• Nuclear Engineering and Technology
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• 제55권4호
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• pp.1210-1217
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• 2023

The assessment of radiation fields in the lithium loop pipes and dump tank during the operation were performed for International Fusion Materials Irradiation Facility - DEMO-Oriented NEutron Source (IFMIF-DONES) in order to obtain the radiation dose-rate maps in the component surroundings. Variance reduction techniques such as weight window mesh (produced with the ADVANTG code) were applied to bring the statistical uncertainty down to a reasonable level. The biological dose was given in the study, and potential shielding optimization is suggested and more thoroughly evaluated. The MCNP Monte Carlo was used to simulate a gamma particle transport for radiation shielding purposes for the current Li Systems' design. In addition, the shielding efficiency was identified for the Impurity Control System components and the dump tank. The analysis reported in this paper takes into account the radiation decay source from and activated corrosion products (ACPs), which is created by d-Li interaction. As a consequence, the radiation (resulting from ACPs and Be-7) shielding calculations have been carried out for safety considerations.

• 비파괴검사학회지
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• 제29권4호
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• pp.374-382
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• 2009

원자력발전소의 1차측 및 2차측 냉각계의 장벽 역할을 하는 핵심 설비중 하나인 증기발생기(steam generator, SG) 전열관은 공공의 사회적 안전성과 효율적인 발전 용량을 유지하기 위해 구조적 건전성을 유지하여야 한다. 또한 결함을 함유하고 있는 전열관은 해당결함을 조기에 검출, 정량적으로 결함을 평가하여 필요한 경우에는 보수조치를 수행하여야 한다. 이러한 결함의 검출 및 정량화를 위해서 검사관련 고시 및 강화된 SG 관리프로그램(SGMP)에 근거하여 와전류탐상검사법(eddy current testing, ECT)을 적용, 검사를 수행하고 있다. SG 전열관에서 검출되고 있는 결함중 응력부식균열(stress corrosion cracking, SCC)은 미세한 경우 결함의 검출이 어려울 뿐 아니라 생성된 결함의 성장속도가 빠르기 때문에 SG 전열관의 건전성을 위협하는 주요결함 기구중 하나로 분류하고 있다. 본 논문에서는 다양한 결함 깊이 및 길이별로 방전가공(electric discharge machining, EDM)된 축방향 ODSCC에 대해 pancake, +point 및 shielded pancake 코일 등이 탑재된 3 coil형태의 +PT MRPC(motorized rotating pancake coils)를 적용하여 결함의 검출가능 여부 및 크기 측정을 위한 검사를 수행하였으며 본 실험결과를 통해 SG 전열관의 건전성 및 원전 운전의 안전성을 진단하는 공학적 평가 자료로써의 활용 가능성 뿐 아니라 와전류탐상검사의 신뢰도 향상을 도모하고자 하였다.

• 콘크리트학회논문집
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• 제15권4호
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• pp.606-614
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• 2003

본 연구는 서울시에 위치한 콘크리트 교량 바닥판의 제빙화학제로 인한 열화속도를 추정하기 위하여 제빙화학제 사용현황을 조사하고 실구조물 조사에 의한 표면 염소이온량 누적정도와 염소이온 확산계수의 확률 분포적 특성을 고려하여 국내 환경에 적합한 내구수명 예측을 수행하였다. 연구결과, 무작위성을 나타내는 표면 염소이온량과 염소이온 확산계수는 각각 규모매개변수 0.192, 29.828, 형상매개변수 7.899, 1.983을 갖는 gamma 분포가 형성되었다. 표면 염소이온량은 평균 1.5kg/㎥이며 약70%의 확률수준에서 1∼2kg/㎥까지 농축되었다. 본 연구결과를 종합하여 볼 때 콘크리트 교량 바닥판의 설계내구수명이 20년 이상이 되려면 필요한 피복두께는 최소 26mm 이상으로 시공되어야 하며 고내구성 콘크리트로 타설하여 염소이온 확산계수를 감소시키는 것이 유효할 것으로 판단된다.

• 비파괴검사학회지
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• 제16권3호
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• pp.174-183
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• 1996

본 연구에서는 인코넬600 합금을 열처리 상태 및 변형속도 등이 서로 다른 SCC 발생 조건하에서 정변형 속도 시험법으로 인장시켜 그때 발생되는 AE신호와 균열 거동을 비교하므로서 SCC 발생 및 진전을 AE로서 적절히 탐지할 수 있는가를 연구하였고, AE로 탐지 가능한 초기의 최소 균열 크기를 측정하므로서 비파괴시험법으로서의 적용성을 평가하고자 하였다 실험 결과, IGSCC에서 발생되는 AE amplitude 준위는 연성파괴 및 기계적인 변형에서 발생되는 것들보다 큰 것으로 나타났으며, 이것은 AE amplitude준위가 AE발생원을 식별할 수 있는 중요한 변수가 될 수 있음을 의미한다. IGSCC 미소균열의 성장 및 주균열의 형성으로부터 주균열의 성장으로 전환되는 시점을 AE로 적절히 감시할 수 있음을 보였으며, AE로 탐지 가능한 최소 균열 크기는 길이 $200{\sim}400{\mu}m$, 깊이 $100{\mu}m$ 이하의 균열인 것으로 나타났다. 결론적으로 AE기술은 입계 응력 부식 균열의 진전을 조기 탐지할 수 있는 유용한 방법으로 평가되며 비파괴시험법으로서의 실제 적용 가능성도 높을 것으로 판단된다.

• 한국전기전자재료학회:학술대회논문집
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• 한국전기전자재료학회 2008년도 하계학술대회 논문집 Vol.9
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• pp.546-546
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• 2008

Copper (Cu) Chemical mechanical polishing (CMP) has been an essential process for Cu wifing of DRAM and NAND flash memory beyond 45nm. Copper has been employed as ideal material for interconnect and metal line due to the low resistivity and high resistant to electro-migration. Damascene process is currently used in conjunction with CMP in the fabrication of multi-level copper interconnects for advanced logic and memory devices. Cu CMP involves removal of material by the combination of chemical and mechanical action. Chemicals in slurry aid in material removal by modifying the surface film while abrasion between the particles, pad, and the modified film facilitates mechanical removal. In our research, we emphasized on the role of chemical effect of slurry on Cu CMP, especially on the effect of amine functional group on removal rate selectivity between Cu and Tantalum-nitride (TaN) film. We investigated the two different kinds of complexing agent both with amine functional group. On the one hand, Polyacrylamide as a polymer affected the stability of abrasive, viscosity of slurry and the corrosion current of copper film especially at high concentration. At higher concentration, the aggregation of abrasive particles was suppressed by the steric effect of PAM, thus showed higher fraction of small particle distribution. It also showed a fluctuation behavior of the viscosity of slurry at high shear rate due to transformation of polymer chain. Also, because of forming thick passivation layer on the surface of Cu film, the diffusion of oxidant to the Cu surface was inhibited; therefore, the corrosion current with 0.7wt% PAM was smaller than that without PAM. the polishing rate of Cu film slightly increased up to 0.3wt%, then decreased with increasing of PAM concentration. On the contrary, the polishing rate of TaN film was strongly suppressed and saturated with increasing of PAM concentration at 0.3wt%. We also studied the electrostatic interaction between abrasive particle and Cu/TaN film with different PAM concentration. On the other hand, amino-methyl-propanol (AMP) as a single molecule does not affect the stability, rheological and corrosion behavior of the slurry as the polymer PAM. The polishing behavior of TaN film and selectivity with AMP appeared the similar trend to the slurry with PAM. The polishing behavior of Cu film with AMP, however, was quite different with that of PAM. We assume this difference was originated from different compactness of surface passivation layer on the Cu film under the same concentration due to the different molecular weight of PAM and AMP.

• 대한치과교정학회지
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• 제25권1호
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• pp.43-54
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• 1995

TiN 피막 처리된 스테인레스강 교정용 장치물이, 전해질이 있는 구강내에 장기간 장착될 때 발생할 수 있는 금속 유리 정도를 파악하기 위해 상악 편측에 해당하는 모조 교정 장치를 제작하였다. welding을 실시하고 TiN 피막 처리한 시편을 제1군으로, welding을 실시하지 않고 TiN피 막 처리한 시편을 제2군으로, welding을 실시하고 TiN 피막 처리를 하지 않은 시편을 제3군으로 welding과 TiN 피막 처리를 실시하지 않은 시편을 제4군으로 하여 각 군당 10개씩의 시편을 준비하였다. 각 시편을 인공 타액내에 15일간 침적하여 용액 속에 유리되어 용해된 니켈과 크롬의 누계와 침전물 형태로 존재하는 니켈과 크롬의 양을 측정하여 총량의 차이를 TiN 피막 처리 유무와 welding 유무에 따라 t-test로 검정한 결과, welding을 실시한 두 군중 TiN 피막 처리 한 군에서 금속 유리량이 더 적었으며 , TiN 피막 처리한 두 군중 welding을 실시하지 않은 군에서 금속 유리량이 더 적은 것으로 나타났다. 표면 조직 관찰시 welding을 실시한 두 군에서 수많은 침전물과 Pitting corrosion이 보였으며 이 중 TiN 피막 처리한 군에서 그 정도가 낮았다. 본 실험을 통하여 스테인레스강 교정용 장치물에 TiN 피막 처리시 심미성 및 각종 물성의 개선 이외에도 금속 유리의 정량적인 분석 결과 내식성이 현저히 개선됨을 알 수 있었다.

• 방사성폐기물학회지
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• 제6권3호
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• pp.171-178
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• 2008

중 저준위 방사성폐기물 유리화 실증시설의 고온필터(HTF)시스템에 금속필터를 도입하여 일련의 성능시험을 수행하였다. 고온필터시스템의 여과재는 총 19개의 필터 element로 구성되는데 필터로서 금속 재질별 특성을 알기 위해 316L, 904L, Inconel 600 등 3종의 element를 혼합하여 필터set를 구성하였다. 매 시험을 종료한 후에는 필터하우징에서 종류별로 필터 element를 꺼내어 육안으로 변화를 관찰하였다. 그 결과 일부 element 표면에서 어두운 색깔의 반점들이 관찰되었으며, 특히 AISI 316L 재질의 element에서 많은 반점들이 발견되었다. 이 반점들이 부식을 의미하는 것인지 확인하기 위해 두 가지 분석을 수행하였다. 첫째 재질별로 1개씩의 element를 절단하여 정상적인 곳과 반점이 있는 곳의 표면 및 단면을 SEM/EDS로 분석하였다. 그 결과 반점은 Na, S, Si 등 무기계 산화물이 집중적으로 침적되어 필터의 미세기공을 막고 있는 현상으로 밝혀졌으며, 이 침적물들은 폐기물 및 유리용탕으로 부터 휘발된 물질로 판단된다. 둘째, 재질별로 필터 element에 대해 ring tensile시험을 수행하였다. 그 결과 반점을 포함한 시험 필터 element의 인장강도 값이 규정값 이상으로 나타나서 필터에 부식이 없는 것으로 확인되었다. 앞서 두 가지 분석결과로 볼 때 시험한 금속필터 표면에 생성된 반점은 부식생성물이라기 보다는 필터 전단으로부터 유입된 무기산화물 필터기공을 막고 있는 현상으로 판단되며, 이 반점이 반점형태로 국부적 지점에만 나타나는 것은 시험 중단시기 필터에 응축된 수분과 관련이 있는 것으로 판단된다. 반점의 생성은 필터의 유효 여과면적이 줄어 결과적으로 필터에 걸리는 압력손실이 커지기 때문에 필터하우징의 상시보온을 통한 응축 방지가 필요할 것으로 판단된다. 아울러, 보다 장시간의 시험을 통해 필터 부식현상에 대한 검증 필요하다고 판단된다.

• 한국구조물진단유지관리공학회 논문집
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• 제27권6호
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• pp.55-61
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• 2023

본 연구에서는 항만시설물의 환경적인 요인과 열화 특성을 고려한 유지관리 방안을 수립하기 위한 기초연구로서 인천 및 부산 항만시설물을 대상으로 점검 보고서를 참고하여 열화 및 손상정도를 검토하였으며 현재 지침에서 제시하고 있는 열화환경평가와의 관계를 분석하였다. 인천 및 부산 항만시설물의 손상 정도를 분석한 결과 인천항이 부산항보다 약 3배 정도 높은 손상률을 나타내었으며 인천항의 경우 철근부식 손상과 외부요인 손상의 비율이 유사하게 나타났으며, 부산항의 경우 철근부식 손상이 외부요인 손상의 비율보다 높게 나타났다. 한편 지침에서 제시하고 있는 열화환경 평가와 비교한 결과 지침에서 제시하고 있는 열화환경 평가를 바탕으로 항만시설물을 평가할 경우 정량적 평가를 수행함에 다소 한계가 있는 것으로 확인되었으며 기존 문헌을 참고하여 조수간만의 차를 바탕으로 분석을 수행하였다. 인천 및 부산 지역에 대한 조수간만의 차를 분석한 결과 인천이 부산보다 약 5배 높은 조수간만의 차를 나타내었으며 이는 기존 열화환경 평가 항목보다 지역 및 해역에 대해 정량적으로 열화환경을 평가할 수 있는 항목이 될 수 있을 것으로 판단된다.

• 대한치과기공학회지
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• 제33권2호
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• pp.121-128
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• 2011

Purpose: The purpose of this study is to investigate the level of each metal in non-precious metal alloys dental casting, still used even banned for use and trade by the law, for oral health. Methods: Two kinds of metal alloys were analyzed. One was Ticonium 100 for removable prosthesis and the other was Rexillium V for dental porcelain. Two samples of each metal alloy were made in 0.5g, 1.0g, and 1.5g. Total number of samples were 12. Two kinds of lactic acid Solution, pH7 and pH4.6, were injected into each samples. After injection, each samples had been for 21days ${\pm}$ 1 hour in the water tank of which temperature was $37^{\circ}C$. The level of metal was measured in each sample by inductively couplled plasma-atomic emission spectrometer. Results: In both metal alloys, metals, chrome, nickel, beryllium, and molybdenum, were founded. In Ticonium 1000, the highest level of nickel was 2.531ppm in 1.5g pH4.6 sample while the highest level of nickel was 4.062ppm in 1.5g pH4.6 sample of Rexillium V. In chemical composition of these methal alloys, chrome(14~17%) was much more than beryllium(1.95~1.99%) and molybdenum(5.0~9.0%) but berllium and molybdenum were founded more than chrome in samples. Therefore, chrome showed better anti-corrosion than other metal alloys. In both metal alloys, more metals were founded in higher pH level and more mass. Levels of chrome was significantly different in samples of both metal alloys in each pH level(p<0.05). Levels of nickels was significantly different in samples of both metal alloys in each pH level(p<0.05). Conclusion: For oral health, further studies are needed in nickel-chrome metal alloy and cobalt metal alloy of non-beryllium in addittion to beryllium metal alloy and also long-term studies needed in various period and other non-percious metal alloys for dental casting.

• 자원환경지질
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• 제29권2호
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• pp.215-225
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• 1996

All the radionuclides in high-level nuclear waste will decay to harmless levels eventually but for some radionuclides decay is so slow that their radiation remains dangerous for times on the order of tens or hundreds of thousands of years. At the present time, the most favorite disposal plan for high-level radioactive waste is a mined geological disposal in which canister enclosing stable solid form of radioactive waste is placed in mined cavities locating hundred meters below the surface. The chief hazard in such disposal is dissolution of radionuclides from the waste in the groundwater that will eventually carry the dissolved radionuclides to surface environments. The hazard from possible escape of the radionuclides through groundwater can be delayed by engineered and geologic barriers. The engineered barriers can become useless by unexpected geologic catastrophe such as volcanism, earthquake, and tectonic movement and by fraudulent work such as careless construction, improperly welded canisters within the first few decades or centuries. As a result, dangerously radioactive waste which is still intensively radioactive is directly exposed to attack by moving groundwater. All the more, it is almost impossible to control repositories for times more than 10,000 years. Therefore, naturally controlled geologic, barriers whose properties will not be changed within 10,000 years are important to guarantee the safety of repositories of high-level radioactive waste. In Sweden and France, the suitability of granite for the mined geological disposal of high-level waste has been studied intensively. According to the research in Sweden and France, granites has the following physio-chemical characteristics which can delay the transportation of radionuclide by groundwater. First, the permeabilities of granites decreases as the depth increases and is $10^{-8}{\sim}10^{-12}m/s$ at depth below 300 m. Second, groundwater at depth below 300 m has pH=7-9 and reducing condition (Eh=-0.1~0.4). This geochemical condition is desirable to prevent both canister and solid waste from corrosion. Third most radionuclides are not transported by low solubilities and some radionuclide with high solubility such as Cs and Sr are retarded by absorption of geologic media through which ground water flows. Therefore, if high-level waste is disposed at depth below 300 m in the granite body which has a low permeability and is geologically stable more than 10,000 years, the safety of repositories from the hazard due to radionuclide escape can guaranteed for more than 10,000 years.