• 비파괴검사학회지
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• 제28권1호
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• pp.40-45
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• 2008

고체의 탄성 계수를 구하기 위한 방법으로 초음파의 종파와 횡파 속도를 측정하기 위하여 기존의 접촉식 초음파 시험법 대신 수침 초음파 시험법을 사용하였다. 통상적으로 수침법에서 종파 에코만 고려하는 것과 달리 모드 변환에 의한 횡파 에코를 찾아서 횡파 속도를 측정하였다. 물질의 두께를 알 수 없어 종파와 횡파 속도를 구할 수 없는 경우에도 두 속도의 비를 이용하여 포아송비를 구할 수 있었다. 다양한 재료를 대상으로 이 방법을 적용한 결과, 속도가 빠른 재료이거나, 포아송비가 작을수록 수침법에 의해 측정한 값이 정확하여 이러한 특징을 가진 세라믹이나 고강도 재료가 이 방법을 통한 종파와 횡파 속도 측정에 적당함을 알 수 있었다.

• 비파괴검사학회지
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• 제37권1호
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• pp.1-6
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• 2017

본 논문에서는 테라헤르츠파 시간분광영상시스템을 이용하여 도핑된 실리콘 웨이퍼의 물리적 특성을 측정하는 것에 관한 연구를 진행하였다. 투과모드와 $30^{\circ}$의 입사각을 가진 반사모드를 이용하여 측정하였으며 실리콘 웨이퍼의 도핑 정도는 N-type과 P-type 모두에서 $10^{14}$에서 $10^{18}$까지 다양하게 준비하였다. 그 결과, 도핑 정도와 테라헤르츠파와의 상관관계를 찾았으며 이를 이용하면 모든 경우에 대한 도핑된 실리콘 웨이퍼의 도핑 정도를 확인할 수 있다. 또한, 각 도핑된 실리콘 웨이퍼의 도핑된 두께, 굴절률, 유전율을 테라헤르츠 시간영역 파형분석을 통하여 계산할 수 있었다. 따라서, 테라헤르츠 시간분광영상화 기술은 도핑된 실리콘 웨이퍼의 굴절률과 유전율과 같은 물리적 특성뿐만 아니라 도핑 정도를 측정할 수 있는 유용한 기술이 될 것으로 기대된다.

• 비파괴검사학회지
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• 제37권1호
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• pp.37-43
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• 2017

초음파탐상법을 이용하여 마이크로미터의 크기 작은 결함을 검출하기 위해서는 높은 공진주파수와 큰 분해능의 초음파 변환기가 필요하다. 초음파 변환기의 공진주파수와 분해능은 변환기에 사용된 압전소자의 두께, 후면재 및 탐상 시스템 간의 전기 임피던스 정합과 밀접한 관련이 있으며, 이 중 전기 임피던스 매칭은 초음파 변환기와 초음파탐상 시스템 사이의 서로 다른 입 출력단을 연결하는 과정에서, 두 연결단의 전기적 임피던스 차이에 의한 에너지 반사와 손실을 줄이는 중요한 역할을 한다. 임피던스 정합에서 흔히 많이 사용하는 방법은 LC-정합회로이다. 이러한 LC-정합을 통해 탐상 시스템과 초음파 변환기의 전기 임피던스를 $50{\Omega}$으로 맞추어 두 연결단 사이의 임피던스 차이를 보정해 줌으로서 초음파 변환기에서 발생되는 전기신호의 손실을 줄 수 있다. 본 연구에서는 15 MHz의 공진주파수를 가지는 광대역 수침형 초음파 탐촉자를 제작하고 광대역 특성을 갖는 초음파 변환기를 위한 LC 임피던스 정합법을 적용하였다.

• 비파괴검사학회지
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• 제24권2호
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• pp.164-170
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• 2004

중수로 내부구조물 중 칼란드리아관(CT)와 액체주입노즐관(LIN)은 서로 수평으로 90도 교차되게 배열되어 있으며 원자로 내의 열, 방사선, 하중에 의해 creep 현상이 발생되어 처짐이 일어난다. 칼란드리아관은 액체주입노즐관과 동일 재료이나 운전 온도와 방사선 조사량으로 인해 액체주입노즐관에 비해 상당히 열악한 조건에 노출되어 있으므로 처짐이 심각할 것으로 예상된다. 만약 두 관의 접촉이 발생되면 원전 안전성에 영향을 미칠 것이므로 인접관에 대한 접촉여부 점검은 중수로 안전현안 중 하나이다. 이러한 접촉여부를 확인하기 위하여 핵연료채널 내부로 탐촉자를 삽입하여 인접관과의 교차점에서 간격을 직접측정하기 위한 방법으로 원거리장 와전류검사 (RFECT) 기술을 적용하였다. 핵연료채널 인접관인 액체주입노즐관 신호 취득시 발생 가능한 잡음 신호(두께변화, Lift-off, 수축)에 대해 체적적분법에 의한 모델링으로 조사하였고, 신호와 잡음과의 분리 가능한 조건을 확인하였다. 원거리장 와전류검사 적정 조건은 민감도와 투과력 그리고 잡음신호 등을 동시에 고려하여 주파수 1kHz와 코일간격 200m로서 결정하였다. 원거리장 와전류검사 실험 결과 칼란드리아관과 액체주입노즐관 사이의 간격 변화에 대한 신호 특성을 전압평면을 이용하여 상관관계를 도출하였다.

• 비파괴검사학회지
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• 제30권5호
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• pp.484-488
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• 2010

적외선 열화상 카메라를 이용하여 온도를 측정할 때는 측정 대상물질의 적외선 방사율이 중요하다. 적외선 방사율은 흑체와 물체의 적외선 방사 강도비로 구할 수 있으나, 상온에서는 배경의 영향으로 인해 측정하는 것은 용이하지 않다. 따라서 FT-IR를 이용하여 반사법에 의해 강판 및 강판에 코팅된 도료의 적외선 반사율을 측정하고 적외선 방사용을 구하였다. 연마된 강판은 0.06 ~ 0.10의 적외선 방사율을 나타내고 있으며, 비연마 강판은 표면조도에 의해 광학적 특성의 변화로 인한 적외선 방사율 측정에 오차가 발생하였다. 강판에 코팅된 투명도료는 적외선 흡수로 인해 방사율은 0.50 ~ 0.84 정도로 높아졌으며, 도료의 적외선 흡수 밴드에 의해 파장에 따라 방사율도 변한다. 이 실험을 통해 재료표변의 재질, 두께, 조도 등 표면 상태에 따라 적외선의 광학적 특성이 변하는 것을 확인할 수 있었다. 또한 반사법은 금속 및 금속에 코팅된 도료의 적외선 방사율 측정에 유용한 것으로 판단되며, 측정된 적외선 방사율을 적외선 열화상에 제공함으로서 측정온도의 오차를 줄일 수 있다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제49권5호
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• pp.1044-1062
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• 2017

The construction project of the Kijang research reactor (KJRR), which is the second research reactor in Korea, has been launched. The KJRR was designed to use, for the first time, U-Mo fuel. Plate-type U-7 wt.% Mo/Al-5 wt.% Si, referred to as U-7Mo/Ale5Si, dispersion fuel with a uranium loading of $8.0gU/cm^3$, was selected to achieve higher fuel efficiency and performance than are possible when using $U_3Si_2/Al$ dispersion fuel. To qualify the U-Mo fuel in terms of plate geometry, the first miniplates [HANARO Miniplate (HAMP-1)], containing U-7Mo/Al-5Si dispersion fuel ($8gU/cm^3$), were fabricated at the Korea Atomic Energy Research Institute and recently irradiated at HANARO. The PIE (Post-irradiation Examination) results of the HAMP-1 irradiation test were analyzed in depth in order to verify the safe in-pile performance of the U-7Mo/Al-5Si dispersion fuel under the KJRR irradiation conditions. Nondestructive analyses included visual inspection, gamma spectrometric mapping, and two-dimensional measurements of the plate thickness and oxide thickness. Destructive PIE work was also carried out, focusing on characterization of the microstructural behavior using optical microscopy and scanning electron microscopy. Electron probe microanalysis was also used to measure the elemental concentrations in the interaction layer formed between the U-Mo kernels and the matrix. A blistering threshold test and a bending test were performed on the irradiated HAMP-1 miniplates that were saved from the destructive tests. Swelling evaluation of the U-Mo fuel was also conducted using two methods: plate thickness measurement and meat thickness measurement.

• 정보처리학회논문지:소프트웨어 및 데이터공학
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• 제7권10호
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• pp.377-382
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• 2018

본 연구는 홍삼 등급 판정을 위한 내부 상태 및 조직의 치밀도 분석 방법에 관한 것이다. 홍삼 내부 측정을 위해 1990년대 이후부터는 자기공명영상법(MRI), X-ray 판별 등의 비파괴 검사 방법에 대한 연구가 다양하게 이루어졌지만, 등급 판정에 가장 중요한 내공(內空), 내백(內白)을 파악하는데 어려움이 있어 정확한 내부 판정이 불가능하였다. 그리하여 본 연구에서는 적외선 조명 환경의 폐쇄형 영상 취득 장치를 제작하고 내공, 내백의 유무와 직경을 파악할 수 있는 내부 측정 시스템을 개발하였다. 제작한 장치는 홍삼 내부 투과율이 높은 950nm 파장대역의 적외선 조명, 적외선 대역 촬영이 가능한 카메라, 카메라에 홍삼의 초점을 자동제어 할 수 있는 Y축 제어 액추에이터 그리고 홍삼을 $1^{\circ}$의 간격으로 $360^{\circ}$ 회전하며 영상을 취득할 수 있는 회전 액추에이터로 구성이 되어있다. 제안하는 알고리즘은 Y축 액추에이터에서 Auto-Focus 알고리즘을 수행하여 홍삼의 크기와 두께 변화에 따라 객체의 선명한 초점을 자동으로 맞춰준다. 그다음 홍삼을 $1^{\circ}$ 간격으로 $360^{\circ}$ 회전하며 총 360장의 홍삼 영상을 취득하면 라돈 변환(Radon transform)을 통해 사이노그램(Sinogram)으로 재구성하고, 역 라돈 변환(Inverse Radon transform)을 통해 단층영상복원(Back-projection) 알고리즘이 수행되어 홍삼 내부 영상을 획득하였다. 알고리즘 수행 결과 홍삼 두께나 모양에 관계없이 내부 단면영상 획득이 가능하였고 영상을 통해 내공, 내백의 유무와 직경을 파악할 수 있었다. 추후 10,000개 이상의 다양한 모양과 크기를 가지는 홍삼에 대하여 내부 영상을 취득하여 등급 판별 기준을 적용한다면 신뢰성 있는 홍삼 등급 자동화 측정 방법으로 사용가능 할 것이다.

• 한국정보처리학회:학술대회논문집
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• 한국정보처리학회 2006년도 춘계학술발표대회
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• pp.669-672
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• 2006

고온가스냉각 원자로에서는 고온 안정성 및 핵분열생성물 차단 성능이 우수한 TRISO(tri-tsotropic) 핵연료를 사용하고 있다. TRISO 핵연료 입자는 직경이 약 1 mm인 구 형태로 입자의 중심에는 직경 $0.5{\mu}m$의 핵연료 커널(kernel)이 포함되며 커널 외곽을 코팅 층이 에워싸고 있다. 이 코팅 층은 완충(buffer) PyC(pyrolytic carbon) 층, 내부 PyC 층, SiC 층, 그리고 외부 PyC 층으로 구성되어 있다. 각 코팅 층의 두께는 수십${\sim}$백 ${\mu}m$ 범위이며, 본 연구에서는 각 코팅 층의 두께를 비파괴적으로 측정하기 위하여 마이크로포커스 X-선 발생장치와 고해상도 X-선 평판(flat panel) 검출기로 구성된 정밀한 X-선 래디오그래피 장치를 구성하고, $UO_2$ 핵물질 대신에 $ZrO_2$를 커널로 사용한 모의 TRISO 핵연료 입자에 대한 래디오그래피 영상을 획득한 후 디지털 영상처리기술을 이용하여 코팅 층 사이의 경계선이 구분 가능하도록 영상을 개선하고 디지털 영상처리 알고리즘을 개발하여 코팅 층의 두께를 측정하였다.

• Journal of the korean society of oceanography
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• 제38권4호
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• pp.166-172
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• 2003

Multi­Sensor Core Logger (MSCL) is a useful system for logging the physical properties (compressional wave velocity, wet bulk density, fractional porosity, magnetic susceptibility and/or natural gamma radiation) of marine sediments through scanning of whole cores in a nondestructive fashion. But MSCL has a number of problems that can lead to spurious results depending on the various factors such as core slumping, gas expansion, mechanical stretching, and the thickness variation of core liner and sediment. For the verification of MSCL data, compressional wave velocity, wet bulk density, and porosity were measured on discrete samples by Hamilton Frame and Gravimetric method, respectively. Acoustic impedance was also calculated. Physical property data (velocity, wet bulk density, and impedance) logged by MSCL were slightly larger than those of discrete sample, and porosity is reverse. Average difference between MSCL and discrete sample at both sites is relatively small such as 22­24 m/s in velocity, $0.02­-0.08\;g/\textrm{cm}^3$ in wet bulk density, and 2.5­2.7% in porosity. The values also show systematic variation with sediment depth. A variety of factors are probably responsible for the differences including instrument error, various measurement method, sediment disturbance, and accuracy of calibration. Therefore, MSCL can be effectively used to collect physical property data with high resolution and quality, if the calibration is accurately completed.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제47권3호
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• pp.380-387
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• 2015

A lead slowing-down spectrometer (LSDS) system is a promising nondestructive assay technique that enables a quantitative measurement of the isotopic contents of major fissile isotopes in spent nuclear fuel and its pyroprocessing counterparts, such as $^{235}U$, $^{239}Pu$, $^{241}Pu$, and, potentially, minor actinides. The LSDS system currently under development at the Korea Atomic Energy Research Institute (Daejeon, Korea) is planned to utilize a high-flux ($>10^{12}n/cm^2{\cdot}s$) neutron source comprised of a high-energy (30 MeV)/high-current (~2 A) electron beam and a heavy metal target, which results in a very intense and complex radiation field for the facility, thus demanding structural shielding to guarantee the safety. Optimization of the structural shielding design was conducted using MCNPX for neutron dose rate evaluation of several representative hypothetical designs. In order to satisfy the construction cost and neutron attenuation capability of the facility, while simultaneously achieving the aimed dose rate limit (< $0.06{\mu}Sv/h$), a few shielding materials [high-density polyethylene (HDPE)eBorax, $B_4C$, and $Li_2CO_3$] were considered for the main neutron absorber layer, which is encapsulated within the double-sided concrete wall. The MCNP simulation indicated that HDPE-Borax is the most efficient among the aforementioned candidate materials, and the combined thickness of the shielding layers should exceed 100 cm to satisfy the dose limit on the outside surface of the shielding wall of the facility when limiting the thickness of the HDPE-Borax intermediate layer to below 5 cm. However, the shielding wall must include the instrumentation and installation holes for the LSDS system. The radiation leakage through the holes was substantially mitigated by adopting a zigzag-shape with concrete covers on both sides. The suggested optimized design of the shielding structure satisfies the dose rate limit and can be used for the construction of a facility in the near future.