차동식 스포트형 공기 팽창식 열감지기를 인위적으로 높은 온도에서 가속열화시켜 경년변화되는 특성에 대하여 연구하였다. 이 연구는 현장에 설치된 감지기가 화재 또는 점검기기에 의한 고온의 열에 노출되었을 경우에 감지기의 동작에 미치는 영향을 분석하기 위하여 실험하였다. 실험결과 현장에서 5년 동안 사용되었던 2005년 B사 감지기는 $100^{\circ}C$의 온도에서 1시간 동안 노출되었을 경우에 감지기가 동작하지 않는 경우가 발생하였다. 이것은 감지기 감열실내의 팽창된 공기가 리크공 이외의 곳에서 리크 되었기 때문인 것으로 판단된다. 그러나 감지기의 동작표시를 나타내는 LED는 온도가 $160^{\circ}C$까지 올라갔음에도 불구하고 모두 정상적으로 동작하였다. 따라서 동작표시 LED의 회로소자는 고장은 발생하지 않았음을 알 수 있었다.
국내에서 전기 화재의 70% 이상이 아크로 인하여 발생하고 있다. 본 논문에서는 이를 예방하기 위한 방안을 마련하기 위하여 기존의 누전 차단기에 관한 기술기준 및 규정을 분석하였으며, 아크 검출기에 관한 기술기준 및 규정은 아크의 특성을 고려하여 기존의 누전 차단기에 관한 기술기준 및 규정과는 별도로 제정되어야 한다는 결론을 얻었다. 따라서 본 논문에서는 아크 검출기 관련 규정은 기존 누전 차단기의 관련 규정에 추가 되거나 이것과 별개인 규정으로 제정되어야 한다고 제안하였다. 특히 아크로 인한 화재를 예방하기 위해서는 아크 검출기의 신속한 보급이 필요하고 그 설치를 의무화하는 것이 바람직하다. 따라서 이 같은 여건을 고려했을 때 기존 누전차단기 규정에 아크 검출기 관련 사항들을 추가할 것을 제안하였다. 아크 검출기의 기술 기준에는 아크의 판단 규격과 차단 임계치, 그리고 차단기가 반응하지 말아야 할 불요신호의 범위 등이 반드시 반영되어야 한다.
반도체 검출기의 p+ 층의 도핑 농도, 열처리에 의한 불순물 재분포와 절단면에서의 guard ring 효과를 전산모사하여 최적의 구조와 공전을 설계하고, MCNP코드로 방사선 반응 특성을 분석하였다. 검출기는 반도체 집적회로 공정에서 설계된 공정변수를 적용하여 격자 방향 <100>, $400{\Omega}cm$, n형, Floating-Zone 실리콘 기판에서 제작되었다. 제작된 검출기의 누설전류 밀도는 $0.7nA/cm^2/100{\mu}m$로서 전기적 특성이 우수한 것으로 나타났으며, Cs-137 감마 선원에 의한 $5mR/h{\sim}25R/h$의 조사선량률 범위에서 방사선 반응 특성은 양호한 선형성을 보였다. 본 연구에서 제안된 공정으로 제작된 PIN 반도체 검출기는 개인선량 측정에 사용될 수 있을 것이다.
Analog film/screen systems have been being changed to a digital x-ray imaging device using direct conversion materials. Photocoductors for a direct detection flat-panel imager require high x-ray absorption, ionization and charge collection, low leakage current and large area deposition. In this work, $HgI_2$ films with excellent properties for x-ray detector were deposited by screen printing method. The thickness of $HgI_2$ film was about $150\;{\mu}m$. The passivation layer is fabricated using a-Se and parlyene, the both fabrication $HgI_2$ film were compared for analyzing the leakage current reduction. We measured electrical properties-leakage current, photosensitivity, SNR though I-V measurement, As the result, $HgI_2$ film using a-Se passivation layer had the greater
대한민국은 세계 1위의 반도체 생산 국가임에도 불구하고 산업 보호를 위한 현장의 폐쇄성으로 대부분의 연구가 단순한 물질 위험에 대한 위험성평가로 이루어지고 있다. 산업 안전 측면에서 유해위험물질의 누출 상태를 파악하는 가스 감지기 등의 모니터링 시스템 등을 구축하고 있으나, 누출 시 유해위염 물질을 효과적으로 배기하기 위한 연구는 최근에서야 시작되었다. 인화성 물질이 다량 취급되는 반도체 제조설비(가스박스)는 현재 가스 감지기 및 공기투입구를 막는 방법으로 안전관리를 하고 있는데, 공기투입구가 없으면 박스 내부를 음압으로 관리할 수는 있으나 내부 기류가 원활히 생성되지 않아 인화성 물질 누출 시 단시간 희석이 어렵다. 따라서 본 연구에서는 여러 기준들을 기본으로 하여 가스박스 규모에 따른 덕트 사이즈의 결정, 공기 투입구의 적정크기 연구를 통하여 인화성 누출 시 유해화학물질이 외부로 노출되지 않으면서 배기 성능 요구량을 최소로 할 수 있는 최적 배기 설계를 해보고자 한다.
The study was designed to establish quantitative method for assessing the marginal leakage of dental restorations. 18 Class V cavities with $45^{\circ}$ bevel joint were prepared and replicas of these teeth were made with polyethylene wax. and classified with three groups. First group was filled with Scotch bond and silux. Second group was filled with glass ionomer cement:scotchbond/silux. Third group was filled with Dentin-Adhesit/Heliosit. After finishing, all specimens were subjected manually to 100 thermal cycles at $0^{\circ}C$ and $100^{\circ}C$ Samarium nitrate solution, irradiated with flux of $6{\times}12^{12}$ neutrons/$cm^2$/sec for 11 hours, woled for 200 hours, counted with the HpGe detector and the tracer uptake was determined by comparison with a standard of samarium ($10{\mu}g$). The following results were obtained. 1) The group filled with glass ionomer cement base showed least marginal leakage. 2) The group filled with Dentin-Adhesit/Heliosit showed less marginal leakage than the group filled with scotchbond/silux.
TRIGA Mark II와 III 원자로의 여러가지 가동조건에 있어서 노벽으로 부터의 누설 ${\gamma}$선에 의한 조사선양률을 3"$\times$3"원통형 NaI(T1) 섬광계수기와 400 channel파 고분석장치로 측정하였는데 측정된 spectrum으로부터 조사선양률을 산출하는데는 실제적면에서 복잡하기 짝이 없는 response matrix 방법대신 정도가 좋으면서도 비교적 그 과정이 단순한 Moriuchi의 specturm -조사선양률 환산 이론을 적용하였다. 연구결과에 따르면 노심에서 발생된 누설 ${\gamma}$선의 기본적인 spectrum 형태는 원자로의 열출력이나 차장벽에 의한 강도의 감쇠에 별로 영향을 받지 않고 있으며 원자로 누설${\gamma}$선에 의란 전조사선양률의 공기중에서의 감쇠는 폭 넓은 energy분포에도 불구하고 지수함수적 감쇠를 하고 있음이 판명되있다. 이 전조사선양률은 원자로의 열출력에 대체로 비례하고 있으나 TRIGA Mark III과 같은 가동형노심의 경우는 측정된 spectrum이 매우 다양한바, 그로부터 산출된 전조사선양률의 크기에는 관계없이, spectrum 분해방법을 적용하여 노심에서 발생된 누설 ${\gamma}$선과 원자로가동중 발생되는 여지 ${\gamma}$선의 기여를 판별 해석하는데 성공하였다.
차동식 스포트형 공기 팽창식 열감지기를 인공 가속열화 시켰을 때 발생하는 고장 원인에 대하여 분석하였다. 감지기에 고장이 발생하는 원인은 감열실 금속을 고정하는 접합재(binder)가 플라스틱 몰딩(moulding)에서 분리되어 발생하는 고장과, 감열실 금속과 다이어프램 금속을 고정하는 플라스틱 몰딩에 균열이 발생되는 고장으로 확인되었다. 고장이 발생하지 않은 감지기는 감열실 금속 및 다이어프램 금속이 플라스틱 몰딩에 접합재로 완전히 부착되어 있었다. 또한 2010G 감지기는 접합재의 기계적 강도를 향상시키기 위하여 접합재에 유리강화섬유가 추가되었음이 확인되었다. 감지기 종류별에 따른 플라스틱과 접합재의 밀도에는 큰 차이가 없었다. 그러나 감지기의 플라스틱에 대한 열중량분석(TGA) 결과, 제작년도는 같지만 제조회사가 다른 2005A와 2005B의 플라스틱 열적특성이 동일하지 않은 것으로 확인되었다.
Parylene coating was adopted on CdZnTe (CZT) detector as a mechanical protection layer after wet passivation with hydrogen peroxide (H2O2) and ammonium fluoride (NH4F). Wet chemical passivant lose their effectiveness when exposed to the ambient conditions for a long time. Parylene coating could protect the effectiveness of passivation, by mechanically blocking the exposure to the ambient conditions. Stability of CZT detector was tested with the measurement of leakage current density and response to radio-isotopes. When the enough thickness of parylene (>100 ㎛) is adopted, parylene is a promising protection layer thereby ensuring the performance and long-term stability of CZT detectors.
The leak before break(LBB) concept is difficult to apply to a structure with a thin tube that is immersed in a water environment. A heat exchanger in a nuclear power plant is such a structure. The present paper addresses an application of the LBB concept to a heat exchanger in a nuclear power plant. The minimum leaked coolant amount(approximately 37.9 liters) containing the radioactive material which can activate the radiation detector device installed in near the heat exchanger is assumed. A postulated initial flaw size that can not grow to a critical flaw size within the time period to activate the radiation detector is justified. In this case, the radiation detector can activate the warning signal caused by coolant leakage from initially postulated flaws of the heat exchanger. The nuclear plant can safely shutdown when this occurs. Since the postulated initial flaw size can not grow to the critical flaw size, the structural integrity of the heat exchanger is not impeded. Particularly the informational scenario presented in this paper discusses an actual nuclear plant.
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[게시일 2004년 10월 1일]
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