• Proceedings of the Korean Radioactive Waste Society Conference
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• 2004.06a
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• pp.43-51
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• 2004

In order to decommission the shielding concrete of KRR(Korea Research Reactor) -1＆2, it must be exactly determined activated level and range by neutron irradiation during operation. To determine the activated level and range, it must be sampled and analyzed the core sample. But, there are difficulties in sample preparation and determination of the measurement efficiency by self-absorption. In the study, the full energy efficiency of the HPGe detector was compared with the measured value using standard source and the calculated one using Monte Carlo simulation. Also. self-absorption effects due to the density and component change of the concrete were calculated using the Monte Carlo method. Its results will be used radioactivity analysis of the real concrete core sample in the future.

• Proceedings of the Korea Information Processing Society Conference
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• 2019.10a
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• pp.1038-1040
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• 2019

본 연구는 방사광을 이용하여 새로운 골다공증 진단 평가법을 구축하고자 하였다. 방사광 기반 흰 쥐 넙다리뼈의 해부학적 구조와 내부미세구조를 시각화하였다. 그 후, 시각화에 기초하여 방사광에서 얻은 이미지를 통해 정상과 골다공증 모델에 대해 정량적인 분석을 수행하였다. 또한, 본 연구를 통해 기존 전임상단계의 미세단층촬영 (Micro-CT) 방법으로는 볼 수 없었던 내부미세구조 분석이 가능하다는 것을 증명하였다. 따라서, 방사광 기반 비파괴적인 방법으로 기존 골다공증 진단의 한계점을 보완하여 객관적인 분석이 가능하게 하여 신뢰도가 높은 진단 방법을 제시하고자 한다.

• Proceedings of the Korean Radioactive Waste Society Conference
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• 2004.06a
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• pp.230-231
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• 2004

경수로형 원자로의 증기 발생기 내부에 방사화 된 침적물을 smear paper로 시료를 채취한여 핵종 분석 및 화학조성을 분석하였다. 상용발전소의 증기 발생기 외부에서 발견된 고 준위 방사성물질의 화학 조성 분석은 극미세 성분분석기(EPMA)를 이용하였다. 본 시험에 사용한 EPMA(Electron Probe Micro Analyzer, SX-50R, CAMECA, Paris, France)는 고 방사능을 띤 조사 핵연료 및 재료 시험을 수행할 수 있도록 기기의 시편 stage 주위를 납과 텅스텐으로 차폐하여 시편의 방사능 세기가 $3.7{\times}10^{10}$ Bq까지 시험 가능한 기기이다.(중략)

• Proceedings of the Korean Institute of Information and Commucation Sciences Conference
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• 2001.10a
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• pp.246-249
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• 2001

본 논문에서는 기존의 QMSA에 비해 안테나 전체 길이를 소형화함은 물론 전기력선이 미치는 범위가 제한받지 않도록 그라운드 판을 접어올린 좌측 평행 평판과 방사 패치사이 용량을 장하하고 급전점의 위치를 조절하여 더욱 소형화할 수 있는 용량을 장하한 QMSA를 제안하고 설계ㆍ제작했다. 설계ㆍ제작된 용량을 장하한 QMSA는 중심 주파수를 2.0GHz하고 급전점을 변화시켜서 안테나 전체 길이를 40mm에서 37mm로 소형화하였다. 또한, 급전점을 변화시켜서 용량을 장하한 QMSA의 방사 패치 길이가 17mm(equation omitted g/4)의 2배인 35.1(equation omitted g/2)로 제작된 용량을 장하한 변형된 MSA는 공진주파수가 2.16GHz로 용량을 장하한 QMSA에 비해 소형화할 수는 없으나 대역폭이 9.20 %로 매우 넓음을 보였다. 그리고 상용화된 HFSS에 의해서 QMSA, 용량을 장하한 QMSA, 변형된 MSA, 용량을 장하한 변형된 MSA등의 방사 특성과 리턴로스 특성 분석은 용량을 장하하는 안테나가 이득은 낮지만 공진 주파수가 낮아서 소형화할 수 있음을 보였다.

• Proceedings of the Korean Radioactive Waste Society Conference
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• 2004.06a
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• pp.248-249
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• 2004

하나로는 1995년 2월에 첫 임계(criticality)에 도달한 이후로 핵연료의 조사시험, 동위원소 생산, 중성자 빔을 이용한 연구, 중성자 방사화 분석 등에 활용되고 있다. 하나로에서 발생하는 폐기물은 성상에 따라 기체, 액체, 고체 폐기물로 분류되며, 모두 극저준위 폐기물이다. 고체 폐기물은 방문자 및 종사자들이 원자로실에 출입하여 업무 수행 과정에서 발생하며, 액체 폐기물은 계통의 누설, 보수 작업, 실험 장비 등의 세척으로 발생한다.(중략)

• Fire Science and Engineering
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• v.30 no.6
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• pp.9-13
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• 2016

Anti-oxidation and flame resistant polyurethane nanofibers were prepared by electrospinning and aluminum hydroxide addition. Electrospinning was carried out under the following procedure conditions; applied voltage, 20 kV; polymer solution feeding rate, 1.2 ml/h; collector rolling speed, 120 rpm; and tip to collector distance, 15 cm. Aluminum hydroxide was added to the prepared polymer solution for electrospinning to enhance the oxidation and flame resistant properties. The thermal properties were investigated by thermogravimetric analysis to determine the polymer decomposition temperature, integral procedure decomposition temperature, final decomposition temperature, and remaining amount after thermal decomposition. The activated energy for polymer degradation was also investigated using the Horowitz-Metzger equation. The activation energy increased to more than 50%. The thermal properties of the polyurethane nanofibers were improved by a hydration reaction during the thermal decomposition of aluminum hydroxide around $300{\sim}500^{\circ}C$.

• Journal of the Korean Society of Radiology
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• v.11 no.5
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• pp.335-341
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• 2017

Cyclotron is a device that accelerates positrons or neutrons, and is used as a facility for making radioactive drugs having short half-lives. Such radioactive drugs are used for positron emission tomography (PET), which is a medical apparatus. In order to make radioactive drugs from a cyclotron, a nuclear reaction must occur between accelerated positrons and a target. After the reaction, unncessary neutrons are produced. In the present study, radioactivation generated from the collisions between the concrete shielding wall and the positrons and neutrons produced from the cyclotron is investigated. We tracked radioactivated radioactive isotopes by conducting experiments using FLUKA, a type of Monte Carlo simulation. The properties of the concrete shielding wall were comparatively analyzed using materials containing impurities at ppm level and materials that do not contain impurities. The generated radioactivated nuclear species were comparatively analyzed based on the exposure dose affecting human body as a criterion, through RESRAD-Build. The results of experiments showed that the material containing impurities produced a total of 14 radioactive isotopes, and $^{60}Co$(72.50%), $^{134}Cs$(16.75%), $^{54}Mn$(5.60%), $^{152}Eu$(4.08%), $^{154}Eu$(1.07%) accounted for 99.9% of the total dose according to the analysis having the exposure dose affecting human body as criterion. The $^{60}Co$ nuclear species showed the greatest risk of radiation exposure. The material that did not contain impurities produced a total of five nuclear species. Among the five nuclear species, 54Mn accounted for 99.9% of the exposure dose. There is a possibility that Cobalt can be generated by inducive nuclear reaction of positrons through the radioactivation process of $^{56}Fe$ instead of impurities. However, there was no radioactivation because only few positrons reached the concrete wall. The results of comparative analysis on exposure dose with respect to the presence of impurities indicated that the presence of impurities caused approximately 98% higher exposure dose. From this result, the main cause of radioactivation was identified as the small ppm-level amount of impurities.

• Proceedings of the KAIS Fall Conference
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• 2002.05a
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• pp.74-76
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• 2002

항균성 및 원적외선 방사량이 높은 원적외선 방사 항균 글라스 및 글라스 세라믹스의 양산화를 위한 유리 용융에 있어 대량용융의 가능성을 확인할 수 있었으며, 열처리온도는 5Li₂Oㆍ36CaOㆍ20TiO₂ㆍ27P₂O/sub 5/와 1Ag₂Oㆍ4Li₂Oㆍ36CaOㆍ20TiO₂ㆍ27P₂O/sub 5/ 조성에서 최적핵형성온도가 620℃, 최적결정성장온도가 각각 78℃, 800℃였다. 원가절감을 위산 건식법과 습식법의 결정상분석의 결과 피크의 차이는 거의 없었다. 이온교환의 경우 5.0mol AgNO₃수용액에 담지한 시편에서는 많은 LTP 결정상이 AgTP 결정상으로 변환되기 시작하여 1.0omol 농도의 AgNO₃ 수용액에서는 결정상의 주피크가 AgTP 절정상으로 변이 되었다. 이 결과로 AgNO₃ 수음액 0.5mol 농도 이상의 이온교환시 항균특성에 있어서도 매우 유리하리라 예상되어진다.

• Proceedings of the Korean Radioactive Waste Society Conference
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• 2016.10a
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• pp.177-178
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• 2016

전처리 공정장치 구축에 앞서 정확한 설계와 검증이 선행되어야 한다. 우선 디지털 목업 기술을 통해 설계검증을 철저히 함으로써 공정의 품질을 높이고 공정하자를 최소화 할 수 있다. 전처리 공정 중 사용후핵연료봉 인출 핵심장치의 유지보수를 쉽게 하고, 원격제어 효율을 높이기 위한 모듈화와 그에 대한 모듈화 방안분석을 수행하였다. 이를 위해해 전처리 디지털 목업 시스템 검증 대상과 사용 후핵연료봉 인출 핵심장치 주요모듈을 선정하였으며, 주요 모듈의 모듈화 방안 과 모듈 탈착 시간 검증하였다. 그 결과, 사용후핵연료봉 인출 핵심장치에서는 5개의 주요 모듈로 구성하였으며, 모듈 탈착 시간 검증에서 작업시간은 클램프모듈이 약 190초, 언볼팅, 푸셔 모듈이 140초, 인출 모듈이 160초, 연료봉 밀집 모듈이 80초 소요될 것 분석되었다. 향후 전처리장치별 모듈 분석과 LAYOUT 운영을 포함해서 MSM 시뮬레이터의 디바이스 및 시뮬레이터 시스템 구축을 수행할 것이다.

• Journal of radiological science and technology
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• v.39 no.4
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• pp.643-649
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• 2016

When a cyclotron produces $^{18}F^-$, accelerated protons interact with metal parts of the cyclotron machine and induces radioactivity. Especially, the target window and chamber of the target assembly are the main parts where long-lived radionuclides are generated as they are incident by direct beams. It is of great importance to identify radionuclides induced in the target assembly for the safe operation and maintenance of a cyclotron facility. In this study, we analyzed major radionuclides generated in the target assembly by an operation of the Cyclotron 18/9 machine and measured dose rates after the operation to establish the radiation safety guideline for operators and maintenance personnel of the machine. Gamma spectroscopy with HPGe was performed on samples from the target chamber and Havar foil target window to identify the radionuclides generated during the operation for production of $^{18}F^-$- isotope and their specific activity. Also, the dose rates from the target were measured as a function of time after an operation. These data will help improve radiological safety of operating the cyclotron facilities.