• Journal of Radiation Protection and Research
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• 제10권1호
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• pp.41-49
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• 1985

1,300 MWe 가압경수로 공동내에서 중성자의 흐름해석이 수행되었다. 중성자의 흐름을 해석하는데는 1차원 수송코드인 ANISN, 2차원 수송코드인 DOT3.5, 3차원 Monte Carlo 코드인 TRIPOLI-02와 이들을 접속시켜주는 DOTTRI 등의 전산코드가 이용되었고, 본 계산에 사용된 전산기는 IBM 3033형이었다. 계산된 선속 및 선량율은 900 MW 가압경수로의 공동내에서 측정한 측정치와 비교검토 되었고, 그 결과 중성자 군별로 약간의 오차는 있었으나 전체적으로 큰 오차는 없었다. 이 결과는 대용량의 원자로 차폐설계, 원자로보수시, 기타 원자로 공동내에 출입할 경우에 방사선방어상 필요한 방어수단을 제공하는데 기여하였다.

• 조명전기설비학회논문지
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• 제28권2호
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• pp.48-53
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• 2014

The shield effect of 4 layered shield case was investigated in this paper. The material of the case was non-oriented SiFe sheet with a thickness of 0.5mm. The size of the case was 100mm wide, 100mm high and 300mm long. Relative permeability of SiFe sheet was needed to calculate shield effect. It was obtained from the measurement by a ferrite yoke and from the calculation by eddy current FEM analysis. Three configurations were used to connect both ends of SiFe sheet. First one is a connection by double-welded butt. Second one is to put the sheet the same material above the confronted both ends of the sheet to avoid a leakage magnetic flux. The last one is ideally without any connection. The shield effect of the second one agreed well with the last one and showed the shield effect of -40dB.

• Journal of Radiation Protection and Research
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• 제26권3호
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• pp.207-214
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• 2001

The KN-12 spent nuclear fuel (SNF) transport cask is designed for transportation of up to 12 assemblies and is in standby status for being licensed in accordance with Korea Atomic Energy Act. To evaluate radiation shielding and criticality safety of the KN-12 cask, each case of study was carried out using MCNP4B Code. MCNP code is verified by performing benchmark calculation for the KSC-4 SNF cask designed in 1989. As a result of radiation safety evaluation for the KN-12 cask, calculated dose rates always satisfied the standards at the cask surface, at 2m from the surface in normal transport condition, and at 1 m from the surface in hypothetical accident condition. Maximum dose rate was always arisen on the side of the cask. For normal transport condition, photons primarily contribute to dose rate between two kinds of released sources, neutrons and photons, from spent nuclear fuel but for hypothetical accident condition, contrary case was resulted. The level of calculated dose rate was 27.8% of the limit at the cask surface, 89.3% at 2 m from the cask surface, and 25.1% at 1 m from the cask surface. For criticality analysis, keff resulting from the criticality analysis considering the condition of optimum partial flooding with fresh water is 0.89708(0.00065. The results confirm the standards recommended by all regulations on radiation safety.

• 한국전자파학회논문지
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• 제23권4호
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• pp.507-514
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• 2012

본 논문에서는 함체 내부의 PCB에 있는 트레이스 파원에 의한 함체의 공진 특성 해석법을 제안하고 있다. 함체 내부의 전자계를 계산하기 위해 PCB 트레이스에 형성되는 전류 분포 및 PCB 유전체의 경계면에서 만족하는 경계면 전계 분포에 관한 연립 적분방정식을 유도하였으며, 연립 적분방정식의 해는 Galerkin의 모멘트 법으로 구하고 있다. 그 결과, 함체의 공진 특성은 실험 결과 및 HFSS 툴에 의한 시뮬레이션 결과와도 잘 일치하고 있으며, 함체의 공진 주파수는 PCB 트레이스의 위치에 의해 달라진다는 것을 확인하고 있다. 이론 해석의 타당성을 검증하기 위해 반사 계수의 이론치를 측정치와도 비교하고 있다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제54권6호
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• pp.2221-2229
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• 2022

In this research, for improving the measurement performance of Prompt Gamma-ray Neutron Activation Analysis (PGNAA) set-up, a new optimization method for set-up design was proposed and investigated. At first, the calculation method for Signal-to-Noise Ratio (SNR) was proposed. Since the SNR could be calculated and quantified accurately, the SNR was chosen as the evaluation parameter in the new optimization method. For discussing the feasibility of the SNR optimization method, two kinds of PGNAA set-ups were designed in the MCNP code, based on the SNR optimization method and the previous signal optimization method, respectively. Meanwhile, the single element spectra analysis method was proposed, and the analysis effect of single element spectra as well as element sensitivity were used for comparing the measurement performance. Since the simulation results showed the better measurement performance of set-up designed by SNR optimization method, the experimental set-ups were built for the further testing, finally demonstrating the feasibility of the SNR optimization method for PGNAA setup design.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제52권12호
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• pp.2852-2859
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• 2020

This paper deals with the simulation-based design optimization and experimental validation of the characteristics of an in-core silver Self-Powered Neutron Detector (SPND). Optimized dimensions of the SPND are determined by combining Monte Carlo simulations and analytical methods. As a first step, the Monte Carlo transport code MCNPX is used to follow the trajectory and fate of the neutrons emitted from an external source. This simulation is able to seamlessly integrate various phenomena, including neutron slowing-down and shielding effects. Then, the expected number of beta particles and their energy spectrum following a neutron capture reaction in the silver emitter are fetched from the TENDEL database using the JANIS software interface and integrated with the data from the first step to yield the origin and spectrum of the source electrons. Eventually, the MCNPX transport code is used for the Monte Carlo calculation of the ballistic current of beta particles in the various regions of the SPND. Then, the output current and the maximum insulator thickness to avoid breakdown are determined. The optimum design of the SPND is then manufactured and experimental tests are conducted. The calculated design parameters of this detector have been found in good agreement with the obtained experimental results.

• 한국광물학회지
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• 제24권4호
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• pp.289-300
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• 2011

규산염 물질의 탄소 용해도에 대한 미시적 연구는 규산염 물질의 성질 변화와 지구 시스템 진화에 탄소가 미치는 영향의 이해에 매우 중요하다. 본 연구에서는 탄소가 용해된 엔스테타이트 시료에 대하여 라만(Raman) 분광분석을 실시하고, 양자 화학 계산을 통해 결정구조 내에 용해된 탄소의 원자 환경과 핵자기공명 분광 특성을 예측하였다. 1.5 GPa $1,400^{\circ}C$의 온도 압력 조건에서 2.4 wt%의 비정질 탄소와 함께 합성한 엔스테타이트의 라만 실험에서 엔스테타이트의 진동양상은 확인할 수 있었으나, $CO_2$나 탄산염 이온의 진동양상에 대한 정보는 획득하지 못하였다. 이는 엔스테타이트 내에 용해된 탄소의 양이 매우 적어 시료를 구성하는 원자들의 집합적인 진동양상을 측정하는 라만 분광분석으로는 검출이 어려움을 지시한다. 특정 핵종 중심의 핵자기공명 분광분석을 이용하면, 구조 내에 존재하는 탄소만 선택적으로 측정할 수 있다. 특히 $^{13}C$ NMR 화학 이동(chemical shift)은 원자 환경에 따라 민감하게 변하므로, 양자 화학 계산을 이용하여 $CO_2$와 C가 치환된 엔스테타이트 클러스터의 $^{13}C$ NMR 화학 차폐 텐서(chemical shielding tensor)를 계산하였다. 계산 결과 $CO_2$의 피크는 125 ppm에서 나타나며 이는 기존의 실험결과와 일치하며, 상압에서는 생성이 어렵지만 고압환경에서 생성될 가능성이 있는 배위수가 4인 C의 화학 이동 값은 ~254 ppm으로 예측되었다. 이와 같은 양자 화학 계산 결과는 고분해능 $^{13}C$ NMR 실험의 이해를 돕고 탄소의 원자 환경을 연구하는데 도움을 줄 것이다.

• 대한방사선치료학회지
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• 제11권1호
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• pp.53-59
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• 1999

The aim of this study is to improve the accuracy of field placement and junction between adjacent fields and block shielding through the use of a computed tomography(CT) simulator and virtual simulation. The information was acquired by assessment of Alderson Rando phantom image using CT simulator (I.Q. Xtra - Picker), determination of each field by virtual fluoroscopy of voxel IQ workstation AcQsim and colored critical structures that were obtained by contouring in virtual simulation. And also using a coronal, sagittal and axial view can determine the field and adjacent field gap correctly without calculation during the procedure. With the treatment planning by using the Helax TMS 4.0, the dose in the junction among the adjacent fields and the spinal cord and cribriform plate of the critical structure was evaluated by the dose volume histogram. The pilot image of coronal and sagittal view took about 2minutes and 26minutes to get 100 images. Image translation to the virtual simulation workstation took about 6minutes. Contouring a critical structure such as cribriform plate, spinal cord using a virtual fluoroscopy were eligible to determine a correct field and shielding. The process took about 20 minutes. As the result of the Helax planning, the dose distribution in adjacent field junction was ideal, and the dose level shows almost 100 percentage in the dose volume histogram of the spinal cord and cribriform plate CT simulation can get a correct therapy area due to enhancement of critical structures such as spinal cord and cribriform plate. In addition, using a Spiral CT scanner can be saved a lot of time to plan a simulation therefore this function can reduce difficulties to keep the patient position without any movements to the patient, physician and radiotherapy technician.

• 대한방사선치료학회지
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• 제25권1호
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• pp.87-90
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• 2013

목 적: CR (computed cadiography) 시스템을 도입함에 따라 치료조사 영상을 인쇄하여 확대율을 변환하는 과정이 생겼다. 이 과정을 단순화하기 위해 자체 제작한 프로그램을 이용한 전산화 방식을 사용해 작업의 효율성을 높이고 업무개선에 기여하고자 한다. 대상 및 방법: 프로그램 제작에 마이크로 소프트 엑셀(ver. 2007)과 Visual Basic (ver. 6.0)을 이용하였다. 각 차폐블럭 마다 환자의 치료정보를 입력하기 위해 입력 창(window)을 디자인 하였다. 디지털 이미지상의 거리를 측정하여 측정된 데이터를 엑셀프로그램에 입력해 확대율을 구하고 차폐블럭 제작을 위한 출력물을 만들었다. 결 과: 이 프로그램을 통해 기존의 방식을 전산화하여 확대율을 쉽게 계산할 수 있고 매크로기능을 사용해 환자치료정보를 출력물에 입력할 수 있다. 그 결과 제작 과정에서 발생할 수 있는 계산상의 오류나 치료 정보가 잘못 전달될 수 있는 오류를 줄일 수 있다. 또한 확대율 변환과정이 단순해지면서 복사기의 필요성이 없어졌고 종이절감 효과도 있었다. 결 론: 블록 제작 과정을 전산화함으로써 기존의 방식을 단순화하여 실무에 적용시켜 업무를 개선했다. 이 프로그램에 사용된 엑셀과 비쥬얼 베이직의 다양한 기능을 적용하면 통계 등 각 병원의 실정에 맞는 다양한 적용 및 개선이 가능할 것으로 사료된다.

• 한국방사선학회논문지
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• 제11권6호
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• pp.429-435
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• 2017

방사선의 치료효과 증대를 위해 최근에는 기존의 Photon치료를 대체한 중입자치료가 증가하고 있다. 중입자 치료는 기존 Photon치료 대비 높은 에너지와 거대한 시설로 인해 방사선안전성평가에 더욱 신경을 써야 한다. 이러한 방사선안전성평가는 주로 Monte Carlo simulation을 이용하여 차폐 및 방사화 평가를 수행하는데, 가장 우선적으로 수행해야하는 것은 기하학적 모델링이다. 중입자 치료시설은 가속장치를 싱크로트론을 사용하게 되는데 정확한 기하학적 모델링이 어려워 대부분 간략하게 모델링 한다. 본 연구는 싱크로트론 가속장치의 구성요소 중에서 Dipole magnet을 간략화 한 것과 정밀하게 구현한 것이 방사선안전성 평가에 어떠한 영향을 미치는지 알아보았다. 결과에 의하면 간략하게 구현한 기하학적 모델이 정밀하게 구현된 기하학적 모델보다 과대평과 되는 결과를 얻었다. 따라서 방사선안전성평가는 정밀한 기하하적 모델링이 더욱 신뢰할 수 있는 결과를 얻는다고 판단된다.