방사성 폐기물 작업 중의 피폭서량 예측 프로그램 개발

박원만,김윤혁,황주호,Park, Won-Man,Kim, Yoon-Hyuk,Whang, Joo-Ho 대한인간공학회 2005 大韓人間工學會誌 Vol.24 No.2

In spite of the importance of nuclear power as one of major electric energies in Korea, the nuclear safety has become the most serious social issue in the operation of the nuclear power plant. In this paper, a virtual work simulation program was developed to predict exposure dose during radiation work in radwaste storage. The work simulation program was developed. using $Java ^{TM}$applet and VRML-virtual reality modeling language. A numerical algorithm to find the optimal work path which minimize exposure dose during the given work, was developed and exposure dose on the optimal work path was compared with that on the shortest path. Comparing with the shortest path for the given work, the predicted optimal path consumed longer work time by II% but reduced total exposure dose by 46%. The simulation result showed that the exposure dose depended on not only work time, but also the distance between the worker and the radiation source. The developed simulation program could be a useful tool for the planning of radioactive waste work to increase the radiation safety of workers.

S-value of Radioiodine($^{131}I$) in Korean Reference Adult Male

김정훈,임창선,황주호,Kim, Jung-Hoon,Lim, Chang-Seon,Whang, Joo-Ho Korean Society of Radiological Science 2008 방사선기술과학 Vol.31 No.1

한국 성인 남성 표준인(Korean Reference Adult Male)의 기초 자료를 이용하여 수학적 모의 피폭체(Mathematical Phantom)를 제작하였다. 또한 이를 이용하여 방사성옥소($^{131}I$)의 각 장기별 S-value를 산출 하였다. 산출된 S-value는 기존 ICRP-23표준인에 근거하여 산출한 MIRD 5, 및 ORNL-TM 8381자료와 비교해 보았다. 그 결과 S-value는 한국 성인 남성 표준인에 기초한 모의 피폭체가 높은 값을 나타냈다. 이는 몸통이라는 특수한 공간에 위치하게 되는 선원장기(source organ) 및 표적장기(target organ)가 함유하고 있는 구성물질도 중요하지만 그에 못지않게 이들이 차지하고 있는 위치 및 방사성핵종의 특성 또한 중요하게 작용한다는 것을 알 수 있었다. In order to better understand the effects of absorbed radioiodine upon Korean reference adult male, a mathematical phantom representation was contrived based on composite data of the physiology of Korean reference adult male. Using this, S-values of radioiodine($^{131}I$) per each organ were calculated. The calculated S-values were compared to the existing data described in the TM-8381 report of ORNLcalculated on the basis of an ICRP-23 reference male. The results indicated that S-values were higher for the phantom based on Korean reference adult male. The results of this study illustrate that, while the bio-chemical constitution of each source and target organ of the torso are important, the relative location of the organs and characteristics of the radionuclides also exert important influences.

전립선암 근접시료시 주변 장기 선량 평가

김정훈,임창선,황주호,Kim, Jung-Hoon,Lim, Chang-Seon,Whang, Joo-Ho 한국의학물리학회 2008 의학물리 Vol.19 No.3

정량적인 방사선치료 선량을 예측하기위한 일환으로 한국표준남성에 기초하여 수학적 모의피폭체를 제작하였다. 이후 전립선을 선원장기로 하여 전립선암 근접치료 시 발생할 것으로 예상되는 전립선 및 주변장기의 흡수선량을 산정하였다. 모의모사를 위하여 방사성핵종은 전립선 근접치료에 유용하게 사용되는 $^{25}I$ 및 $^{103}Pd$선정하였고, 초기 방사능을 1 Ci를 투여하는 것으로 가정하였다. 그 결과 선원장기인 전립선이 $^{125}I$ 및 $^{103}Pd$ 경우 각각 101 Gy/Ci와 7.24 Gy/Ci를 나타냈으며, 전립선을 제외하고 흡수선량이 높은 장기는 비교적 전립선과 인접되어 있는 장기 즉 음경과 음낭, S자결장, 정소, 방광순으로 나타났다. As a part of estimating quantitative radiation treatment doses, we produced a mathematical phantom based on the standard Korean male. Then, with the prostate as the source organ, we calculated the absorbed dose in the prostate and surrounding organs forecasted to occur during brachytherapy for prostate cancer. To simulate the procedure, we selected $^{25}I$ and $^{103}Pd$ useful in brachytherapy of the prostate as the radionucleids and made an assumption that 1 Ci of initial radioactivity is administered. As a result, we found that the prostate, as the source organ, indicated 101 Gy/Ci and 7.24 Gy/Ci, respectively, in case of $^{125}I$ and $^{103}Pd$. With the exception of the prostate, organs with high absorbed doses were found to be in the order of the penis and scrotum, sigmoid colon, testicles and the urinary bladder, which are relatively close to the prostate.

성토시공관리용 방사성 동위원소 이용계기의 측정회로 설계

길경석,송재용,김기준,황주호,송정호 ( Gyung Suk Kil,Jae Yong Song,Ki Joon Kim,Joo Ho Whang,Jung Ho Song ) 한국센서학회 1997 센서학회지 Vol.6 No.5

An objection of this study is to develop a measuring circuit of a gauge using radioisotope for compaction control. The gauge developed in this study makes use of radioisotope with the activity exempted from domestic atomic law and consists of measuring circuits for gamma-rays and thermal neutrons, a high voltage supply unit, and a microprocessor. To obtain meaningful numbers of pulse counts, parallel five and two circuits are provided for gamma-rays and thermal neutrons, respectively. Being simple in electrical characteristics of G-M detector for gamma-rays, pulses are counted through only a shaping circuit. Very small pulses generated from He-3 proportional detector for thermal neutrons are amplified to the maximum of 50 [dB] and a window comparator accepts only pulses with meaning. To minimize effects of natural environmental radiation and electrical noise, circuits are electrostatically shielded and pulses made by ripples are eliminated by taking frequency of high voltage supplied to the circuit and pulse height of ripples into consideration. One-chip microprocessor is applied to process various counts, results are stored and the gauage is made capable to communicate with YC. Enough and meaningful numbers of pulses are counted with the prototype gauage for compaction control.

동아시아 지역에서의 다자간 원자력 협력 방안: 새로운 원자력 협력체제 결성을 위한 첫 번째 제안

황용수,권은하,서은진,황주호,Hwang Yong-Soo,Kwon Eun-Ha,Seo Eun-Jin,Whang Joo-ho 한국방사성폐기물학회 2005 방사성폐기물학회지 Vol.3 No.3

Demand on the nuclear energy in East Asian countries has been grown rapidly to support economic development. After 9.11, nuclear security has become the world wide issue. In addition, unlike to other region, some countries are considering the introduction of nuclear power plants. To meet the challenges a new regional multilateral nuclear approach is proposed aiming at assurance of supply and non -proliferation. The new proposal is based on the principles of confidence building, volunteering, and incentives. The step wise approach is recommended to implement the multilateral system in East Asia.

S-value of Radioiodine(<SUP>131</SUP>I) in Korean Reference Adult Male : 한국 성인남성 표준인을 대상으로 한 방사성옥소(<SUP>131</SUP>I)의 S-value 도출

Jung-Hoon Kim(김정훈),Chang-Seon Lim(임창선),Joo-Ho Whang(황주호) 대한방사선과학회(구 대한방사선기술학회) 2008 방사선기술과학 Vol.31 No.1

한국 성인 남성 표준인(Korean Reference Adult Male)의 기초 자료를 이용하여 수학적 모의 피폭체(Mathematical Phantom)를 제작하였다. 또한 이를 이용하여 방사성옥소(<SUP>131</SUP>I)의 각 장기별 S-value를 산출 하였다. 산출된 S-value는 기존 ICRP-23표준인에 근거하여 산출한 MIRD 5, 및 ORNL-TM 8381자료와 비교해 보았다. 그 결과 S-value는 한국 성인 남성 표준인에 기초한 모의 피폭체가 높은 값을 나타냈다. 이는 몸통이라는 특수한 공간에 위치하게 되는 선원장기(source organ) 및 표적장기(target organ)가 함유하고 있는 구성물질도 중요하지만 그에 못지않게 이들이 차지하고 있는 위치 및 방사성핵종의 특성 또한 중요하게 작용한다는 것을 알 수 있었다. In order to better understand the effects of absorbed radioiodine upon Korean reference adult male, a mathematical phantom representation was contrived based on composite data of the physiology of Korean reference adult male. Using this, S-values of radioiodine(<SUP>131</SUP>I) per each organ were calculated. The calculated S-values were compared to the existing data described in the TM-8381 report of ORNLcalculated on the basis of an ICRP-23 reference male. The results indicated that S-values were higher for the phantom based on Korean reference adult male. The results of this study illustrate that, while the bio-chemical constitution of each source and target organ of the torso are important, the relative location of the organs and characteristics of the radionuclides also exert important influences.

한국토양 내 천연 방사성핵종에 의한 거주민의 방사선피폭평가

김정훈(Jung-Hoon Kim),김아름(Ah-Reum Kim),고성진(Seong-Jin Ko),황주호(Joo-Ho Whang) 대한방사선과학회(구 대한방사선기술학회) 2009 방사선기술과학 Vol.32 No.2

한국 토양내 천연방사성핵종 중 238U, 232Th, 40K 농도를 분석하여 거주민의 방사선피폭을 평가하였다. 분석결과 238U, 232Th, 40K은 각각 15.77±7.27, 290.05±73.92, 750.30±165.38 Bq/kg 값을 나타냈다. 천연방사성핵종 농도를 바탕으로 산출한 흡수선량률은 213.76±46.37 nGy/hr이며, 동일 지역에서 측정한 공간감마흡수선량률은 123.90±19.18 nGy/hr이였다. 천연방사성핵종(238U, 232Th, 40K)을 대상으로 거주민의 유효선량률은 0.26 mSv/yr로 나타나 UNSCEAR에서 제시한 세계 평균유효선량률인 0.07 mSv/yr보다 높은 값을 나타냈다. We investigated the amounts of radiation exposure from 238U, 232Th, and 40K which are three major radionuclides naturally residing in soil of the Korean peninsula. The experimental results showed that the concentrations of the radionuclides were 15.77±7.27, 290.05±73.92 and 750.30±165.38 Bq/kg respectively. The absorbed dose rate based on the measured concentrations was 213.76±46.37 nGy/hr, while the spatial gamma absorbed dose rate measured in the same region was 123.90±19.18 nGy/hr. The effective dose rate was 0.26 mSv/yr, which is significantly higher than the world average effective dose rate 0.07 mSv/yr provided by the UNSCEAR.

원자로의 폐연료 재생을 위한 진화 알고리즘에 관한 연구

정경숙(Jung kyung_sook),안종일(Ahn Jong_Il),정태충(Chung Tae_Choong),황주호(Whang Joo_Ho) 한국정보과학회 1996 한국정보과학회 학술발표논문집 Vol.23 No.2A

경수로에서 사용된 폐연료들은 중수로의 핵연료로 사용 가능 한지를 알아내고, 어떤 폐연료들의 조합으로 중수로의 핵연료를 만들 수 있는지를 알고자 한다. 폐연료들의 원소 함량 및 조건들을 모두 제각기 다르므로 단순히 조합해서는 중수로 핵연료의 조건들을 잘 만족할 수 없으며, 시간도 많이 소모한다. 조합적 폭발의 문제에 해당되기 때문이다. 이 경우 이미 알고 있는 정보를 이용하면 기존의 다른 탐색 방법보다 시간과 비용 면에서 효율을 높일 수 있다. 본 논문에서는 문제 공간에 대한 유용한 정보를 휴리스틱을 사용하여 빠른 시간 내에 최적화된 해를 찾는 진화(Evolution) 알고리즘[1][2]을 제안하고자 한다.

A Study on Caliration of Neutron Moisture Gauge Using MCNP4A

Whang, Joo-Ho,Lim, Chun-Il,Song, Jung-Ho 대한방사선 방어학회 1997 방사선방어학회지 Vol.22 No.4

중성자 수분함량 측정기의 개발에 있어서 중성자 계측값과 흙속의 수분함량에 대한 관계식을 유도하기 위해서는 공시체 제작등의 많은 실험을 통해 유도한 교정식이 필요하다. 또한 공시체 제작 및 측정실험의 통계적 오차를 줄이기 위해서는 많은 시간과 노력이 필요하다. 하지만 몬테카를로방법을 사용한 전산코드를 이용하여 수행할 경우 시간과 노력을 줄일 수 있을 뿐만아니라, 보다 일반적인 흙에 대한 교정식을 얻을 수 있다. 본 연구에서는 중성자의 수송문제를 계산하는데 유용한 MCNP4A 전산코드를 이용하여 실제 실험을 모사하였다. 또한 모사결과를 공시체를 제작하여 실험한 결과와 비교하였다. 비교결과 실제실험의 결과와 모사 범위내에서 일치함을 알 수 있었다. 중성자 수분함량 측정기의 교정식 도출 및 교정상수를 결정하기 위해 적용할 수 있음을 알 수 있었다. 또한 수분함량 측정기의 계측값에 영향을 미치는 인자중의 하나인 흙의 건조밀도 변화에 대한 영향을 살펴 보았다. Time-consuming experiments have been required in the development of neutron moisture gauge to induce a relation between the water content in soil and the neutron counts. Applying a monte carlo computer code to simulate the experiments of neutron moisture gauging may contribute to redue time and efforts for experiments and produce a calibration equation which is more applicable to soil in general. In this study MCNP4A, a monte carlo computer code, was employed to simulate soil experiments and the simulated results were compared with experimental ones. The comparative study showed that MCNP4A is applicable to simulate the experiments and calibration equation can be obtained through simulations. Effects of dry density changes were also studied.

A Method of Estimating Radionuclide Accumulation in Coolant Purification System

Lee,Jae Min,Whang,Joo-Ho 대한방사선 방어학회 1997 방사선방어학회지 Vol.22 No.3

원전 작업자 피폭관리와 안전성 평가 및 최종적으로 처분허가를 위하여 폐기물 내의 핵종 및 농도를 파악하여야만 한다. 이온교환 수지 및 필터는 그 부피는 작으나 원전 운전중 발생하는 폐기물내 방사능의 대부분을 차지하고 있다. 본 연구의 목적은 냉각수 정화 계통내의 수지 및 필터 내에 누적되어 있는 방사성 핵종의 양을 예측할 수 있는 방법을 개발하는 것이다. 핵종누적량을 계산하기 위하여 평균제염계수 대신 순간제염계수를 사용하였으며 포트란언어를 사용하여 프로그램을 작성하여 누적량을 계산하였다. 본 예측기법의 검증을 위하여 미국 Rancho-Seco 발전소의 측정자료를 이용하였으며 실험을 통한 계측자료를 검증에 이용하였다. 순간제염계수를 이용한 본 방법의 계산이 평균제염계수를 이용한 것보다 오차가 작았다. 이 방법을 실제 적용하기 위해서는 운전지침에 의하여 주기적으로 계측한 제염계수와 핵종농도 자료만으로도 핵종누적량 계산이 가능하다. 그러나, 특히 발전소 운전상황이 급격하게 변할 때에는, 정확한 누적량 평가를 위항여 제염계수 및 방사성 핵종농도의 측정주기가 짧아져야 한다. The amount and dinds of radionuclied contained in waste volume should be known to prepare for occupational exposure management, perform safety assessment and finally to license a repolitory. Although the volume of filters and rdins are small, activities of them comprise most of the radioactivity that made during power generation. This study aims at developing a method of estimating the radionuclide accumulation at the filters and resins of coolant systems. In this study, accumulated amount of radionuclides is estimated by a computer program which makes use of instantaneous decontamination factor, DF, instead of average DF. A FORTRAN program was developed for the estimation. Date from in-plant source-term measurements at Ranch-Seco nuclear power plant in the United States are employed for verification of the estimating method. And experimental data are employed, too. The instantaneous-DF-Method showed smaller error than the average-DF-method. Accumulated amount of radionuclides can be calculated with only the DF and the radionuclide concentration, which are measured periodically according to the operating guide. However, espectially, when the operating condition of nuclear power plant changes rapidly, the measuring term of DF and radionuclide should be shortened to ensure the accurate estimation.