 생성하여 선원을 모사하였고, 구리 물질로 이루어진 에너지 변조 필터(밀도: $8.96g/cm^3$)는 두께를 0.5 mm부터 2.0 mm까지 0.5 mm 간격으로 변화시켜가면서 선원으로부터 20.0 cm 거리에 X-선 창을 절반만 가리도록 모델링 하였다. 몬테칼로 전산모사 값과 실제 선량 값을 비교하기 위해서는 교정 상수가 필요하므로, Gafchromic EBT3 필름에 알고 있는 선량을 조사한 후 판독하여 선량 교정 곡선을 획득하였다. 실험과 동일한 조건으로 MCNPX의 f6 tally로 획득한 결과값과 측정값 간의 선량 환산 인자는 $7.2*10^4cGy/output$으로 구해졌으며, 관전압 80 kVp과 관전류 6 mA의 조건으로 콘빔 CT 촬영 시, 평균 10.1 cGy (표준편차 2.7 cGy) 조사됨을 알 수 있었다. 에너지 변조 필터에 기반한 이중 에너지 영상 획득 기술을 적용한 본 연구에서는 이중 에너지 콘빔 CT 시스템의 선량이 단일 에너지 CT 시스템의 선량보다 33~40% 감소함을 알 수 있다. 또한, 에너지 변조 필터에서 발생한 산란선에 의한 선량 증가 효과는 거의 없었다. 따라서, 인체 내 물질 분별력이 우수하여 임상에 널리 응용되었던 기존 이중 에너지 CT 시스템의 상대적으로 피폭선량이 높다는 단점을 효과적으로 개선할 수 있다.

• Journal of Radiation Protection and Research
• /
• 제39권4호
• /
• pp.199-205
• /
• 2014

중성자 검출분야에서$^3He$는 높은 중성자 검출효율 때문에 아주 많이 사용되고 있다. 하지만 2009년 초반부터 발생하고 있는 전세계적인 $^3He$의 품귀현상으로 인하여 가격이 급등하고 수급이 어려워졌기 때문에 대체 중성자 검출물질에 대한 필요성이 높아졌다. 그러므로 중성자 검출물질로 사용될 수는 있지만 $^3He$에 비해 반응효율이 낮아 중성자 검출용으로 주로 사용되지 않던 물질들을 사용하여 검출기를 제작하는 연구가 다시 활발하게 진행되고 있다. $BF_3$, $^6Li$, $^{10}B$, $Gd_2O_2S$ 등과 같은 $^3He$ 대체 물질들 중 하나인 $^{10}B$은 손쉬운 감마선 구별, 무독성, 낮은 가격 등과 같은 여러 장점으로 인하여 여러 연구그룹에서 연구되고 있다. $^{10}B$ 박막을 이용한 중성자 검출은 중성자와 반응하여 발생되는 2차 방사선을 측정하여 간접적으로 중성자를 측정하는 검출기법이다. 반응을 통해 생성된 알파입자의 비정은 고체 내에서 아주 짧기 때문에 $^{10}B$ 층은 박막 형태로 얇게 제작해야 한다. 그러므로 중성자와 박막의 반응을 통해 발생되는 알파입자의 검출효율을 증가시키기 위해서는 $^{10}B$ 박막의 두께를 얇게 제작하는 것이 중요하다. 하지만 박막의 두께를 얇게 제작하는 것은 중성자와 반응하여 생성되는 알파입자의 수집효율을 증가시키는 장점이 있지만 또한 중성자와 반응할 단면적을 감소시키는 단점이 있다. 본 논문에서는 리튬이온전지에 사용되는 초박막 극판 제조 기술을 이용하여 중성자 검출을 위한 대략 $60{\mu}m$ 두께의 얇은 $^{10}B$ 박막을 제작하였다. 그리고 전도성, 분포, 점착력, 유연성와 같은 간단한 물리적 실험을 통해 제작된 $^{10}B$ 박막의 물성을 확인하였다. 또한, 제작된 $^{10}B$ 박막을 사용하여 중성자 모니터링을 위한 비례계수기 제작하고 이를 이용하여 한국원자력연구원의 중성자 조사시설의 중성자 파고 스펙트럼을 측정하였다. 또한, 중성자 검출효율을 증가시킬 수 있는 방법 중 하나인 다층 박막을 이용한 중성자 측정 방법을 이용하여 박막 층수에 따른 중성자 검출효율의 변화를 몬테칼로 전산모사 기법을 이용하여 계산하였고 실험을 통해 박막층의 증가에 따른 신호변화를 측정하였다.