수치해석을 이용한 자동차 실내 공기질 향상을 위한 air-vent 토출 각도 최적화

권용민(Yongmin Gwon),서진원(Jinwon Seo),최윤호(Yunho Choi) 한국자동차공학회 2012 한국자동차공학회 학술대회 및 전시회 Vol.2012 No.11

The recent automobile technology trend is to increase passenger’s comfort and convenience in the cabin room. Especially the HVAC system has become important to the automotive indoor environment. In general the HVAC system could control Indoor Thermal Environment and Air Quality(ventilation) of automobile. In this study, optimization is performed for various angles of air-vent(HVAC system) to improve automotive indoor air quality. For this study the performance and installation conditions of the air-vent has been studied to investigate their effects on the air quality using numerical analysis. As a result, optimized angles of the air-vent inside the automobile cabin have been suggested.

Regulation improvement of cyclotrons in the Republic of Korea through analysis of radioactivation and questionnaire on operation status

Gwon, Da Yeong,Kim, Yongmin,Jeong, Kyu-Young,Jung, Nam-Suk,Lee, Hee-Seock Diva Enterprises Private Limited 2018 Indian journal of public health research & develop Vol.9 No.8

A Study on the Selection of the Main Factors of Radiation Risk Index Model for assessing risk in Nondestructive Test workplace

Da Yeong Gwon(권다영),Ji young Han(한지영),Yu-Jung Bae(배유정),Byeong-soo Kim(김병수),Yongmin Kim(김용민) 한국방사선학회 2018 한국방사선학회 논문지 Vol.12 No.4

Risk of radiation worker and radiation workplace are being mainly assessed by exposure dose. But, the radiation used in radiation workplace and the work environment are different. Because the nondestructive work environment varies depending on the work subject, the existence and nonexistence of shielding board, and so on. So, we need to consider the various factors in effective radiation protection aspect. We conducted a survey of radiation workers with over two years` experience in NDT workplace and heared the thoughts of experts. As a result, radiation source, exposure dose, current status of workplace management, workers with personel dosimetry problem and status of periodic regulatory inspection were chosen as main factors of radiation risk index model. Also, we primarily set weighting factors in order of importance based on questionnaires. Finally, we determined weighting factor for details of main factors through the professional advice. Therefore, we will be able to develop the radiation risk index model for assessing the risk of nondestructive test workplace based on main factors that are selected through this study. 방사선작업종사자 및 방사선작업장의 위험성은 주로 피폭선량 값으로 평가되고 있다. 하지만, 방사선작업장은 사용하는 방사선 및 작업환경이 상이하다. 특히, 방사선투과검사작업장은 작업대상물, 차폐체 사용 가능 유무 등에 따라 작업환경이 다양하다. 따라서 효율적인 방사선 방호를 위해서는 여러 가지 인자들을 검토하는 것이 필요하다. 이에 전문가 및 조장 방사선작업종사자들 대상으로 설문조사를 수행하였으며, 그 결과, 방사선원, 방사선피폭선량, 작업장관리현황, 판독특이자, 정기검사현황이 주요인자로 선정되었다. 또한, 설문조사 중요도를 바탕으로 1차 가중치(안)을 설정한 후 2차적으로 전문가 자문을 통해 인자 내 세부 항목별 가중치를 선정하였다. 따라서 본 연구를 통해 선정된 주요인자를 바탕으로 하여 방사선투과검사작 업장 위해도 지수 모델 개발이 가능할 것으로 판단된다.

A Study on the Effective Half-life after the High Dose Radioactive Iodine (131 I) Therapy for Thyroid Cancer Patients

Seongcheol Kim(김성철),DaYeong Gwon(권다영),Yongmin Kim(김용민) 한국방사선학회 2017 한국방사선학회 논문지 Vol.11 No.7

고용량 131 I 치료는 분화갑상선암으로 인한 갑상선전절제술을 받은 환자에게 보편적으로 시행되어 왔다. 고용량 131 I 치료를 하는 경우 환자로부터 일반인이 받게 되는 피폭선량을 선량한도 이내로 제한하기 위해 환자를 일정 기간 동안 격리하여야 한다. 유효반감기는 환자로부터 가족들이 얼마나 피폭되는지 계산하거나 격리기간을 결정하는데 중요한 값이다. 이에 본 연구에서는 NM670 SPECT/CT를 이용해 고용량 13 1I 치료환자의 유효붕괴상수, 유효반감기, 격리기간을 도출하였다. 본 연구를 통해 고용량 131 I 치료환자의 유효반감기를 도출하였고, 체내에 잔류 방사능량이 퇴원기준인 1.2 GBq 에 도달하는 시간을 확인하였다. 또한 치료선량별 유효반감기를 비교하였을 때 유의한 차이가 없었으나, 격리기간은 치료선량이 커질수록 격리기간이 길어지는 것을 확인할 수 있었다. 전처치 유형별 유효반감기를 비교하였을 때 rhTSH 환자군과 THW 환자군의 유효반감기가 유의한 차이를 보이지 않았으나, 격리기간은 rhTSH 환자군이 THW 환자군 보다 짧게 나타났다. 이는 치료선량의 차이로 인해 격리기간이 짧아진 것으로 판단된다. 따라서 현행 의료보험체계(rhTSH 사용 시 3.7 GBq 이하에서 보험적용)가 유지된다면, 전처치 유형별로 구분하여 현행 격리기간(2박 3일)보다 더 이른 시간에 환자를 퇴원시킬 수 있을 것이다. High-dose 131 I therapy has been generally carried out to remove remaining thyroid tissue or to cure metastasize lesion of patients who received full thyroidectomy due to differentiated thyroid cancers. In case high-dose 131 I therapy is carried out for a patient, the patient should be hospitalized being isolated for a certain period in order to restrict the amount of exposure to radiation of people at large from the patient within the limit of a level of radiation. Effective half-life is an important value to calculate how family members are exposed to radiation from a patient or to decide the period of isolation of the patient from the family members. Therefore, in this study we calculated the effective decay constant, effective half-life and period of isolation of high-dose 131 I therapy patient using NM670 SPECT/CT. As a result of carrying out this study, the effective half-life of high-dose 131 I therapy patients was derived and the time to reach the discharge level of 1.2 GBq was confirmed. When they were compared with each other in each of curative doses, the effective half-life did not have significant difference, but the time when the level of radiation remaining in the interior of the body to reach the criteria of isolation and discharge showed significant difference and it could be confirmed that the higher the curative dose the longer the period of isolation becomes. When the effective half-lives in each type of preparation were compared with each other, they did not show significant difference. However, When the times to reach the level of radiation that is the criteria of isolation and discharge in each type of preparations, they showed significant difference. The cause of the shortening of the isolation period for rhTSH patients group is decided to be low curative dose. Accordingly, if the current national health insurance (the insurance is applied to using of rhTSH in 3.7 GBq or lower) is maintained, while discerning them in each of types of preparation, we would be able to discharge patients at the time earlier than the current period of isolation (2 nights and 3 days).

Risk Analysis of Radiographic Testing Companies using Radial Scale Analysis Model

JiYoung Han,Dayoung Gwon,Byeong-soo Kim,YongMin Kim 한국방사선학회 2018 한국방사선학회 논문지 Vol.12 No.6

방사선이 다양한 분야에 사용됨에 따라 방사선작업종사자의 수가 증가하고 있으며, 이에 따라 종사자의 안전에 대한 우려도 높아지고 있다. 국내에서는 KISOE 시스템, 발주자보고 등을 통해 종사자의 안전 확보에 주력하고 있다. 선행연구에서는 종사자 및 업체의 안전 확보를 위한 위험성 평가에 피폭선량과 더불어 이외의 항목에 대한 추가적 평가가 효과적일 것이라고 판단하여 평가를 위한 항목들 및 방사형 척도분석 모델을 개발하였다. 이에 본 연구에서는 2016년 방사선투과검사업체의 자료를 방사형척도분석 모델에 적용하여 실제 업체의 위험성 평가를 수행하였다. 또한 위험성이 낮을 것으로 예상되는 업체 2곳과 위험성이 높을 것으로 예상되는 업체 2곳을 선정하여 위험성 분석을 수행하였다. 분석 결과에서 예상과 동일한 결과를 얻어 모델의 타당성을 확인할 수 있었다. 전체 56개 업체의 위험성 평가가 수행되었고 업체별 문제점에 따른 개선 및 점검사항을 예측하였다. 본 연구 결과를 방사선투과검사업체 및 규제기관에서 자체 평가 및 규제 기준 등으로 활용할 수 있을 것으로 예상된다. As the radiation is used in various fields, the number of radiation workers is on the increase and there has been an increasa in interest in the radiation worker‘s safety. In South Korea, it is focusing on securing safety of workers through KISOE system and owner’s report. In advance study, We determined that in assessing the risks of securing safety for workers and businesses, the assessment of other items as well as exposure doses would be effective and develops the Radial Scale Analysis Model. So, data from the actual radiographic testing companies were applied to the radial scale analysis model to determine the risks of the actual companies. And, we selected 4 companies to confirm the applicability. Risk assessments of all 56 companies were conducted and improvements and inspections were anticipated for each company's problems. The results of the study are expected to be utilized by radiographic testing companies and regulatory for self-assessment and regulation criteria.

방사선투과검사작업장 위험성 평가를 위한 방사선 위해도 지수 모델 주요인자 선정에 관한 연구

권다영 ( Da Yeong Gwon ),한지영 ( Ji Young Han ),배유정 ( Yu-jung Bae ),김병수 ( Byeong-soo Kim ),김용민 ( Yongmin Kim ) 한국방사선학회 2018 한국방사선학회 논문지 Vol.12 No.4

방사선작업종사자 및 방사선작업장의 위험성은 주로 피폭선량 값으로 평가되고 있다. 하지만, 방사선작업장은 사용하는 방사선 및 작업환경이 상이하다. 특히, 방사선투과검사작업장은 작업대상물, 차폐체 사용 가능 유무 등에 따라 작업환경이 다양하다. 따라서 효율적인 방사선 방호를 위해서는 여러 가지 인자들을 검토하는 것이 필요하다. 이에 전문가 및 조장 방사선작업종사자들 대상으로 설문조사를 수행하였으며, 그 결과, 방사선원, 방사선피폭선량, 작업장관리현황, 판독특이자, 정기검사현황이 주요인자로 선정되었다. 또한, 설문조사 중요도를 바탕으로 1차 가중치(안)을 설정한 후 2차적으로 전문가 자문을 통해 인자 내 세부 항목별 가중치를 선정하였다. 따라서 본 연구를 통해 선정된 주요인자를 바탕으로 하여 방사선투과검사작업장 위해도 지수 모델 개발이 가능할 것으로 판단된다. Risk of radiation worker and radiation workplace are being mainly assessed by exposure dose. But, the radiation used in radiation workplace and the work environment are different. Because the nondestructive work environment varies depending on the work subject, the existence and nonexistence of shielding board, and so on. So, we need to consider the various factors in effective radiation protection aspect. We conducted a survey of radiation workers with over two years` experience in NDT workplace and heared the thoughts of experts. As a result, radiation source, exposure dose, current status of workplace management, workers with personel dosimetry problem and status of periodic regulatory inspection were chosen as main factors of radiation risk index model. Also, we primarily set weighting factors in order of importance based on questionnaires. Finally, we determined weighting factor for details of main factors through the professional advice. Therefore, we will be able to develop the radiation risk index model for assessing the risk of nondestructive test workplace based on main factors that are selected through this study.

A Literature Review on Application of Signature Materials in Nuclear Forensics according to Domestic Nuclear Facilities and Fuel Cycle

전여령(Yeoryeong Jeon),권다영(Da Yeong Gwon),한지영(Jiyoung Han)최우철(Woo Cheol Choi)김용민(Yongmin Kim) 한국방사선학회 2021 한국방사선학회 논문지 Vol.15 No.1

국내에는 다수의 원자력시설이 존재하며, 지리적으로 비핵화 대상국인 북한을 주변국으로 두고 있다. 변화하는 국제 정세에 따른 선제적 대응으로 대상시설에 대한 핵감식 데이터를 구축할 필요가 있다. 이를 위해 국내 원자력시설 및 핵연료 주기를 고려하여 핵물질 및 기타 방사성물질의 기원 또는 출처를 파악하는데 사용되는 표지물질을 제시하였다. 국내에서는 경수로 및 중수로를 운용하고 있으며 각각 핵연료로 농축우라늄과 천연우라늄을 사용한다. 국내 선행핵연료주기에서 표지물질은 중수로형 원자력발전소의 연료인 천연우라늄과 우라늄 농축과정의 UF6으로 생각할 수 있다. 국내 후행핵연료주기는 재처리 과정을 제외된 비순환 주기를 채택하고 있어 주요 표지물질은 사용후핵연료가 된다. 해당 물질들에 대해 IAEA 문헌에서 권고하는 표지물질의 시그니처 중요도를 판단하고 조사 항목을 제시하였다. 향후 핵감식에서 핵물질 관리에 대한 무결성 입증과 국가 핵감식 역량을 높이기 위한 핵감식 라이브러리 구축을 위해 국내 원자력시설과 핵연료주기를 고려한 표지물질을 파악하고 해당물질 별 시그니처 데이터를 확보해야 할 것으로 생각된다. Republic of Korea has many nuclear facilities in the country, and Democratic People’s Republic of Korea(North Korea) locates in the surrounding country. Therefore, it is necessary to construct the target facility’s nuclear forensic data in a preemptive response to the changing international situation. For this reason, this study suggests signature materials used to understand the origins and sources of nuclear and other radioactive materials, taking into account domestic nuclear facilities and the nuclear fuel cycle. In domestic, pressurized light water reactors and pressurized heavy water reactors are in operation, and enriched and natural uranium are used as fuels. In the front-end fuel cycle, the signature materials can be nature uranium and UF6 in the uranium enrichment process. The domestic back-end fuel cycle adopts a non-circulating cycle excluding the reprocessing process, and the primary signature material is spent nuclear fuel. According to IAEA recommendation, the importance of these materials as the signature and characteristic contents are suggested in this study. To prove the integrity of nuclear material and build a national nuclear forensics library, it is necessary to grasp the signature material and acquire the characteristic data considering the domestic nuclear facilities and the nuclear fuel cycle.

방사형 척도분석 모델을 활용한 방사선투과검사 업체의 위험성 분석

한지영 ( Jiyoung Han ),권다영 ( Dayoung Gwon ),김병수 ( Byeong-soo Kim ),김용민 ( Yongmin Kim ) 한국방사선학회 2018 한국방사선학회 논문지 Vol.12 No.6

방사선이 다양한 분야에 사용됨에 따라 방사선작업종사자의 수가 증가하고 있으며, 이에 따라 종사자의 안전에 대한 우려도 높아지고 있다. 국내에서는 KISOE 시스템, 발주자보고 등을 통해 종사자의 안전 확보에 주력하고 있다. 선행연구에서는 종사자 및 업체의 안전 확보를 위한 위험성 평가에 피폭선량과 더불어 이외의 항목에 대한 추가적 평가가 효과적일 것이라고 판단하여 평가를 위한 항목들 및 방사형 척도분석 모델을 개발하였다. 이에 본 연구에서는 2016년 방사선투과검사업체의 자료를 방사형척도분석 모델에 적용하여 실제 업체의 위험성 평가를 수행하였다. 또한 위험성이 낮을 것으로 예상되는 업체 2곳과 위험성이 높을 것으로 예상되는 업체 2곳을 선정하여 위험성 분석을 수행하였다. 분석 결과에서 예상과 동일한 결과를 얻어 모델의 타당성을 확인할 수 있었다. 전체 56개 업체의 위험성 평가가 수행되었고 업체별 문제점에 따른 개선 및 점검사항을 예측하였다. 본 연구 결과를 방사선투과검사업체 및 규제기관에서 자체 평가 및 규제 기준 등으로 활용할 수 있을 것으로 예상된다. As the radiation is used in various fields, the number of radiation workers is on the increase and there has been an increasa in interest in the radiation worker‘s safety. In South Korea, it is focusing on securing safety of workers through KISOE system and owner’s report. In advance study, We determined that in assessing the risks of securing safety for workers and businesses, the assessment of other items as well as exposure doses would be effective and develops the Radial Scale Analysis Model. So, data from the actual radiographic testing companies were applied to the radial scale analysis model to determine the risks of the actual companies. And, we selected 4 companies to confirm the applicability. Risk assessments of all 56 companies were conducted and improvements and inspections were anticipated for each company's problems. The results of the study are expected to be utilized by radiographic testing companies and regulatory for self-assessment and regulation criteria.

휴대용 핵종분석기를 활용한 사이클로트론실 내 차폐벽 방사화 평가

김성철,권다영,전여령,한지영,김용민,Kim, Seongcheol,Gwon, Da Yeong,Jeon, Yeoryeong,Han, Jiyoung,Kim, Yongmin 대한핵의학기술학회 2021 핵의학 기술 Vol.25 No.2

최근 사이클로트론 시설의 GMP 인증 및 핵의학과 검사 보험 미적용 등으로 인해 핵의학 검사 수가 감소함에 따라 사이클로트론도 조기에 해체될 가능성이 높다. 이에 본 연구에서는 사이클로트론 해체 시 방사성폐기물 발생량과 관련성이 높은 사이클로트론 차폐벽 내 방사성핵종을 확인하였다. 국내에는 해체가 진행중인 사이클로트론이 없으므로 사이클로트론 차폐벽 Coring이 불가능하고, 국내 모든 사이클로트론에 대한 실험을 수행하는 것은 현실적으로 불가능하다. 따라서, 대구 K대학교 병원 내 KIRAMS-13이 설치된 사이클로트론실에서 Target 진행 방향을 중심으로 총 30 곳에서 방사성핵종을 분석하였다. 본 연구에서 활용한 장비는 Thermo사의 RIIDEye이며, 측정 지점별 측정시간은 24시간으로 설정하였다. 측정 결과 일부 측정 지점에서 장반감기 방사성핵종인 Co-60과 Cs-137이 검출되었다. 또한, 가장 많은 측정 지점에서 검출된 Co-60의 방출에너지별 방사능을 확인한 결과, target 방향을 중심으로 우측 상부에서 좌측 하부로 이어지는 대각선 방향으로 방사능이 높은 것을 확인하였다. 따라서, 향후 사이클로트론 해체 전 차폐벽 coring 위치 선정 시 휴대용핵종분석기를 활용할 수 있을 것으로 예상된다. 하지만, 본 연구는 하나의 사이클로트론에 대한 실험 결과이므로 다수의 사이클로트론에 대한 추가 연구가 필요할 것으로 예상된다. 또한, 본 연구 결과는 휴대용핵종분석기를 사용한 연구결과로서 HPGe를 활용한 추가 연구를 수행하여 일치성을 확인하는 추가 연구가 필요할 것으로 판단된다. 최종적으로 다년간의 각 기관별 콘크리트 표면에서의 방사화 자료가 구축된다면, 사이클로트론 해체 준비 시 보다 정확한 방사성폐기물량을 예측할 수 있을 것으로 판단된다. Purpose There are many cyclotrons compared to the land area of the Republic of Korea. Because GMP certification is required and the nuclear medicine test does not apply for insurance, the number of examinations for nuclear medicine is decreasing. Therefore, there is a high probability of early decommissioning of the cyclotron. However, we do not unusually perform the radioactivation evaluation on concrete that can be classified as radioactive waste during the decommissioning of the cyclotron. In this study, we aim to confirm the radioactivation in the concrete surface using Handheld Radionuclide Identification Devices (RIDs). Materials and Methods Because there is no cyclotron being decommissioning in the Republic of Korea, it was impossible to perform the coring of concrete for radioactivation analysis. In this study, we used the KIRAMS-13 and analyzed the concrete surface in the target direction in the cyclotron room. After setting the target direction as the center, radionuclides were measured for about five months at thirty points with vertical and horizontal intervals of 30 cm. We used the RIIDEye(Detector: NaI(Tl) detector, manufacturer: Thermo) in this study and set the measurement time per point to one day (24 hours). Results Co-60 and Cs-137 were detected in some measurement points, and we confirmed the radioactivity of Co-60 detected at the most points. As a result, we found that the radioactivity of Co-60 was high in the diagonal direction (from the lower-left direction to the upper right direction) based on the center of the target. However, we think it is impossible to apply the corresponding results to all cyclotrons because we performed the study using only one cyclotron. Conclusion In thirty measurement points, we could confirm the radioactive nuclides and the relative radioactivity using the results of portable nuclides analyzer. Therefore, we expect that we can use the portable nuclides analyzer to select the coring position of concrete during the decommissioning of the cyclotron. Also, if we secure the radioactivation data for several years, we expect to make a more accurate estimate of radioactive waste during the preparation period of decommissioning of the cyclotron.

Model Concept for Simulating Mechanical Behavior of Deep Geological Repository

Pilhyeon Ju,Nakkyu Chae,Samuel Park,Taehoon Park,Seongkoo Hong,Gyosoon Kim,Yongmin Gwon,Sungyeol Choi 한국방사성폐기물학회 2023 한국방사성폐기물학회 학술논문요약집 Vol.21 No.1

For the performance analysis of deep geological repository systems, numerical simulation with multi-physics is required, which specifically covers Thermal (T), Hydraulic (H), and Mechanical (M) behaviors in the disposal environment. Numerous simulation models have been developed so far, each of which varies in the approach and methodology for solving THM problems. Fully-coupled THM simulation codes such as ROCMAS, THAMES, and CODE_BRIGHT were mainly developed in the initial stage of DEvelopment of COupled models and their VALidation against EXperiments (DECOVALEX), with the advantage of thorough calculations consisting of correlated several variables on different physics. Due to the difficulty of solving the complex Jacobian Matrix and the following burden for the computational calculation, weakly-coupled THM models have been suggested in recent researches: TOUGH2-MP with FLAC3D, TOUGH2 with UDEC and OpenGeoSys with FLAC3D. This methodology of loose coupling allows the practical use of computational code optimized for each physics, thereby increasing the efficiency in simulation. However, these suggested models require two different numerical codes to calculate THM behaviors, which leads to several inherent issues: compatibility during maintenance, updating and dependency between two codes. In this study, therefore, the authors build a unified code for simulating THM behaviors in the deep geological repository. The concept involves the iterative sequential coupling between TH and M for calculation efficiency. As having developed the simulation code, High-level rAdiowaste Disposal Evaluation System (HADES), to describe TH behavior based on Multi-physics Object-Oriented Simulation Environment (MOOSE) software, the authors make a milestone to develop and couple the MOOSE-based new code for M behavior as Sub-app, with the previous HADES set to be Main-app. New model for M behavior will be verified with the benchmark case of DECOVALEX-THMC Task D, comparing the mechanical simulation results: stress evolution over time, profiles of stress and vertical displacement. The existing simulation results from HADES will also be updated with the coupled calculations, with regard to temperature and saturation. Additionally, the effective stress evolution can be assessed in terms of repository’s stability with Spalling Strength and Mohr-Coulomb failure criterion. This concept for new simulation model has its meaning in that it aims to demonstrate the specific methodology of loosely coupling multi-physics in unified simulation code and analyze THM complex interactions with considering mutual influence on various physics. It is expected that HADES can be renewed as an integral simulation model for deep geological repository systems by possessing the capacity for analyzing and assessing mechanical behavior.