• Proceedings of the Korean Institute of Intelligent Systems Conference
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• 한국퍼지및지능시스템학회 2002년도 추계학술대회 및 정기총회
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• pp.419-422
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• 2002

본 논문에서는 신경망에 비해 보다 단순화되고 빠르게 수렴하는 특성을 보이는 방사 기준함수 구조를 초기에 설계하기 위한 초기화 방법을 제안한다. 이를 위해 웨이블릿 변환을 이용한 분석 기법을 사용하였고, 주어진 문제에 적합한 방사 기준 함수 구조를 초기에 최적 상태로 결정하였다. 시간-주파수 평면에서 지역화 특성이 대상 함수를 근사할 수 있는 특성을 지닌 방사 기준 함수를 선택, 결정하여 은닉층을 구성할 경우, 근사 능력을 지닌 초기 구조를 결정함에 있어서 장점을 지닌다. 제안된 구조는 다층 전방향 신경망 또는 정규 배열된 방사 기준함수 구조에 비해 주어진 문제에 대해 좋은 성능을 보인다.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 한국원자력학회 2001년도 춘계학술발표회요약집
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• pp.431.1-431
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• 2001

• Journal of the Korean Society of Radiology
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• 제12권5호
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• pp.565-573
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• 2018

Cyclotron for medical purposes generates nuclear reaction by accelerating protons in high speed, in order to produce radiopharmaceuticals, and unnecessary neutrons are generated through such nuclear reaction. Neutrons cause activation in the parts of cyclotron which then cause exposure to radiation for people working in the field. This study, in that regard, aims to analyze exposure level by finding out the degree of activation of aluminum body, silver body, and havar foil which are the parts of Targetry where the nuclear reaction takes place. The results of the experiment showed that aluminum body and silver body had no problems re-using them as the energy and half-life of activated nuclides were small and short, making the affect on the people working in the field extremely low. However for havar foil, its activated nuclides had a high level of energy which resulted in high level of affect to the people working in the field. The activation factors of the cyclotron were analyzed, and the results showed that the Havar foil was activated the most among the targetry parts, and greatly exposed workers due to regular replacement, and needed special management as radioactive waste.

• 대한방사선방어학회:학술대회논문집
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• 대한방사선방어학회 2009년도 춘계 학술발표
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• pp.222-223
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• 2009

• The Journal of the Korea Contents Association
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• 제16권10호
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• pp.758-765
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• 2016

This study analyzed for the radioactive shielding wall, which shields the medical linear accelerator. This allows to evaluate the level of waste with respect to the shield wall, which accounts for more than half of the cost of dismantling later linac facility. In addition, by analyzing the waste processing method according we discuss the way to obtain the benefits in terms of dismantling cost. Results of the simulate, the amount sufficient to screen the amount of neutron radiation occurring in the shielding wall linac was measured. And neutron activation analysis results were analyzed nuclides more than about 20. This analysis was in excess of that, $^{24}Na$, $^{45}Ca$, $^{59}Fe$ nucleus paper deregulation concentration. The value is reduced is greater the deeper the depth of the shielding wall concentration. Based on this, three specific areas (E, F, G) was estimated to be impossible to landfill or recycling. The rest area was estimated to be buried or recycled if possible more than a predetermined depth.

• Proceedings of the Korean Radioactive Waste Society Conference
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• 한국방사성폐기물학회 2005년도 춘계 학술대회
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• pp.278-283
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• 2005

Cement and paraffin waste form were prepared with a acid extraction method for the analysis of radionuclides generated from nuclear power plants. The acid extraction method was carried out with $HNO_3-HCl$ acid. At first, we compared the method with the microwave acid digestion method using SRM. The solutions of decomposed SRM were then analyzed by AAS and ICP-AES. The acid extraction method had shown good results as microwave acid digestion method. This method provided recovery values greater than $80\%$ for metallic elements.

• Proceedings of the Korean Radioactive Waste Society Conference
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• 한국방사성폐기물학회 2006년도 학술논문요약집
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• pp.144-145
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• 2006

• Proceedings of the Korean Radioactive Waste Society Conference
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• 한국방사성폐기물학회 2016년도 추계학술논문요약집
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• pp.475-476
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• 2016

• Proceedings of the Korean Radioactive Waste Society Conference
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• 한국방사성폐기물학회 2007년도 학술논문요약집
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• pp.171-172
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• 2007

• Proceedings of the Korean Radioactive Waste Society Conference
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• 한국방사성폐기물학회 2005년도 춘계 학술대회
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• pp.432-432
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• 2005

사용후핵연료시료 중에 함유된 요오드(I-127 및 129)를 정량하기 위하여 화학적 방법으로 분리 회수하고 중성자방사화분석법을 이용하였다. 사전실험으로 모의사용후핵연료를 이용하여 회수율을 측정하였다. 모의 및 실제사용후핵연료시료를 $90^{\circ}C$에서 8 M $HNO_3$ 용액으로 용해하고 용해 후 용해용액 중의 잔류 요오드, 응축 및 휘발된 요오드 각각을 정량하였다. 응축 요오드는 핵연료 용해 후 재증류하여 회수하였다. 잔류 및 응축 요오드는 시료의 산화상태를 조절한 후 용매추출로 요오드를 회수한 다음 이온교환 또는 침전법으로 방사화학적으로 분리한 후 중성자방사화분석(RNAA)으로 정량하였다. 제작한 이온교환분리관 및 여과키트에 요오드를 흡착 또는 침전시켜 분리한 다음 중성자조사를 위한 삽입체(Insert)로 이용하였다. 휘발 요오드는 제조한 흡착체(Ag-silica gel)를 담은 흡착관에 포집하고 홉착체를 구간별 균질시료로 만든 다음 비파괴중성자 방사화분석(INAA)으로 정량하였다. 침전 및 흡착 요오드의 화학적 특성을 EPMA(electron probe microanalysis) 분석으로 조사하였다. 요오드 정량결과를 다른 방법으로 비교분석하기 위하여 음이온교환수지상에서 요오드를 정제 및 회수하기 위한 용리거동을 조사하였다.