• Korean Journal of Materials Research
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• v.9 no.3
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• pp.251-256
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• 1999

대전력을 사용하는 제강공장의 L/F설비에서 발생되는 강자계를 효율적으로 차폐하기 위하여 L/F주위의 자기장 분포를 유한해석법을 이용한 사용해석도구인 ANSYS 5.3 3차원 자기장해석기를 통해 해석하고 그 결과를 평판형태의 차폐체에 적용시키고자 하였다. 분석결과, L1 및 L2가 각각 2.7 및 2.9m 이려 높이가 3.5m인 2중차폐체(1차측 차폐: 1mmt의 전기강판, 2차측차폐: 1mmt의 Fe-Ni alloy sheet)를 설치하는 거싱 최적의 처폐방안으로 도출되었다.

• Proceedings of the Korean Society for Noise and Vibration Engineering Conference
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• 1994.04a
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• pp.167-171
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• 1994

본 연구에서는 차폐구조 내부에 위치한 소음원의 체적이 비교적 큰 근접 음향 차폐구조로 취급하여, 구조 내부의 공간적 음장분포해석(spatial sound distribution analysis)은 하지 않고 단지 소음원의 표면과 차폐 벽면 간의 공기층에 의한 간섭 영향을 고려하면서, 차폐로 인한 음압의 상승(build up)효과를 고려하여, 직육면체의 형상을 가지는 차폐구조에 부착되는 각각의 벽면들의 음향 삽입손실(Insertion Loss, IL) 특성을 전달매트릭스 기법(Transfer Matrix Analysis, TMA)을 이용하여 해석하였으며, 이러한 벽면들에 대한 이론 해석의 결과로 제작된 벽면들의 음향차폐특성을 시험을 통해 나타내었다.

• 대한방사선방어학회:학술대회논문집
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• 2009.11a
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• pp.230-231
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• 2009

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1996.05a
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• pp.275-281
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• 1996

ENDF/B-VI 핵단면적자료를 기초로 생성된 BUGLE93$^{[1]}$ 라이브러리를 이용하여 울진 3.4호기 원자로 주변의 콘크리트 일차차폐벽에 대한 방사선차폐해석을 수행하였다. 중성자 및 감마선 수송계산은 일차원 각분할 해석코드인 ANISN-ORNL$^{[2]}$ 을 이용하였다. 또한, 기존의 영광 3.4호기 설계에 이용하였던 CASK$^{[3]}$ 라이브러리를 대체할 경우 예상되는 차폐효과의 변화를 평가하기 위하여 노심으로부터 일차차폐벽 사이의 모든 매질에 대한 중성자 및 감마선속을 계산하고. 계산결과를 비교.분석하여 제시하였다. 중성자선속에 대한 분석결과, BUGLE93을 이용한 계산결과는 원자로용기 내부에서는 CASK를 이용한 결과보다 적은, 보다 현실적인 결과를 제공하지만 일차차폐벽내에서는 CASK를 이용한 결과보다 오히려 큰 선속을 보였다. 그러나 이차감마선에 의한 분석결과는 원자로용기 내부에서의 큰 차이에도 불구하고 일차차폐벽을 통과하면서 두결과가 거의 일치하였다. 이것은 BUGLE93 라이브러리가 노심 및 철성분에 대해서는 증가된 핵단면적을 제공하지만 콘크리트 성분에 대한 핵단면적은 오히려 감소하였기 때문이다. 결론적으로. 최소 7피트 두께의 일차차폐벽 외부에서 중성자선속은 감마선속에 비하여 무시할 수 있을 정도이므로. 원자로 내부영역에서 CASK 라이브러리와는 다른 결과를 보이는 BUGLE93 라이브러리를 원자로 일차차폐벽의 방사선차폐해석에 사용할 경우 기존의 CASK 라이브러리를 이용한 해석결과와 동일한 결과를 보이는 것으로 평가되었다.

• Journal of Radiation Protection and Research
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• v.30 no.1
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• pp.39-44
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• 2005

A new developing reactor isn't fixed the structure and the materials of reactor components. To perform the shielding analysis for a reactor vessel by $R-\theta$ geometry, it takes much effort and time to modeling of source term according to the change of reactor components every time. Therefore, we developed the shielding analysis system for the reactor vessel by $R-{\theta}$ geometry, which wasn't affected by the reactor core geometry. By using the developed shielding analysis system, we performed the shielding analysis for the reactor vessel of an integral reactor which has the hexagonal geometry of nuclear fuel assemblies in reactor core. We compared the results obtained from the developed system with those obtained from MCNP analysis. Because the results of developed shielding analysis system were more conservative than those of MCNP calculation, it is useful for shielding analysis. As we had developed the new shielding analysis system for a reactor vessel by $R-{\theta}$ geometry, we reduced error of model for reactor core which was formerly designed by hand and saved the time and the effort to design source term model of reactor core.

• Journal of Satellite, Information and Communications
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• v.3 no.1
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• pp.35-40
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• 2008

In this paper, a new analytical formulation is presented for calculating shielding effectiveness (SE) of shielding enclosure including satellite electronic components and equipments. The shielding enclosure has a dielectric-backed aperture. The SE may be a function of frequency, dielectric constant, and position within the enclosure. And, the formulation has been extended for calculation of the SE of the structure where the one side of dielectric is partially backed by conductor. Our simulation results give that the dielectric material lowers the Q factor, and the further the observation point is from the aperture, the more SE increases.

• Journal of the Microelectronics and Packaging Society
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• v.2 no.2
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• pp.49-56
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• 1995

ATM 교환기에 사용되는 하이브리드 IC에 대해 냉각성능과 전자파 차폐성능을 실 험과 수치해석에 의해 분석하였다. 하이브리드 IC 상부에 전자파 차폐를 위해 부착하는 덮 게의 형상에 따라 냉각공기 유속 0.5~0.4m/sec 조건에서 냉각실험을 하였고 냉각 해석 코 드인 Flotherm으로 컴퓨터 시뮬레이션하여 비교하였다. 그리고 각 덮게의 형상에 따라 30MHz ~1GHz 대혁에 걸쳐 전자파 차폐 실험을 하엿다. 실험결과 냉각 특성의 실험과 수 치해석 결과 잘 일치하였으며 공기 유속을 1.0m/sec 이상으로 유지시키면 덮개 형상에 무관 하게 열적으로 안저하였다. 30~700MHz 영역에서는 덮게로 인한 전자파 차폐효과가 뚜렷하 였으나 700MHz 이후의 대역에서는 접지와 접속되는 리이드의 임피던스 증가로 인하여 차 폐효과가 감소하였다.

• Proceedings of the KIEE Conference
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• 2015.07a
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• pp.856-857
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• 2015

본 논문은 소형 무선충전장치 등에 충전기 기능을 비접촉(무선)방식으로 구현할 때 발생되는 차폐 재료의 전자기적 해석과 측정 결과를 비교한 것으로 전자차폐 재질의 투자율, 두께, 부하크기, 차폐층의 크기 등을 변수로 하여 전자기적 특성을 전자장해석프로그램(FLUX)을 이용하여 해석 분석하여 실험 장치를 이용하여 측정결과를 계산결과와 비교한 것으로 무선충전장치 차폐 재료 개발에 정보를 제공하는 것이다.

• Journal of Radiation Protection and Research
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• v.18 no.2
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• pp.27-35
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• 1993

A shielding analysis of the shipping cask for transporting the CANDU spent fuel bundles has been studied. Radiation source term has been calculated on spent fuel with burn-up of 7,800 MWD/MTU and 5 years cooling time by ORIGEN2 code. The shielding calculation for the cask capable of transporting 378 bundles of CANDU spent fuel has been made by use of 1-D ANISN and 2-D DOT 4.2 codes. As a result of analysis, the optimum shield thickness of cask was obtained. And it is proved that the safety in radiation shielding under normal transport and hypothetical accident conditions is confirmed to satisfy the allowable values specified in IAEA Safety Series No. 6 and the Korean Atomic Law.

• Journal of Radiation Protection and Research
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• v.10 no.2
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• pp.148-154
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• 1985

Radiation shield design for a shipping cask, KSC-1, was evaluated to verify that the cask can be used in the transportation of a spent fuel assembly discharged from KNU 5 & 6. Radiation source term of the spent fuel assembly was calculated with the computer program ORIGEN-79, QAD-CG, ANISN-KA and DOT 3.5 codes Were used in the shielding calculations and the nuclear cross section data needed was extracted from the DLC-23/CASK library. It is concluded that KSC-1 shipping cask satisfies the requirements specified in the relevant regulations under normal conditions of transport and under accident conditions in transport.