• 핵의학기술
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• 제13권3호
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• pp.147-151
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• 2009

Purpose: 2-[$^{18}F$]Fluoro-2-deoxy-D-glucose ([$^{18}F$]FDG) particularly plays as a important role in Positron Emission Tomography (PET) imaging in nuclear medicine. Domestic [$^{18}F$]FDG auto synthesizers are installed in Seoul National University Bundang Hospital (SNUBH) at June 2008, these modules were known that it's synthetic yields were guaranteed in average $45{\pm}5%$ so far. To improve yields and convenience of domestic [$^{18}F$]FDG auto synthesizer, numerous trials in reaction time, base concentration, pressure and temperature were performed to increase [$^{18}F$]FDG yields. Materials and Methods: Several synthetic factors (temperature, time and pressure) and shortcoming were corrected based on many evaporation test. Syringe dispensing of tetra-butylammonium bicarbonate (TBAB) was replaced with micro pipette to prepare tetrabutyl ammonium fluoride salt ([$^{18}F$]TBAF). Troublesome refill of liquid nitrogen every 2 hours which was used to protect vacuum system was changed to charcoal cartridge, base guard filter. To monitor the volume of delivered $[^{18}O]OH_2$ from cyclotron by surveillance camera, we set up the volumetric vial on the cover of the module. In addition to, the recovery vial was added in [$^{18}F$]FDG production system to recover [$^{18}F$]FDG loss due to the leak of valve ($V_{13,14}$) in [$^{18}F$]FDG purification process. Results: When we used micro pipette for adding TBAB ($30\;{\mu}L$ in 12% $H_2O$ in acetonitrile), this quantitative dispensation has enabled to improve $5.5{\pm}1.7%$ residual fluorine-18 activity in fluorine separation cartridge compared to syringe adding. Besides, the synthetic yields of [$^{18}F$]FDG has increased $58{\pm}2.6%$ (n=19), $58{\pm}2.9%$ (n=14), $60%{\pm}2.5%$ (n=17) for 3 months. The life cycle of charcoal cartridge and base vacuum was 3 months prior to filling liquid nitrogen every 2 hours and additional side separator can prevent pump corrosion by organic solvent. After setting of volumetric indicator vial, the operator can easily monitor the total volume of irradiated $[^{18}O]OH_2$ from cyclotron. The recovery vial can be used for the stabilizer when an irregular [$^{18}F$]FDG loss was generated by the leak of valves ($V_{13,14}$). Conclusions: We has optimized appropriate synthetic conditions (temperature, time, pressure) in domestic [$^{18}F$]FDG auto synthesizer. In addition to, the remodeling with several accessories improve yields of domestic [$^{18}F$]FDG auto synthesizer with reliable reproducibility.

• 대한기계학회논문집A
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• 제24권1호
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• pp.196-205
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• 2000

Computed Tomography (CT), Nuclear Magnetic Resonance Imaging (MR1) and some ultrasound techniques make it possible to obtain cross sections of human body or mechanical parts. In CAD system, a series of sectional surfaces can also be obtained from solid models of 3D objects. In this paper we introduce a tetrahedral meshing algorithm from these series of general sections using basic operators. In this scheme. general sections of three-dimensional object are triangulated first and side surfaces between two sections are triangulated by the use of tiling process. Finally tetrahedral meshing process is performed on each layer of 3D objects, which is composed of two general sections and one side surface.

• 전력전자학회:학술대회논문집
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• 전력전자학회 2003년도 춘계전력전자학술대회 논문집(1)
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• pp.133-136
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• 2003

이 논문은 고리 $\#$1 원자력 발전소를 기준 발전소로 하여 개발되고 있는운전원 교육용 가상 시뮬레이터 의 일부로서, 제어봉 제어계통 모델링에 대한 내용을 제시하는 것이 주된 목적이다. 제어봉 제어 계통의 목적은 원자로 출력을 변화시키기 위하여 제어봉 집합체(RCCA)를 동작시켜 단기적인 반응도(Short Term Reactivity)를 조절하기 위한 것이다. 실제 발전소와 똑같은 제어봉 제어가 가능하면, 실제로 운전원이 가상 시뮬레이터를 통해서 모든 상황과 사고들을 대처하는 능력을 가질 수 있도록 설계되었다 본 논문에서는 고리 $\#$1 원자력 발전소 운전원 교육용 가상 시뮬레이터를 구현하기 위해 현재까지 설계된 제어봉 제어계통의 기능, 구성, 제어봉 제어에 대한 전반적인 내용을 제시하고자 한다.

• 한국콘크리트학회:학술대회논문집
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• 한국콘크리트학회 1999년도 학회창립 10주년 기념 1999년도 가을 학술발표회 논문집
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• pp.815-822
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• 1999

This program is developed to design Prestressed Concrete Cylinder Pipes (PCCP), Fittings and Thurst Blocks and to manage drawings, quantity calculations and calculation data, using Graphic User Interface(GUI), which is capble of not only reducing the time taken to design, but also enabling the user to achieve such a design even when operator has no theoretical knowledge of that design while only having knowledge of data inputting and outputting. PCCP is used in water transmission popeline of the Great Man-made River Project. In domestic area, PCCP is used for water cooling systems of Uljin and Youngkwang nuclear power. In abroad, especially in the United States and Canada PCCP applies virtually every metropolitan area with raw and treated water.

• 대한인간공학회:학술대회논문집
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• 대한인간공학회 1995년도 추계학술대회논문집
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• pp.27-36
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• 1995

원자력발전소와 같은 공정제어(process control) 체계에서 운전원의 수행도는 인터페이스에서 인간과 기계간에 이루어지는 상호작용의 신뢰도를 결정할 뿐만 아니라, 전 체 체계의 효용을 좌우하는 중요한 문제로 대두되고 있다. 이러한 체계의 설계에서는 감시제어(supervisory control) 기능의 설계요건 설정과 평가과정에서 체계의 주도자인 인간의 특성을 반영하여 직무수행의 신뢰도를 확보하는데 많은 노력을 기울고 있다. 본 연구에서는 인간-기계 체 계의 설계과정에서 운전원의 직무수행도를 보장하도록 직무요건(task requirements)을 도출 할 수 있는 방법론을 제시하고자 하였다. 직무요건을 파악하는 과정을 일반적으로 직무분석(task analysis)이라고 하는데, 적합한 직무분석 기법의 확보가 중요시된다. 본 연구에서는 우선, 기존의 직무분석 기법들을 조사하여 대표적인 기법들과 주요 기술 동향을 검토하였으며, 직무의 인지적인 측면 파악을 중심으로한 새로운 기법의 방향을 설정하였다. 설정된 방향에 따라 인지적인 측면의 분석을 강화하고 원자력발전소 운전원의 직무분석에 적합한 인지적 직무분석 기법의 기본체계 (basic framework)를 제안하였다.

• 한국정밀공학회:학술대회논문집
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• 한국정밀공학회 2004년도 추계학술대회 논문집
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• pp.60-63
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• 2004

An innovative in-core neutron flux mapping system has been developed and applied successfully for service in a commercial pressurized water reactor. With the benefit of double indexing path selector (Dip $s^{ⓡ}$) mechanism, the reliability of the detector drive system has been improved five times higher than that of conventional systems, and the problems caused by the serious friction generated between the detector cable and guide tubing has been solved completely because the Dip $s^{ⓡ}$ architecture allows the detector guide tubings to have larger curvature and shorter length in nature. The simple and fast maintenance is particularly emphasized in the detector drive system to secure minimum radiation exposure to the maintenance personnel by optimizing the number of components and providing easy access to the components. The programmable logic controller based digital controller with Window $s^{ⓡ}$ based operator s console provides fully automated and user friendly operation and maintenance support means.

• 대한전기학회:학술대회논문집
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• 대한전기학회 2003년도 학술회의 논문집 정보 및 제어부문 B
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• pp.552-554
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• 2003

This paper is about the method by which Power Control Unit(PCU) of Control Rod Control System(CRCS) logs events in the system and the real-time monitoring display. This method enables the functions like the event logging of Control Rod Drive Mechanism(CRDM)/power Cabinet, the off-line show of the event data logged and the on-line show by communication between the PCU and the monitoring display. Operators in a nuclear power plant must be able to grasp any possible abnormal states correctly. Because our newly designed system has a good ability to log and display the kinds, tine, and the prior and posterior states of urgent or non-urgent events, the operators can judge, maintain and repair the abnormal event more easily.

• KEPCO Journal on Electric Power and Energy
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• 제5권3호
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• pp.165-171
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• 2019

The steam turbine used in nuclear power plant is modeled for the purpose of verification of control system rather than the operator education. The valves, reheater and generator are modeled also and integrated into the simulator. After that, the operation data and the designed data such as heat balance diagram are utilized to identify the model parameters. It was evident that model outputs of developed simulator are very close to the measured operating ones. The simulator within dynamic model was used to verify and validate the whole control system together with field instruments. And the target plant has been operating long time.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제25권2호
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• pp.237-247
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• 1993

반감기가 서로 크게 다른 두 종류의 방사성 직접핵분열생성물의 방사능비(activity ratio)를 핵연료의 냉각기간 및 연소이력의 함수로 표현하였으며 연소이력에는 사용후핵연료의 평균연소도, 연소기간, 연소주기간의 간격 그리고 주 핵분열물질등이 포함되었다. 고리 1호기에서 연소된 6개의 사용후 가압경수로(PWR) 핵연료 집합체로 부터 36개의 시료를 제작하여 이들 시료에 대한 감마선 스펙트럼을 고순도(HP) Ge 검출기를 사용하여 수집한 후, 각 스펙트럼을 분석하여 얻은 방사능비 $^{l44}$Ce $^{l37}$ Cs를 이용하여 냉각기간을 계산하였다. 그 결과 $^{l44}$Ce 감마선 검출계수율이 $10^{-3}$ cps(count per second) 정도로 아주 낮았음에도 불구하고 검출된 방사능비 $^{l44}$Ce $^{l37}$ Cs를 사용하여 구한 냉각기간은 원자로 운전기록에 의한 냉각기간 (operator declared cooling time)과 상대적인 차이가 $\pm$5% 이내로 잘 일치한 것으로 부터 핵 분열 생성물 $^{l44}$Ce 및 $^{l37}$ Cs은 냉각기간 결정을 위한 좋은 모니터가 됨을 확인하였다. 여러가지의 연소 이력을 갖는 핵연료를 대상으로 한 본 실험의 경우, 단순하게 모델화한 연소이력을 대입하여 얻은 냉각기간은 실제 연소이력을 대입하여 얻은 냉각기간과 시간차이가 $\pm$0.5년 이내에서 잘 맞았으며 이로부터 연소이력에 대한 정확한 정보 없이도 신뢰할 수 있는 정도의 냉각기간을 추정하는 것이 가능할 것으로 생각되었다. 아울러 냉각기간 결정을 위한 본 기술을 활용한 사용후 핵연료의 증명 및/또는 분류에 대한 타당성 연구를 한 결과 감마선 분광분석 방법으로 검출한 방사능비 $^{l44}$Ce $^{l37}$ Cs에 의해서 결정된 냉각기간은, 조사후시험시설 (post irradiation examination facility)등과 같이 사용후핵연료 집합체를 해체 또는 절단하여 만든 시료를 취급하는 시설등에서,사용후핵연료에 대한 안전관리 및 계량관리를 위하여 유용하게 활용될 수 있을 것으로 사료되었다.것으로 사료되었다.

• 핵의학기술
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• 제14권1호
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• pp.73-77
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• 2010

핵의학 기술학의 발전은 많은 변화를 가져왔다. 하드웨어적인 발전이 많이 있었고 또한 소프트웨어의 발전도 핵의학 기술학 발전에 지대한 공을 세웠다. 소프트웨어의 발전으로 그 동안 수동으로 설정해야 했던 많은 ROI를 자동으로 설정할 수 있게 되었다. automated ROI가 manual ROI와 어떠한 정량분석의 차이를 가지고 있는지 알고자 한다. 분석은 3가지의 분석을 통해 결론을 도출하고자 하였다. 분석 1은 신장 automated ROI와 신장 manual ROI를 비교하였다. 분석 2는 threshold의 크기변화에 따른 차이를 조사하였다. 육안적 판단으로 신장의 외곽선보다 큰 threshold ROI(이하 A threshold), 외곽선과 일치하는 threshold ROI(이하 B threshold), 외곽선보다 작은 threshold ROI(이하 C threshold)를 설정하여 신장의 기능 값을 구하여 이를 비교 하였다. 분석 3은 automated background ROI를 세 가지 full, half, quarter로 분류하여 이에 따른 기능값의 차이를 분석하였다. 분석 1에서 신장 automated ROI와 신장 manual ROI간에 통계적으로 유의한 차이는 보이지 않았다. 그러나 분석 2에서 C threshold는 각 A threshold와 B threshold 간에 유의한 차이 (p<0.01)를 보였다. 분석 3은 분석 1을 통해 얻어진 결론을 토대로 시행되었다. 각 3가지 형태의 background에서 full background가 통계적으로 유의한 차이를 보였다(p<0.05). automated ROI가 manual ROI와 유의한 차이를 보지 않아 입증된 결과는 사용자의 편의와 객관성이 증대될 것으로 기대된다. 분석 2에서는 신장의 외곽선보다 작게 설정된 threshold는 신장의 외곽선보다 크게 설정된 threshold보다 큰 오차를 가질 수 있다는 것을 예상할 수 있다. 분석 3은 신장 주변의 간과 비장에 background가 증가되어 초래된 결과로 예상한다.