• 한국초전도ㆍ저온공학회논문지
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• 제18권3호
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• pp.25-29
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• 2016

A quench detection system of KSTAR Poloidal Field (PF) coils is inevitable for stable operation because normal zone generates overheating during quench occurrence. Recently, new voltage quench detection method, combination of Central Difference Averaging (CDA) and Mutual Inductance Compensation (MIK) for compensating mutual inductive voltage more effectively than conventional voltage detection method, has been suggested and studied. For better performance of mutual induction cancellation by adjacent coils of CDA+MIK method for KSTAR coil system, balance coefficients of CDA must be estimated and adjusted preferentially. In this paper, the balance coefficients of CDA for KSTAR PF coils were numerically estimated. The estimated result was adopted and tested by using simulation. The CDA method adopting balance coefficients effectively eliminated mutual inductive voltage, and also it is expected to improve performance of CDA+MIK method for quench detection of KSTAR PF coils.

• 한국초전도ㆍ저온공학회논문지
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• 제18권1호
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• pp.55-58
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• 2016

Quench Detection System (QDS) is essential to guarantee the stable operation of the Korea Superconducting Tokamak Advanced Research (KSTAR) Poloidal Field (PF) magnet system because the stored energy in the magnet system is very large. For the fast response, voltage-based QDS has been used. Co-wound voltage sensors and balanced bridge circuits were applied to eliminate the inductive voltages generated during the plasma operation. However, as the inductive voltages are hundreds times higher than the quench detection voltage during the pulse-current operation, Central Difference Averaging (CDA) and MIK, where I and K stand for mutual coupling indexes of different circuits, which is an active cancellation of mutually generated voltages have been suggested and studied. In this paper, the CDA and MIK technique were applied to the KSTAR magnet for PF magnet quench detection. The calculated inductive voltages from the MIK and measured voltages from the CDA circuits were compared to eliminate the inductive voltages at result signals.

• Advances in Energy Research
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• 제5권2호
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• pp.91-105
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• 2017

Thermal hydraulic (TH) analysis of nuclear power reactors is utmost important. In this way, the numerical codes that preparing TH data in reactor core are essential. In this paper, a subchannel analysis of a Russian pressurized water reactor (WWER1000) core with enhanced numerical code is carried out. For this, in fluid domain, the mass, axial and lateral momentum and energy conservation equations for desired control volume are solved, numerically. In the solid domain, the cylindrical heat transfer equation for calculation of radial temperature profile in fuel, gap and clad with finite difference and finite element solvers are considered. The dependence of material properties to fuel burnup with Calza-Bini fuel-gap model is implemented. This model is coupled with Isotope Generation and Depletion Code (ORIGEN2.1). The possibility of central hole consideration in fuel pellet is another advantage of this work. In addition, subchannel to subchannel and subchannel to rod connection data in hexagonal fuel assembly geometry could be prepared, automatically. For a demonstration of code capability, the steady state TH analysis of a the WWER1000 core is compromised with Thermal-hydraulic analysis code (COBRA-EN). By thermal hydraulic parameters averaging Fuel Assembly-to-Fuel Assembly method, the one sixth (symmetry) of the Boushehr Nuclear Power Plant (BNPP) core with regular subchannels are modeled. Comparison between the results of the work and COBRA-EN demonstrates some advantages of the presented code. Using the code the thermal modeling of the fuel rods with considering the fission gas generation would be possible. In addition, this code is compatible with neutronic codes for coupling. This method is faster and more accurate for symmetrical simulation of the core with acceptable results.

• 대한방사선치료학회지
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• 제33권
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• pp.145-153
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• 2021

목 적: 본 연구에서는 가임기 여성의 유방암 방사선 치료 시 난소 선량에 대해 실험을 통하여 평가해보고자 한다. 치료기법에 따른 치료계획시스템에서 계산된 선량과 열형광선량계를 이용한 측정선량을 비교·분석하여 난소 선량을 평가하고 납(Pb) 앞치마의 사용유무에 따른 선량 분석을 통해 임상에서의 유용성을 알아보고자 한다. 대상 및 방법: 측정에는 Rando humanoid phantom을 이용하였고, 치료기법으로는 쐐기필터치료기법, 3차원 입체조형치료, 세기변조방사선치료를 사용하였다. CT simulator를 이용하여 얻은 Rando humanoid phantom 3D 영상의 우측 유방에 처방선량의 95%가 전달될 수 있도록 치료계획을 세웠고, TLD를 Rando hunmanoid phantom의 가상 표적의 표면 및 심부에 삽입하고 방사선을 조사하였다. 측정위치는 치료 중심점과 Rando humanoid phantom의 정중앙을 중심으로 반대쪽 유방으로 2cm 이동한 지점과 치료 중심축 및 하방으로 우측 유방의 경계면에서 5cm, 10cm, 12.5cm, 15cm, 17.5cm, 20cm, 우측 난소 위치의 표면과 중심점을 포함하여 총 9개 지점에서 측정하였다. 치료계획시스템의 선량 비교에서는 쐐기필터치료기법 2가지와 3차원 입체조형치료, 세기변조방사선치료 등 총 4개의 치료 계획을 수립하여 비교하였다. 그리고 TLD를 이용한 측정값 비교는 세기변조방사선치료와 쐐기필터를 이용한 치료를 비교하였고, 납 앞치마의 사용유무에 따라서 세기변조방사선치료의 선량차이를 측정하여 비교·분석하였다. 측정값은 각 포인트마다 3개의 TLD값 평균을 내고 TLD 교정값을 이용하여 환산하였으며 이를 Point dose mean값으로 계산하였다. 치료계획값과 실제 측정값을 비교하기 위해 각 지점마다 절대선량값을 측정하여 %Diff 값으로 계산하였다. 결 과: 치료 중심점인 Point A에서는 치료계획시스템에서 최대 201.7cGy가 나왔고, 실제 TLD 측정값은 최대 200.6cGy가 나왔다. 모든 치료계획시스템에서 유방 경계면으로부터 하방으로 17.5cm 떨어진 지점인 Point G 부터는 0cGy로 계산이 되었다. 실제 TLD 측정 결과 Point G에서는 최대 2.6cGy가 나왔고, 난소선량인 Point J에서는 최대 0.9cGy로 나타났으며 %Diff값은 0.3%~1.3%였다. 납 앞치마의 사용유무에 따른 선량 차이는 최대 2.1cGy에서 최소 0.1cGy로 나타났으며 %Diff값은 0.1%~1.1%였다. 결 론: 치료계획시스템에서 3가지 치료계획에 따른 선량차이는 최저 0.85%에서 최고 2.45%로 큰 격차를 보이지 않았다. 난소에서 Rando humanoid phantom의 치료계획과 실제 측정한 선량차이는 0.9% 이내로 나타났으나 실제 측정에서 조금 더 높게 측정되었다. 이는 치료계획시스템에서 산란선의 영향을 정확하게 반영하지 못하였고, 실제 측정에서는 TLD를 삽입한 상태로 CBCT를 촬영한 선량과 산란선량이 반영된 것으로 사료된다. 납 앞치마의 유무에 따른 선량측정에서 납 앞치마를 사용했을 경우에 치료범위에서 가까운 거리일수록 차폐의 효과가 있었으며, 치료범위에서 15cm 이상 거리가 있는 경우에는 거의 영향을 미치지 않는 것으로 나타났다. 임상적으로 방사선 치료 중에는 임신이나 인공수정을 하기에는 적절하지 않지만, 치료 중 난소에 조사된 선량은 방사선 치료 후 가임기 여성의 생식 기능에 크게 영향을 주지 않을 것으로 생각된다. 하지만 가임 여성의 경우에는 지속적인 불안감을 가지고 있으므로 이번 결과를 통한 데이터를 제시함으로써 심리적인 안정을 도모할 수 있을 것으로 사료된다.