• Journal of Nuclear Fuel Cycle and Waste Technology(JNFCWT)
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• v.3 no.4
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• pp.319-328
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• 2005

This paper describes a compartment dynamic model for evaluating the contamination level of kritium in agricultural plants exposed by accidentally released tritium. The present model uses a time-dependent growth equation of plant so that it can predict the effect of growth stage of plant during the exposure time. The model including atmosphere, soil and plant compartments is described by a set of nonlinear ordinary differential equations, and is able to predict time-dependent concentrations of tritium in the compartments. To validate the model, a series of exposure experiments of HTO vapor on Chinese cabbage and radish was carried out at the different growth stage of each plant. At the end of exposure, the tissue free water(TFWT) and the organically bound tritium(OBT) were measured. The measured concentrations were agreed well with model predictions.

• Proceedings of the Korean Radioactive Waste Society Conference
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• 2005.06a
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• pp.172-181
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• 2005

Collection Efficiency of a tritium bubbler being used at domestic nuclear power plants was studied. Equilibrium is attained while tritium vapour in air passes through the bubbler. When a lot of gas sample passes through the bubbler, the tritium concentration of water is raised and volume of water is decreased or increased. These phenomena give effect to the collection efficiency. Estimation of the tritium concentration of the water agreed with our experiments. If relative humidity is higher than 0.5, the efficiency becomes lower than 1 and if relative humidity is lower than 0.5, the efficiency becomes higher than 1, provided collected tritium is evaluated with original volume of the water. Though the relative humidity is riot 0.5, the efficiency can be maintained near 1 by making $\frac{saturated\; water\; vapour(cm^3_w)\times volume \; of \; gas \; sample(cm^3)}{volume\; of\; water(cm^3)}$ small

• Proceedings of the Korean Vacuum Society Conference
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• 2011.08a
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• pp.320-320
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• 2011

차세대 디스플레이로 각광 받고 있는 유기발광소자는 빠른 응답속도, 넓은 시야각 및 얇은 두께로 제작이 가능한 장점들을 가지고 있으나, 고효율 유기발광소자를 제작하기 위하여 엑시톤 형성 효율을 증가시키고 형성된 엑시톤의 소멸을 감소시켜 발광 효율을 증진하는 연구가 활발히 진행되고 있다. 유기발광소자의 발광 효율을 증진하기 위하여 소자의 구조에 대한 구조적 연구와 발광 물질에 대한 재료적 연구 등이 진행되고 있으며, 그 중에서 발광층에 사용하는 인광 물질은 삼중항 상태의 엑시톤을 광자로 천이할 수 있는 특성이 있어서 높은 발광 효율의 유기발광소자 제작이 가능하기 때문에 많은 연구가 진행되고 있다. 그러나 인광 물질을 사용한 유기발광소자의 엑시톤 수명이 형광 물질을 사용한 유기발광소자의 엑시톤 수명보다 길기 때문에, 인광 물질을 사용한 유기발광소자에서 형성된 삼중항 엑시톤끼리 서로 충돌하여 소멸될 확률이 높아지는 문제점이 있다. 또한, 인광물질을 사용한 유기발광소자 동작시에 높은 전류 영역에서 삼중항 엑시톤 형성 양이 많아서 삼중항 엑시톤 소멸 확률이 증가하는 문제점이 있다. 본 연구에서는 고효율 유기발광소자를 제작하기 위하여 유기발광소자의 발광층으로 인광 호스트 물질에 iridium을 포함한 중금속 착화합물 계열의 녹색 인광 도펀트 물질인 tris(2-phenylpyridine) iridium(III) ($Ir(ppy)_3$)를 도핑하였다. 제작된 유기발광소자는 전류 증가에 따른 삼중항 엑시톤 충돌로 인한 발광 효율 감소를 억제하기 위하여 인광 도펀트인 $Ir(ppy)_3$와 같은 lowest unoccupied molecular orbital 준위를 가지는 4,7-diphenyl-1,10-phenanthroline 전자 수송층을 사용하였다. 전기적 및 광학적 특성 분석 결과 제작된 유기발광소자에서 삼중항 엑시톤 소멸을 최소화하여 발광 효율이 증가한 것을 확인하였다. 본 실험의 결과는 $Ir(ppy)_3$을 도핑한 녹색 인광 유기발광소자의 삼중항 엑시톤 충돌을 억제하여 유기발광소자의 발광 효율을 증진하는 메커니즘을 이해하는데 중요하다.

• 대한방사선방어학회:학술대회논문집
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• 2009.04a
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• pp.280-281
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• 2009

• 대한방사선방어학회:학술대회논문집
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• 2009.04a
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• pp.210-211
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• 2009

• 대한방사선방어학회:학술대회논문집
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• 2009.04a
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• pp.112-113
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• 2009

원전주변 환경방사능측정 시료 중 다른 시료와 다르게 저수지는 방사능축적 경향을 확인할 수 있는 가능성이 매우 높다. 본 논문에서는 문제해석의 단순화를 위해 여러 가정의 전제하에 원전주변 저수지의 삼중수소농도계산이 가능한 수치모델을 제안하고 그 결과를 통해 환경방사능 해석에 필요한 값들을 제공하는 방법을 제안하였다. 환경방사능 해석에 제공될 수 있는 값들로는 저수지의 삼중수소농도의 포화여부, 저수지 인근의 삼중수소 농도, 원전으로부터 삼중수소 방출율의 추정, 저수지에 대한 모니터링의 필요성 등이 포함된다.

• Proceedings of the Korean Vacuum Society Conference
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• 2011.02a
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• pp.414-414
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• 2011

핵융합로는 고온의 고밀도 플라즈마에 노출되므로 고 열부하 및 플라즈마 이온에 의한 물성수치를 충분히 고려한 재질로 구축하여야 한다. 특히 핵융합의 연료인 중수소, 삼중수소와 관련하여 플라즈마 대면 부품, 블랑켓, 열 교환기 등의 구축재질에 대한 수소동위원소의 누설거동 데이터 확보는 삼중수소의 취급 및 안전성과 경제성 측면에서 매우 중요하다. 현재 국내의 삼중수소 누설거동과 관련된 실험장치 개발 및 데이터는 관련 연구가 진행되는 선진국에 비해 초보적인 수준이며, 핵융합 기술의 자력개발을 위해서도 수소동위원소 관련 누설거동 데이터의 확보는 매우 중요하다. 본 연구는 삼중수소 누설거동 해석을 위한 예비 실험으로, 수소를 사용하는 누설거동 실험장치를 설계 제작하여 기초실험을 수행하였다. 시편은 스테인레스 스틸(SS-316L)을 사용하였으며, 시편의 두께를 변화시켜가며 수소에 대한 activation energy, permeability, diffusivity, solubility를 구한 후 타 연구그룹의 실험결과와 비교 하였다.

• Proceedings of the KIEE Conference
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• 2005.07c
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• pp.2063-2065
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• 2005

삼중탐침법은 세 개의 탐침으로 플라즈마의 전자온도와 밀도를 구할 수 있는 정전탐침법이다. 삼중 탐침은 빠른 시간에 플라즈마 변수를 구할 수 있다는 장점을 가지고 있다. 따라서 펄스파워로 구동하는 플라즈마나 시간에 대해 변화가 심한 플라즈마에서 주로 사용된다. 하지만 RF전원으로 구동되는 플라즈마의 경우에는 RF교란과 잡음에 의해서 측정값에 왜곡이 일어난다. 또한 바이어스 전압에 따라 측정값에 차이가 나타나게 된다. 유도 결합 플라즈마에서 RF교란을 줄였을 경우에 대한 효과를 알아보기 위해 RF보상 삼중탐침을 통하여 RF 잡음 및 교란을 줄이고, 적당한 바이어스 전위를 구했다. RF보상 삼중탐침의 부유전압을 재어 Self-bias가 줄어듦을 알 수 있었고, 전자온도와 밀도의 측정값이 단일탐침 측정값과 비슷하게 나옴을 알 수 있었다.

• Journal of the Korean Chemical Society
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• v.40 no.6
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• pp.436-444
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• 1996

The characteristics of water have been studied for 1 year by means of relationships between tritium and total dissolved solid(TDS), tritium and conductivity, tritium and chloride, and tritium and total hardness for 15 springs in the vicinity of Jeonju city of Korea. From the results of the study, the springs were divided into four characteristic groups, but the characteristics of most springwaters studied were similar to those of rainfall. Fifteen springwaters were evaluated to see if those are tasty and healthy using the Hashimoto's Mineral Balance Index. As a result, only one spring (J-4) was found as tasty and healthy.

• Journal of Korean Society for Atmospheric Environment
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• v.3 no.1
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• pp.27-33
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• 1987

The environment and biological studies of tritium have been carried out in the advanced countries since the mid 1950's. In the case of a potential tritium exposure, the usual procedure is trifium bioassay (as HTO) in human urine in order to determine the amount of tritium deposited in the body called tritium body burden. The maximum permissible body burden(MPBB) of tritium in total body is about $30{\mu}Ci/{\ell}$ for body tissue. In the bioassay, the most common investigation level for detection of tritium in urine is 1/10th of MPBB. For this bioassay project, the first priority is given to obtaining a quench correction curve. This consideration is necessary because of the variability in color of human urine specimens. Quenching effect in this case mainly is caused by the absorption of scintillation light flashes by the urine sample. By the least squares method on the statistical basis, an estimated formula for quench correction curve was determined to be Y = 0.771 + 1.836 ${\tmes}10^{-4}$X, where the efficiency(Y) was ranged from about 12% to 31% in the liquid scientillation counting. In this paper, a brief theory concerning the biological half-life of tritium and the retention formula to apply to systematically distributed tritium are described.