• 한국재료학회지
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• 제8권5호
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• pp.457-463
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• 1998

방사선물질의 수송 및 저장용기 등에 사용되는 에폭시수지계 중섣자 차폐재, KNS-201, KNS-301 및 KNS-601을 제조하였다. 기본물질은 개질 및 수소 첨가된 비스페놀 A형 그리고 노블락형 에폭시수지이며, 첨가제로는 수산화알루미늄 및 탄화붕소이다. 이들 중성자 차폐재들의 열적 및 역학적 성질 및 재방사선성 등을 평가하기 위해 여러 특성시험을 행하였다. 조사된 제반 특성들은 열분해온도;$257~280^{\circ}C$, 열전도도;0.95~1.14W/m.K, 열팽창계수 ;0.77~1.26x$10^{-6}$$^{\circ}$$C^{-1}$, 연소특성;$800^{\circ}C$이하, 평균연소시간;5초 이하, 평균연소길이 ;5mm 이하, 인장강도;2.5~3.2Kg/$\textrm{mm}^2$,압축강도:13.2~15.2kg/$\textrm{mm}^2$ 굴곡강도:5.2~604Kg/$\textrm{mm}^2$ 등을 나타냈다. 전반적으로 개발된 중성자 차폐재들의 관련 특성들이 외국에서 사용되는 중성자 차폐재, NS-4-RF보다 우수한 것으로 나타났다. 또한 KNS-601의 내방사선성이 KNS-201과 KNS-301보다 우수한 것으로 나타났다. 또한 KNS-601의 내방사선이 KNS-201과 KNS-301보다 우수한 것으로 나타났다.

• 한국방사선학회논문지
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• 제17권4호
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• pp.557-564
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• 2023

본 연구에서는 차폐성능의 우수함이 증명된 납 사용에 있어 나타나는 단점을 보완하고 불필요한 인체 피폭을 제어하기 위하여 3D 프린팅 기술을 이용하였다. 3D 프린터는 3차원 형상 구현이 가능하며, 개인의 아이디어를 즉각적으로 적용할 수 있어 시제품 제작 비용 및 기간을 줄여주면서 기술 보완 유지에 큰 장점이 있다. 다양한 특증의 3D 프린터 중 FDM 방식을 채택하였으며, 출력에 사용되는 필라멘트를 폴리락트산 (Polylactic acid, PLA)와 텅스텐 두 가지 소재를 혼합하여 연구용 압출기를 활용해 제작하였다. 출련된 혼합 필라멘트를 형태학적 차폐체로 구현하였으며, 선량평가를 통해 유효성 검증과 동시에 다양한 물질의 차페체 제작에 기초 정보 제공에 목적을 두었다. PLA와 텅스텐을 혼합하여 연구용 압출기로 제작된 필라멘트는 텅스텐 함유 비율에 따라서 10 %, 20 %, 30 %, 40 %, 50 %로 구분하여 제작하였다. 3D Modeling, STL File 저장, G-code생성, 출력등의 처리과정으로 10 cm × 10 cm × 0.5cm의 크기로 각각 제작하였고, 관전압 60 kVp, 80 kVp, 100 kVp, 120 kVp와 관전류 20 mAs, 40 mAs의 조건으로 선량 및 차폐성능 평가 실험하였다.

• 한국방사성폐기물학회:학술대회논문집
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• 한국방사성폐기물학회 2005년도 춘계 학술대회
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• pp.381-382
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• 2005

원자력발전소에서 발생하는 사용후연료 집합체를 운반하기 위한 수송용기는 고준위 방사성물질의 위험으로부터 인간과 환경을 보호하기 위하여 안전성이 철저하게 보장되어야만 한다. 원자력법과 IAEA 안전수송규정 등 국내외의 관련규정에 의하면 사용후연료 수송용기는 정상운반조건은 물론 수송 도중 발생할 수 있는 운반사고조건에서 B(U)F형 운반용기에 대한 기술기준을 만족시키어 어떠한 경우에도 방사선차폐, 임계, 격납, 열 및 구조적 건전성을 유지하여 방사성물질을 누출시키지 않아야 한다고 규정하고 있다. 본 논문은 한수원(주)에서 개발하여 현재 사용하고 있는 경수로형 사용후연료 수송용기(KN-12 수송용기)의 격납계통에 대한 건전성을 확인하기 위하여 해석에 의한 격납평가 및 수송용기의 운영 중 수행하는 누설시험 등의 누설평가방법에 대하여 기술하였으며, 또한, 매 운반 시 측정한 실제 누설률을 제시하고 분석하였다.

• 방사성폐기물학회지
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• 제6권3호
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• pp.233-244
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• 2008

본 연구에서는 경수로 사용후핵연료로부터 핵연료 물질(예: 차세대형 원자로의 연료)로 재사용할 수 있는 우라늄과 초우라늄원소군(TRU)을 분리, 회수하기 위한 파이로 처리공정(pyroprocess) 시설의 개념설계연구를 수행하였다. 이 시설의 목적은 공학적 실증시험을 통하여 상용 규모의 확대(scale-up) 자료를 확보하는 것과 운전 경험을 쌓을 수 있도록 하자는 것이고 그 용량은 비교적 작은 공학적 규모인 20 kg HM/batch 로 설정하였다. 처리 대상 핵연료로는 경수로의 전형적인 핵연료 형태인 3.5 % 농축우라늄, 35,000 MWd/tU 그리고 5년 냉각시킨 경수로 사용후핵연료를 선택하였다. 본 개념설계연구에서 고려한 주요 항목은 차폐셀을 포함한 파이로 처리공정 시설의 배치, 공정 운전에 대비한 시설 안전 관리, 방사선 안전, 차폐셀 내 불활성 분위기 관리, 연료 물질의 계량 관리, TRU 제품의 핵임계 관리 등이다.

• 분석과학
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• 제13권4호
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• pp.474-483
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• 2000

사용후핵연료에 함유되어 있는 핵분열생성물을 분석하기 위하여 여러 원소를 동시에 분석할 수 있고, 분석감도가 커서 시료의 방사능과 폐기물의 양을 감소시킬 수 있는 유도 결합 플라스마 원자방출분광기/차폐 시스템을 구성하였다. 방사성 물질이 직접 접촉되는 플라스마 들뜸원과 시료용액 도입부를 스테인리스 스틸 재질의 글로브박스 내부에 설치하였으며, 고주파 들뜸전원, 분광기, 검출기 그리고 전기, 전자 및 아르곤 가스 공급 제어장치는 외부에 설치하였다. 분석능과 방사선 안전의 관점에서 시스템의 특성을 검증하였으며, 사용후핵연료 용해용액과 원자력발전소의 일차냉각수를 대상으로 핵분열생성물과 방사성 부식생성물 분석에 대한 적용성을 평가한 결과 $0.01-0.1mgL^{-1}$ 농도범위에서 상대표준편차는 5% 이하였다.

• 한국지반공학회지:지반
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• 제13권2호
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• pp.9-16
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• 1997

본 논문은 오염지역 또는 폐기물 매립지의 오염 차단용으로 사용될 수 있는 연직차폐기술을 연구하였다. 이를 위하여 슬러리월 재료에 대한 투수 및 화학반응실험을 통하여 적절한 배합비를 갖은 흙-벤토나이트, 시멘트-벤토나이트, 시멘트l플라이애쉬-벤토나이트, 플라스틱 콘크리트 혼합재료를 제시하였다. 벤토나이트 슬러리의 침출수 반응성 실험결과, 화학물질의 영향에 의하여 벤토나이트 슬러리가 국부적으로 응집이 이루어지고, 슬러리 현탁액이 제대로 형성되지 않는 현상이 발생하였다. 뒤채움재의 투수시험 결과, 시멘트-벤토나이트. 플라스틱 콘크리트, 흙-벤토나이트 순으로 투수 계수가 작게 나타났으며, 침출수와의 반응실험결과, 투수성은 약간 증가하는 것으로 나타났으나 큰 영향은 없는 것으로 나타났다.

• 한국전자파학회논문지
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• 제24권7호
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• pp.748-751
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• 2013

본 논문은 유한 차분 시간 영역(FDTD: Finite-Difference Time-Domain)법을 이용하여 간단한 건물 구조의 광대역 복사성 펄스 결합에 관한 연구를 수행하였다. 이를 위해 건물을 콘크리트와 유리로 구성하였으며, 각 물질의 전기적 특성을 수치적으로 모델링하였다. 본 논문에서는 본 연구팀에서 개발한 분산 FDTD 알고리즘을 이용하여 건물의 전자파 특성 해석을 수행하고, 건물 구조에 따른 차폐 효과를 50 MHz~1 GHz 대역에서 분석하였다.

• 한국위성정보통신학회논문지
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• 제6권2호
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• pp.102-106
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• 2011

태양폭발, 코로나물질방출(Corona Mass Ejection, CME)등의 태양활동을 포함한 우주환경(space environment)은 결코 인간에게 우호적이지만은 않다. 특히 인공위성에게는 치명적일 수 있다. 그 중에서 정지궤도에 있는 통신위성에게는 상기와 같은 급격한 태양활동뿐만 아니라 지속적으로 끊임없이 배출되는 전자, 양성자등 플라즈마 입자들로 인해 수명이 단축되고 있다. 통신위성을 구성하는 능동부품들은 플라즈마 입자들에 특히 약하기 때문이다. 이를 방지하기 위하여 방사능 차폐(Radiation Shielind)등을 하지만 이에 대한 비용이 매우 많이 드는 것이 사실이다. 그러므로 적절한 차폐가 필요하며 이를 위해서는 우주환경의 연구가 필요하다. 본 연구에서는 저궤도부터 우주탐사용 위성까지 모든 궤도영역의 인공위성의 이상현상등을 분석한 후 이것이 태양폭발, 지자기 폭풍등 우주환경이벤트와의 연관성을 조사해보고자 한다.

• 대한방사선기술학회지:방사선기술과학
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• 제3권1호
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• pp.67-72
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• 1980

To shield the radiation, we can make use of various materials, but the scattered rays can be caused by the shielding materials. The degree of the scattered rays production is influenced by the nature of the shielding materials and the energy of the radiation, therefore to choose the proper shielding material is the most important matter in radiation protection. Authors made an experimental study on the scattered rays generated from the shielding materials, and obtained the results as follows: 1. In the ranking of the scattered rays production: Cement bricks, black colored fire bricks, and red colored fire bricks were marked the first the second, and the third ranking respectly, and the last order was lead plates. 2. In the relative ranking of the scattered rays production by energy increase: Lead plates were marked the first order, the next and third order were red colored fire bricks and black colored fire bricks respectly, and cement bricks were marked the last order. 3. The scattered ray ratio of lateral-back point per lateral point were generally decreased by energy increment. The diminishing orders were that lead plates were the first order, and the next and the third order were red colored fire bricks and black colored fire bricks respectly, cement bricks were marked the last order.

• 대한전기학회:학술대회논문집
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• 대한전기학회 2000년도 추계학술대회 논문집 학회본부 A
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• pp.262-264
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• 2000

원자로 내에서 연소 중인 핵연료나 저장 또는 재처리 중인 사용후핵연료의 성분으로서 시설의 공정설계, 안전성분석 및 차폐설계에 중요한 입력자료가 되는 핵분열생성물질, 방사화생성물 및 악티나이드의 핵종 농도와 이에 대응하는 방사능 강도의 기기 별 시간변 화율을 해석할 수 있는 코드 개발할 목적으로 MULTISAMS 정상 평형상태 모델을 구현하였다. MULTISAMS 코드의 반응공정 모델은 서로 연결되어 있으며 내부에 방사성물질의 혼합유체가 순환하는 세 종류의 반응기(원자로, 열교환기 및 화학반응기) 계통에서 자연적 또는 설계에 의해 일어나는 현상으로서; 반응기 간의 물질 흐름; 각 반응기 내에서 방사성 붕괴, 변환, 이동과 중성자 흡수 및 핵분열; 외부로부터 특정 핵종의 유입혹은 유출을 고려한 시간종속 핵종농도보존방정식 이론에 근거한다. 코드의 유용성 및 신뢰성을 검증하기 위해 현재 개념설계가 진행 중인 AMBIDEXTER원자력 에너지시스템을 대상으로 ORIGEN2 계산과 비교하였다. 두 코드 간의 입력조건과 배경이론차이점 때문에 절대적 비교가 불가능하므로 단순이론의 중간매개코드로서 SAMS를 이용한 2단계 비교방법을 따랐다. 결론은 MULTISAMS는 ORIGEN2 계산의 수렴치와 근사하게 일치하면서 ORIGEN2 가 다룰 수 없는 핵주기 연속후처리공정의 정상가동 시 핵종 평형농도를 기기 별로 계산할 수 있다는 장점을 확인하였다.