• 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.

• 한국대기환경학회:학술대회논문집
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• 한국대기환경학회 2000년도 춘계학술대회 논문집
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• pp.330-332
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• 2000

삶의 질 향상을 위한 쾌적한 대기환경의 관리 유지는 우리 모두의 관심사중의 하나이다. 호흡기관을 통해 인체내로 흡입되는 $PM_{10}$ 대기분진은 자연적이고 인위적인 발생원에 의해 다양한 미량원소들을 함유하고 있기 때문에 흔히 환경영향 평가를 위한 대기관측시료로 이용되고 있으며, 특히 $PM_{2.5}$ 분진의 질량농도(TSPM)나 원소의 농도가 높을 때 장.단기적으로 인체 보건에 큰 영향을 미치는 것으로 알려져 있다. (중략)

• 한국약용작물학회:학술대회논문집
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• 한국약용작물학회 2007년도 추계학술발표회
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• pp.312.1-312.1
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• 2007

• 한국대기환경학회:학술대회논문집
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• 한국대기환경학회 2001년도 추계학술대회 논문집
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• pp.123-124
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• 2001

본 연구는 대전 1, 2 공단지역을 대상으로 2000년 4월부터 2001년 1월까지 매주 1회, 24시간동안 분진시료를 포집하고, 포집된 42개의 시료를 대상으로 기기 중성자 방사화 분석법을 이용하여 독성 중금속을 포함한 약 30여종의 미량금속을 정량하고 그 특성을 파악하고자 한다. (중략)

• 한국방사성폐기물학회:학술대회논문집
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• 한국방사성폐기물학회 2006년도 학술논문요약집
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• pp.392-393
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• 2006

• Bulletin of the Korean Chemical Society
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• 제7권6호
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• pp.438-442
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• 1986

A number of Korean potsherd samples has been classified by Fisher's discriminant method for the training set of Kyungki, Koryung and Kyungnam groups. The Koryung samples have been further classified for the training set of Koryung A, B and C subgroups. The training sets have been used to define classification of unknown samples and clay samples so as to find out some similarity between clay samples and certain potsherd groups.

• Journal of Radiation Protection and Research
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• 제47권2호
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• pp.99-106
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• 2022

Background: The radionuclide inventory calculation codes such as ORIGEN and FISPACT collapse neutron reaction libraries with energy spectra and generate an effective one-group cross-section. Since the nuclear cross-section data, energy group (g) structure, and other input details used by the two codes are different, there may be differences in each code's activation inventory calculation results. In this study, the calculation results of neutron-induced activation inventory using ORIGEN and FISPACT were compared and analyzed regarding radioactive waste classification and worker exposure during nuclear decommissioning. Materials and Methods: Two neutron spectra were used to obtain the comparison results: Watt fission spectrum and thermalized energy spectrum. The effective one-group cross-sections were generated for each type of energy group structure provided in ORIGEN and FISPACT. Then, the effective one-group cross-sections were analyzed by focusing on ⁵⁹Ni, ⁶³Ni, ⁹⁴Nb, ⁶⁰Co, ¹⁵²Eu, and ¹⁵⁴Eu, which are the main radionuclides of stainless steel, carbon steel, zircalloy, and concrete for decommissioning nuclear power plant (NPP). Results and Discussion: As a result of the analysis, ¹⁵⁴Eu and ⁵⁹Ni may be overestimated or underestimated depending on the code selection by up to 30%, because the cross-section library used for each code is different. When ORIGEN-44g, -49g, and -238g structures are selected, the differences of the calculation results of effective one-group cross-section according to group structure selection were less than 1% for the six nuclides applied in this study, and when FISPACT-69g, -172g, and -315g were applied, the difference was less than 1%, too. Conclusion: ORIGEN and FISPACT codes can be applied to activation calculations with their own built-in energy group structures for decommissioning NPP. Since the differences in calculation results may occur depending on the selection of codes and energy group structures, it is appropriate to properly select the energy group structure according to the accuracy required in the calculation and the characteristics of the problem.

• 대한지하수환경학회지
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• 제5권4호
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• pp.210-214
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• 1998

담수나 해수와 같은 자연수중의 우라늄(U)의 농도는 0.0l∼5 ppb 수준으로서 극미량 원소분석법을 필요로 한다. 본 연구는 고감도의 비파괴법인 중성자방사화분석법을 이용하여 지하수중의 우라늄을 신속, 정확하게 정량할 수 있는 방법에 대하여 시료를 증발농축 전처리하는 방법과 직접 분석하는 방법을 비교 검토하였다. 표준용액(0.5∼100 ppb)을 이용하여 분석법을 검증하였다. 주어진 농도범위에서 검정곡선의 평균편차는 2% 이하를 나타냈으며, 각 측정값의 상대표준편차는 2∼l2% 이내이었다. 동일시료에 대한 시기별 농도의 편차는 10.3%이었다 본 방법을 이용하여 충청지역의 17개 관정으로부터 지하수시료를 채취하여 우라늄 농도를 정량한 결과 1 ppb에서 80 ppb수준인 것으로 확인되었다.

• 대한화학회지
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• 제31권6호
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• pp.567-575
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• 1987

한국산 고대유리 시료 45종을 입수하여 그속에 함유된 19종의 원소(Ag, As, Br, Ce, Co, Cr, Eu, Fe, Hf, K, La, Lu, Na, Ru, Sb, Sc, Sm, Th, Zn)는 중성자방사화분석에 의하고, Pb는 원자흡수분광분석법에 의해 각각 정량하였다. 이들 20종 원소의 분석데이타를 사용하여 원소 상호간의 상관관계를 상관메트릭스법으로 검토하였다. 그리고 주성분분석법으로 각 시료의 농도분포를 평면에 나타내었으며, 측정된 제조년대 및 발굴위치가 같은 시료가 모이면 이들 시료를 SIMCA를 위한 참조시료로 삼았다. 이들 참조시료 및 시험시료를 SIMCA에 의해 분류하였더니 참조시료 전부와 시험시료중 3종이 주성분분석법에 의한 분류결과와 일치하였다.

• 한국콘텐츠학회논문지
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• 제16권10호
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• pp.758-765
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• 2016

본 연구는 의료용 선형가속기를 차폐하고 있는 차폐벽에 대하여 방사화 분석을 함으로서 추후 선형가속기 시설의 해체 시 해체비용의 절반이상을 차지하는 차폐벽에 대하여 폐기물 준위를 평가하고 이에 따른 폐기물 처리방법을 분석함으로서 해체비용 측면에 있어서 이득을 얻을 수 있는 방법에 대하여 논의하고자 한다. 실험결과, 선형가속기에서 발생하는 중성자 양은 차폐벽을 방사화 시키기에 충분한 양이 측정되었으며, 방사화 분석 결과 약 20 개 이상의 핵종이 분석되었다. 이 중 $^{24}Na$, $^{45}Ca$, $^{59}Fe$ 핵종이 규제해제 농도를 초과하는 것으로 분석되었으며, 그 값은 차폐벽 깊이가 깊어질수록 농도는 줄어들었다. 이를 바탕으로 특정 세 구역(E,F,G)은 매립이나 재활용이 불가능한 것으로 평가되었으며, 나머지 구역은 일정 깊이 이상일 경우 매립이나 재활용이 가능한 것으로 평가되었다.