• Journal of the Korean Institute of Telematics and Electronics D
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• v.35D no.12
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• pp.59-67
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• 1998

In this paper, a rigorous three-dimensional Monte Carlo approach to simulate the sputter yield as a function of the incident ion energy and the incident angle as well as the atomic ejection distribution of the target is presented. The sputter yield of the target atom (Cu, Al) has been calculated for the different species of the incident atoms with the incident energy range of 10 eV ~ 100 KeV, which coincides with the previously reported experimental results. According to the simulation results, the calculated sputter yield tends to increase with the amount of the energy of the incident atoms. Our simulation revealed that the maximum sputter yield can be obtained for the incident atom with 10 KeV for the heavy ion, while the maximum sputter yield for the light ion is for the incident atoms with an energy less than 1 KeV. The sputter yield increases with angle of incidence and seems to have the maximum value at 68$^{\circ}$. For angular distributions of the sputtered particle, the atoms in the direction normal to the surface increase with angle of incidence. Furthermore, we has conducted the parallel computation on CRAY T3E supercomputer and built a GUI(Graphic User Interface) system running the sputter simulator.

• The Journal of the Korea Contents Association
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• v.15 no.7
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• pp.282-288
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• 2015

A monte carlo simulation about shielding material and thickness of the syringe shield for radiation shield was performed. As a result of analysis, high atomic number materials such as tungsten, lead and bismuth have the highest shielding effect. However, $^{18}F$, $^{67}Ga$ and $^{111}In$ show high energy distribution in the region with thin shielding thickness. As the thickness of shielding materials increased, the energy distribution decreased due to reduction of ${\gamma}$-ray. In the case of low atomic number materials, they, showed energy distribution from highest to lowest, were barium sulfate, steel, stainless, iron and copper. Aluminum, plastic, concrete and water showed diverse aspect. they showed relatively high energy distribution because of increased ${\gamma}$-ray that penetrate the shield.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1996.11a
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• pp.45-52
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• 1996

고리 1 호기 원자로 감시？슐에서의 고속중성자 플루언스를 계산하기 위하여 MCNP코드로 3차원 모델링을 하였다. 중성자선원은 MCNP에 의해 계산된 핵연료봉출력분포를 사용하였고 원자로심부터 원자로 압력용기 밖까지 1 MeV이상의 중성자를 수송시켰다. 감시？슐은 실제의 같은 크기로 모델링하였고 감시？슐안의 시편은 원자로 압력용기와 같은 재질의 직육면체로 가정하였다. 그리고 MCNP에 의해 감시시편내의 방사화 시료의 핵반응단면적을 계산하였다. 또한 MCNP에 의해 이론적으로 계산된 감시？슐에서 중성자 플루언스와 기존의 감시시험에서 측정된 포화방사능으로 부터 계산된 실험적 감시？슐 중성자 플루언스를 비교하였다. 이론적 ？슐플루언스와 실험적 ？슐플루언스의 비는 대체로 1.0에서 크게 벗어나지 않았으나 감시시험과 시편에 따라 크게 벗어나는 경우도 있었다. MCNP에 의한 유효반응단면적의 계산방법이 기존의 방법보다 모델링 및 계산의 불확실성을 최소화 할 수 있으므로 이번 연구에서 고려하지 못한 원자로심의 연소도를 고려한다면 매우 신뢰성이 높은 결과를 얻을 수 있다.

• Journal of the Korean Vacuum Society
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• v.3 no.1
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• pp.8-16
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• 1994

표면분석용CAICISS장치를 제작하고 He+과 Li+이온을 사용하여 장치의 특성을 조사하였다. 장치 분해능의 평가기준으로 이용할 수 있는 ΔT를 정의하고 Li+ 이온을 사용했을 경우와 비교한 결과 He+ 이온의 경우 ΔT/T=0.034, Li+ 이온의 경우 ΔT/T=0.04로서 Li+이온의 경우가 분해능이 약간 떨어짐을 알았다. 그리고 Ta, Al 표적시료에 대한 실험결과를 보정함수를 이용하여 계산값과 비교한 결과 잘 일 치함을 확인하였고 보정함수는 입사이온의 에너지와 표적원자의 질량에는 무관하고 실험조건에만 의존 함을 알았다. 또한 Si(100) 표면에 He+ 이온을 입사하여 입사각에 따른 산란강도 분포 스펙트럼으로부터 CAICISS 장치로 표면 1∼4 원자층의 Si 원자에 대한 기하학적인 배열을 확인하였다.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1998.05a
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• pp.824-829
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• 1998

미국의 개량형 원자력 발전소 개념설계단계에서 중대사고시 사고완화를 위한 전략으로 원자로 압력용기 외부냉각 개념이 제안되었다. 중대사고 진행과정에서 노심용융물이 원자로 압력용기 하부헤드로 재배치 되었을 때 압력용기 외벽을 냉각함으로서 노심용융물을 압력용기 내부에 가두어 두어 격납건물 내로의 유출을 방지하는 방식이다. 이 연구에서는 원자로 압력용기 하부헤드 내의 노심용융물 거동중 자연 순환에 의한 거동을 수치적으로 모의하여 보았다. 연구결과, 정상상태의 온도 및 속도분포는 현상학적으로 적절하게 모의되나 고화와 액화의 경우에는 고유모델의 필요성이 요구되었다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• v.27 no.2
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• pp.248-259
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• 1995

고리 3호기 원자로를 대상으로 압력용기에서의 고속중성자 집적량을 계산하였다. 수송계산에는 2차원 각분할 수송코드인 DOT 4.3을 사용하였고 핵단면적 라이브러리는 ENDF /B-II와 ENDF /B-III를 근거로 한 CASK와 ENDF /B-IV를 근거로 한 BUGLE80, 고리고 ENDF /B-Ⅵ를 근거로 한BUGLE93 등이다. 사용한 핵단면적에 따른 압력용기에서의 고속중성자속 분포를 살펴보고 최근에 배포된 BUGLE93 라이브러리의 Dosimeter File을 사용하여 1, 2차 감시시험에서 측정된 중성자 측정시료의 방사능으로부터 계산된 고속중성자속 측정치를 계산된 고속중성자속과 비교하였다. 이 비교를 통하여 압력용기에서의 고속중성자속과 수명기간동안의 고속중성자 집적량을 평가하였다.

• Proceedings of the Korean Society of Soil and Groundwater Environment Conference
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• 2003.04a
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• pp.82-85
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• 2003

강원도 춘천시 신북읍 유포리 연구지역의 지하수의 NO$_3$-N 2차원 공간 분포를 정의하기 위하여 지구통계학적 해석 방법인 sequential Gaussian simulation(SGS)을 이용하였다. 원자료의 공간적 clustering을 제거하기 위하여 cell declustering을 수행한 후 normal score 변환을 거친 후 variogram 분석과 모델링을 수행하였다. Exponential, gaussian, spherical variogram model에 대한 각각의 nugget, range, sill을 정의하여 SGS에 이용하였다. SGS에 의해 도출된 결과들은 모두 동일한 결과를 나타낸다. 또한 관측 자료의 분포와 주 오염원의 분포와 상응하는 모델링 결과를 나타내는 것으로 보아 SGS를 이용한 농촌지역 지하수내 NO$_3$-N의 공간적 오염 분포 영상화가 매우 유용하게 활용될 수 있을 것으로 판단된다.

• Proceedings of the Korean Environmental Sciences Society Conference
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• 1997.04a
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• pp.9-10
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• 1997

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1997.05a
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• pp.119-124
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• 1997

원자로 압력용기의 수명연장을 위해 중성자속 조사량을 감소시키려면 여러 가지 방법이 있고, 각 방법의 효율성을 비교 검토하기 위해서는 새로운 노심 해석 방법이 필요하였다. 본 연구에서는 고리 원자력 1 호기 반사체영역에 Radial Reflector를 삽입한 경우에 대해 노달코드를 이용하여 압력용기 표면의 중성자속 분포를 계산하는 방법론을 개발하고, Radial Reflector 설치의 효과를 검토하였다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• v.25 no.2
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• pp.292-299
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• 1993

원자로 노심내 핵 연료봉의 정확한 온도 분포를 구하기 위해서는 핵 연료봉 주위의 난류 유동장에 대한 해석이 필요하다. 난류 유동장의 특성을 파악하기 위해 실험적 연구와 해석적 방법에 의한 연구가 함께 수행되고 있다. 본 기고문은 현재까지 보고된 난류 유동장의 특성을 알아보고 해석적 방법의 연구 동향과 문제점을 분석하여 이 분야에 대한 연구 활동에 도움이 되고자 한다.