• 한국방사선학회논문지
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• 제11권7호
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• pp.547-553
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• 2017

현재 의료분야에서는 방사선 차폐체로서 납(Pb)이 널리 쓰이고 있다. 하지만 납은 무게가 매우 무거워 납치마 등의 방호복은 장시간 착용이 어려우며, 인체에 치명적인 납 중독의 위험이 상시 가지고 있다는 문제점을 가지고 있다. 이러한 문제점을 해결하고자 납을 대체 할 수 있는 물질에 대한 많은 연구가 진행되고 있다. 현재 납의 대체물질로써 대표적인 바륨(Ba)과 요오드(I) 등은 우수한 차폐능을 가지고 있지만, 30keV 근처의 에너지 영역에서 특성 X선을 방출하는 특성을 가지고 있다. 환자나 방사선 종사자의 경우 차폐체를 인체에 접촉하고 있는 경우가 많으므로 차폐체에서 발생되는 특성 X선이 인체에 직접 조사되어 방사선 피폭을 증가시킬 위험이 매우 높다. 본 연구에서는 바륨(Ba)과 요오드(I)등에서 발생되는 특성 X선을 제거하기에 적절한 이중구조 차폐체를 방사선 수송코드 중 하나인 FLUKA 수송코드를 개발하여 선행연구로서 진행된 MCNPX 시뮬레이션과 비교 분석하여 이중구조 차폐체의 차폐율에 대한 신뢰성을 검증하고자 하였다. MCNPX와 FLUKA를 이용하여 황산바륨($BaSO_4$)과 산화비스무스($Bi_2O_3$)로 이루어진 다양한 두께조합의 이중구조 차폐체를 설계하였으며, IEC61331-1에 제시된 모식도를 기하학적으로 동일하게 시뮬레이션 상에 구현하였다. 또한, 120 kVp의 연속 X선 스펙트럼에 대한 차폐체의 투과스펙트럼과 흡수선량을 납과 비교 평가하였다. 평가결과, $0.3mm-BaSO_4/0.3mm-Bi_2O_3$ 와 $0.1mm-BaSO_4/0.5mm-Bi_2O_3$ 구조에서는 33 keV와 37 keV의 특성 X선을 모두 흡수하였으며, 90 keV 이상의 고에너지 X선에 대해서도 납과 거의 유사한 차폐효율을 보였다. 또한, FLUKA의 수송코드는 33 keV 이하에서는 cut-off 가 발생하여 저에너지 X선 광자에 대한 전산모사에 제약이 있지만, 40 keV 이상의 고에너지 영역에서 MCNPX와의 상대오차가 6 % 이내로 신뢰성이 매우 우수하다는 것을 확인할 수 있었다.

• 자원환경지질
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• 제50권4호
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• pp.303-311
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• 2017

본 연구에서는 국내 $CO_2$ 지중저장 후보지인 장기분지에서 덮개암층으로 대표되는 이암과 응회암 코아에 대하여, 초임계이산화탄소(supercritical $CO_2$; $scCO_2$) 초기 주입압력을 측정하고 90일 동안 지화학 반응 실험 결과에 근거하여 두 암석의 $scCO_2$ 차폐능(sealing capacity)을 평가하였다. 장기분지 $CO_2$ 주입 예정부지 주변에서 수행한 대심도시추코아 중 깊이 800 m 이상 되는 이암과 응회암 코아를 대상으로 $scCO_2$ 초기 주입압력을 측정하였다. 스테인레스 강철로 제작한 고압셀(100 mL 용량)을 이용하여 지중저장 조건(100 bar, $50^{\circ}C$)에서 $scCO_2$-지하수-암석 반응을 실시하여 반응 전/후 광물 변화를 관찰하여 덮개암의 지화학적 안정성을 평가하였다. 덮개암에 대한 초기 $scCO_2$ 주입압력을 측정하기 위하여 원통형 스테인레스강철 고압셀 내부에 암석 코아를 고정시키고, 코아 상부와 하부의 압력 차이(100 - 300 bar)를 이용하여 증류수로 포화시킨 후, 고압셀 외부에 부착된 압력계를 이용하여 코아 내에 포화된 공극수압을 100 bar로 유지시켰다. 지중저장 현장에서 덮개암 내부로 $scCO_2$가 이동하는 경계조건을 모사하기 위하여 고압셀 출구를 $scCO_2$와 증류수로 채워진 대형 고압탱크(5 L 용량; 100 bar, $50^{\circ}C$ 유지)에 연결시켜, 고압셀에 고정된 암석 코아 공극 내로 침투하는 경우 지중저장 조건 하에서 일정량의 $scCO_2$가 코아를 통과할 수 있도록 하였다. 셀 입구에서는 코아의 공극수압인 100 bar보다 높게 유지시켜 $scCO_2$를 주입하되, 주입이 지속적으로 진행되기 시작하는 최소 주입압력($100bar+{\Delta}p$)을 암석에 대한 주입압력으로 측정하였다. 90일 반응 후 응회암과 이암의 큰 광물학적 변화는 없는 것으로 나타나 두 암석 모두 $scCO_2$ 주입 시 지화학적으로 안정한 것으로 나타났다. 응회암의 경우 공극수압과 $scCO_2$ 주입압력 차이(${\Delta}p$)가 15 bar에서 $scCO_2$의 내부 침투가 시작되어 20 bar 이후부터는 지속적인 $scCO_2$ 주입이 이루어졌다. 이암의 경우에는 ${\Delta}p$를 150 bar까지 증가시켜도 $scCO_2$가 주입되지 않아 응회암보다 $scCO_2$ 차폐효과가 약 10 배 높은 것으로 나타나, 장기분지에 $CO_2$ 주입 시 응회암보다는 이암층이 덮개암 역할을 할 것으로 판단되었다.

• 대한방사선기술학회지:방사선기술과학
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• 제26권3호
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• pp.51-57
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• 2003

자체 개발한 수소화금속을 이용하여 고속 중성자 방사선을 효율적으로 차폐할 수 있다면 방사선 안전신기술 개발과 확립에 큰 기여를 할 것으로 생각되어 본 연구를 시행하였다. 여러 수소화 안정 금속들을 대상으로 핵적 특성, 단위 부피당 수소원자함유 수 등의 예비평가를 통하여 수소화금속($ZrH_2,\;TiH_2$) 등과 낮은 중성자 흡수 단면적과 높은 에너지 감쇄능력을 고려하여 중수소화 금속($ZrD_2,\;TiD_2$) 등을 추가하여 개발하였다. MCNP 코드를 이용하여 각각의 흡수율과 에너지 감소율을 평가하였다. 전산 모사 계산과 실험과의 비교평가를 위해 실험과 동일한 조건의 모사를 수행하였는데, 즉 중성자 선원은 Cf-252(10 mCi)을 사용하였으며 각 수소화금속의 0, 1, 3, 5 cm 두께를 통과한 중성자속의 강도와 에너지별 분포변화를 계산하였다. 코드 계산을 통해 평가된 $TiH_2/TiD_2,\;ZrH_2,/ZrD_2$ 등의 수소화금속에 대한 중성자 감소율은 각 수소화금속 두께의 증가에 따라 중성자 감소율이 지수적으로 증가함을 보였다. 또한 이 때 중수소 함유 금속, $ZrD_2$과 $TiD_2$는 중성자 흡수에 있어 $ZrH_2$와 $TiH_2$의 각각 보다 적게 나타냈다. 본 연구를 통하여 개발된 수소화금속의 중성자 방사선 차폐에 관한 결과는 과학 기술적으로 많은 인용과 아울러 학술적 연구뿐만 아니라 실제 실용화를 위한 연구의 기초자료로 충분한 활용이 있을 것으로 기대한다.

• 분석과학
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• 제13권4호
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• pp.474-483
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• 2000

사용후핵연료에 함유되어 있는 핵분열생성물을 분석하기 위하여 여러 원소를 동시에 분석할 수 있고, 분석감도가 커서 시료의 방사능과 폐기물의 양을 감소시킬 수 있는 유도 결합 플라스마 원자방출분광기/차폐 시스템을 구성하였다. 방사성 물질이 직접 접촉되는 플라스마 들뜸원과 시료용액 도입부를 스테인리스 스틸 재질의 글로브박스 내부에 설치하였으며, 고주파 들뜸전원, 분광기, 검출기 그리고 전기, 전자 및 아르곤 가스 공급 제어장치는 외부에 설치하였다. 분석능과 방사선 안전의 관점에서 시스템의 특성을 검증하였으며, 사용후핵연료 용해용액과 원자력발전소의 일차냉각수를 대상으로 핵분열생성물과 방사성 부식생성물 분석에 대한 적용성을 평가한 결과 $0.01-0.1mgL^{-1}$ 농도범위에서 상대표준편차는 5% 이하였다.

• 한국항공우주학회지
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• 제46권9호
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• pp.782-789
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• 2018

한국형 기동헬기(KUH)의 다기능시현기(MFD)는 항공기 운용 중 임무컴퓨터(MC)로부터 영상정보(항법, 비행, 생존, 지형 및 정비 관련 정보)를 입력받아 시현한다. 체계개발 단계에서 식별된 MFD 이상시현(화면 깜박임 현상 등)은 항공기 초도양산 과정에서 DVI 케이블 차폐 성능 개선과 DVI 케이블 장착 경로 변경을 통하여 해소하였다. 항공기 납품 후 1~2년 정도 경과하였을 때 MFD 이상시현이 다시 발생하였고, 파생형헬기 시험평가 과정에서도 식별되었다. 이러한 MFD 이상시현의 해결을 위하여 항공기 체계 단위의 종합 검토를 수행하였고, DVI 케이블의 개선을 통한 설계 개선방안을 도출하였다. 본 논문에서는 MFD 이상시현의 발생원인을 분석하였고, 설계 개선방안 검토과정을 정리하였다. 그리고 설계 개선사항에 대한 타당성을 DVI 케이블 조립체 비교시험, SIL/지상/비행시험 결과를 바탕으로 입증하였다.

• 한국정보처리학회:학술대회논문집
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• 한국정보처리학회 2014년도 춘계학술발표대회
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• pp.811-814
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• 2014

일본 후쿠시마 제일 원자력발전소의 대지진/쓰나미에 이은 원자로 건물 수소폭발 사고의 수습 과정에서 사용후 핵연료 저장조에 보관되어 있는 핵연료의 안전문제가 대두되었다. 사용후 핵연료의 잔열 성분을 냉각시키고, 그리고 사용후 핵연료가 방출하는 고선량 방사선을 차폐시키기 위해서 일정 깊이 이상의 수조에 사용후 핵연료를 저장한다. 사용후 핵연료 저장조에 냉각수 공급이 중단되면, 사용후 핵연료의 고유 잔열에 의해 수조의 물이 증발하여 수위가 감소하게 된다. 계속해서 냉각수 공급이 되지 않으면, 사용후 핵연료의 잔열은 증가하게 되고, 수조의 물은 비등하여 증발은 가속화 된다. 사용후 핵연료 저장조의 수위가 고갈되면 고선량의 감마선이 방출된다. 수조의 수위가 정상적일 경우 사용후 핵연료 저장조의 공기중 감마선 선량율은 0.15mSv/h 이다. 수조의 수위가 사용후 핵연료 상부 꼭대기를 기준으로 2m, 1m, 및 0m (핵연료 노출) 로 감소하게 되면, 사용후 핵연료 저장조의 공기중 감마선 선량율은 500mSv/h, 50Sv/h, 및 5kSv/h 로, 급격히 증가한다. 본 논문에서는 사용후 핵연료 저장조 감시카메라의 관측 성능을 평가하기 위해, 고성능 칼라 CCD 카메라에 대해서 1 kGy/h 의 고선량율로 감마선 조사실험을 수행하였다. 이에 대한 실험결과를 기술한다.

• 한국재료학회:학술대회논문집
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• 한국재료학회 2009년도 춘계학술발표대회
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• pp.49.1-49.1
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• 2009

최근 손상된 생체조직의 재생 또는 대체를 위하여 다공성의 지지체(scaffold)를 이용하는 연구가 활발히 이루어져 왔다. 지지체 재료는 조직 재생을 목적으로 하는 경우에는 생분해성 고분자, 생흡수성 세라믹스 또는 이들의 복합재료가 사용되고, 조직 대체를 목적으로 하는 경우에는 금속 또는 세라믹스 재료가 단독으로 사용된다. 현재 경조직 대체를 위한 임플란트 재료로 사용되고 있는 금속재료 중 대부분이 타이타늄 또는 타이타늄 합금이다. 타이타늄은 비강도, 내식성이 우수하며, 생체 내 환경에서 부동태피막 재생 속도가 빠르고, 섬유상 결체조직 형성 두께가 얇아 생체의료용 소재로서 각광을 받고 있다. 다공성 타이타늄은 기존 타이타늄 소재의 장점에 다공체의 구조적인 특성을 부가하여 하중을 받는 골 결손부에 사용될 경우 뼈와의 탄성계수 차이에서 기인하는 응력차폐(stress shielding) 효과를 최소화할 수 있고, 다공체 내부로 골조직 성장을 유도할 수 있어 지지체와 골조직이 일체화되는 골융합 효과의 극대화를 기대할 수 있다. 본 연구에서는 기공 구조를 다양하게 제어할 수 있고, 3차원적 연결 기공구조를 만들 수 있는 적층조형(layer manufacturing) 기술을 이용하여 3차원 다공성 타이타늄 지지체를 제조하였으며, 이에 대한 세포독성, 조골세포 증식능 등 in vitro 생체적합성을 평가하고, Rat model 을 이용한 in vivo 생체적합성을 평가하였다. 또한 지지체의 골조직 재생 유도성의 증대를 위한 생체활성처리 영향도 분석 평가하였다.

• Journal of Radiation Protection and Research
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• 제15권1호
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• pp.9-13
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• 1990

1959년 한국원자력연구소가 창립됨과 동시에 &Health Physics&, 즉 보건물리라고 하는 명칭과 조직이 탄생되어, 방사선안전관리의 실무와 보건물리의 연구가 시작되었다. 최초 10년간은 선진제국의 보건물리분야의 연구와 기술을 추적하여 우리나라의 방사선안전관리 기술의 기초를 다지는 시기로서 개인방사선모니터링기술, 환경방사선(능) 모니터링기술 및 방사선방어용계측기기의 교정기술 개발에 중점을 두고 연구개발이 추진되었으며, TRIGA Mark-II 연구용원자로의 가동에 따라 원자로 생체차폐체의 건전성 검증에 관한 유익한 방사선량 측정자료도 얻게 되었다. 즉 이 기간은 방사선안전관리의 체제정비 및 기초기술 확립에 노력한 기간이었다. 1970년대는 원자력 연구개발에 대한 기본방향과 정책의 변경등으로 보건물리 연구조직은 방사선안전관리, 환경연구 그리고 방사화학분야로 분산되었으며, 그로인하여 연구개발활동은 거의 정체되어 겨우 방사선안전관리 실무만이 그 명맥을 유지하였다. 그 결과 우리나라 방사선안전관리 및 그와 관련된 연구개발의 기반이 흔들리게 되었으나, 그러한 환경하에서도 방사선량측정평가기술, 방사선차폐설계기술 및 원자로사고시 피폭선량평가기술의 선진화에 필요한 지식을 얻었으며, 방사선 안전관리에 유익한 실무경험도 축적하게 되었다. 1980년대는 통합된 원자력 연구개발체제의 구축으로 방사선작업종사자 및 일반공중의 피폭저감화 기술개발에 필요한 각종 최신기술을 도입하였고, 관리업무에 있어서도 측정의 정확도와 신뢰성향상 및 새로운 관리기술의 개발에 많은 노력을 한 결과, 유익한성과를 얻게된 기간이다. 특히, 이 기간은 방사선안전관리기술의 선진화를 위한 지식이 축적되어 90년대의 방사선안전관리기술자립화를 위한 전환기로서, 이와같이 축적된 기술은 원자력의 평화적 이용에 크게 기여할 것으로 기대된다.서 dithiothreitol를 투여한 군에서는 우라늄단독투여군에 비해 cretinine의 배설이 상당히 증가하였다(P<0.05). 6. 우라늄오염에 의한 신장의 소견에 있어 우라늄단독투여군은 근위곡세뇨관상피의 공포화 및 종창, microvilli와 brush border의 손실, 세뇨관 상피의 괴사가 관찰되었으며, 간장의 충혈, 중심성 괴사 및 모세관 확장증도 관찰되었다. 그리고 sodium bicarbonate와 생리적 식염수를 병행투여한 군과 우라늄을 투여하고 30분이 지나서 dithiothreitol를 투여한 군에서는 우라늄 단독투여군에 비해 높은 방호효과가 관찰되었으나 다른 실험군에서는 큰 효과가 없는 것으로 나타났다. 결론적으로 우라늄의 체내오염시에는 sodium bicarbonate와 생리적 식염수를 가능한 빨리 병행투여하거나 dithiothreitol을 체내오염후 30분이 지나서 투여하는 방법이 우라늄오염에 대한 제염에 매우 유효할 것으로 생각되며, 특히 우라늄에 의한 인체장해를 유의하게 경감시켜줄 것으로 사료되었다.내의 어떤 부위와도 관계가 되는 것으로 간주되는데 이것이 $(^3H)$ QNB가 $(^3H)$ NMS보다 높은 최대 결합능력 $(B_{max})$을 나타낼 이유이다. (b) 두 종류의 다른 제제에서 우리는 같은 양상의 결과를 관찰하었기에 결점이 많은 homogenates 제제보다는 intact cell aggregates 제제를 수용체 연구에 대한 새로운 실험모형(experiment model)으로 사용할 수 있는 가능성을 제시하고자 한다.$가 38.8%로 가장 많고, 그 다음이 ${\ulcorner}$l9세(歲)이후${\lrcorner}$가 25.2%로서 전체

• 한국방사선학회논문지
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• 제12권7호
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• pp.895-908
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• 2018

의료방사선의 관리에서 가장 중요한 사항은 진료의 적정성을 확보하면서 방사선위해를 최소화하는 것이다. 국제원자력기구는 진단방사선 분야의 선량 감소 방법에 대한 지침서를 만들어 환자피폭선량을 측정하여 각 국가에 사용하도록 권고하고 있다. 또한 국내에서도 우리나라의 실정에 맞게 각 촬영마다 환자 피폭 선량값을 연구하여 진단참고준위를 제시하였다.환자가 질병 때문에 방사선 진료를 받는 것은 방사선 때문에 일어날 수 있는 위해보다 그것으로 얻어지는 이익이 크기 때문이다. 병실 이동검사와 같이 자신의 질병과 무관하게 방사선에 노출되는 환자 및 보호자들의 피폭을 줄이기 위해서는 환자, 방사선사, 의사 및 의료기관의 노력이 가장 중요하다.이에 본 연구에서는 개선방안의 일환으로 MG로 병실의 이동 검사에 대한 문제점을 제시하고 이 문제점을 근거로 하여 산란선으로 예상되는 공간선량률을 분석하였다. MG에 자체 개발한 방어벽을 설치하여 방어벽 설치 전후의 공간선량률을 측정하여 그 감소율을 분석하였다. 최종적으로 이 자료들을 종합하여 MG에 방어벽을 부착하여 방사선사의 병실이동에 대한 부담감의 최소화, 병실 이동검사로 인한 방사선사, 환자 및 보호자를 방사선 노출로부터 보호하고, 검사로 인한 주위 환자 및 보호자의 불편을 최소화하는데 의의가 있다. 이와 같은 개선안에 대해 보다 효율적인 시행을 위하여 MG에 대한 새로운 법 제도가 마련되면, 향후 예상되는 비용, 인력, 고객만족도 및 더욱 더 안정적인 피폭감소방안이 정착될 것이라 사료된다.

• Journal of Radiation Protection and Research
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• 제30권2호
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• pp.55-60
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• 2005

SMART 연구로의 노외계측기 설계를 위하여 고온 전출력 조건과 중성자 계수율이 최소가 되는 조건에 대해서 중성자속 분포 평가를 수행하였다. 고온 전출력 조건에서 IST 영역의 에너지 구간별 중성자속 분포 계산은 DORT와 MCNP코드를 이용하였으며, 계산 결과 IST 내의 첫 번째 물 영역에서 최대의 열중성자속을 보였고 두 코드 결과는 대략 10% 이내에서 일치하는 것으로 나타났다. 그리고 중성자 계수율이 최소가 되는 조건에서 노외계측기 설치 영역에서의 중성자속을 계산한 결과, 선원의 세기가 $1.0{\times}10^8(n/sec)$이라고 가정한 경우 최대 열중성자속의 크기는 $6.99{\times}10^{-2}(n/cm^2-sec)$로 전체 중성자속의 80% 이상을 차지하는 것으로 나타났는데 이는 IST 철 구조물을 통과한 속중성자가 감속능이 큰 물 영역에서 에너지를 잃고 열중성자로 변하였기 때문이다. 그러므로 노외계측기 설계시 계측기를 둘러싸는 계측기 안내관 충전물질, 설치위치 그리고 각 계측기 Segment들의 길이 등을 최적화하여 중성자 계수율을 증가시키는 방안을 모색할 필요가 있겠으며, 이러한 중성자속 평가 결과는 노외계측기가 IST 영역에 설치될 경우 노외계측기 선속 요건으로 이용될 수 있다.