• 한국진공학회지
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• 제15권6호
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• pp.612-618
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• 2006

PTFE(polytetrafluoroethylene) 표면에 저에너지 이온빔을 조사함으로써 그의 물성을 개질하여 금속과의 접착력을 향상시켰다. 이온 조사로 인한 표면 형상 변화를 최소화하기 위하여 수소 이온을 사용하였다. 이온빔을 발생시키기 위하여 냉음극관 이온소스를 사용하였으며 사용된 이온빔의 종류는 수소 이온이고 이와 비교하기 위하여 아르곤 이온도 사용하였다. 다양한 이온 조사량에서 실험을 행하였으며 표면 처리 효과를 촉진시키기 위하여 산소 분위기 가스를 사용하였다. 처리된 PTFE와 처리하지 PTFE는 물과의 접촉각 (water contact angle) 측정, SEM 표면 이미지 관찰 등으로 평가하였고, 표면 물성 및 금속 박막과의 접착력을 알아보기 위하여 구리 박막을 증착한 후 반사율 측정 및 접착력 테스트를 수행하였다. 고분자 표면 처리에 많이 사용되는 산소 분위기 가스를 넣어주면 서 아르곤 이온빔 조사를 수행한 경우는 $1\times10^{16}\;ions/cm^2$부터 금속과의 접착력이 확보되었으나 SEM표면 관찰 결과 그의 표면이 침상 형상으로 변함을 알 수 있었다. 수소 이온으로 PTFE표면 개질을 수행하면 표면 형상은 변하지 않았으나 접착력 또한 증가하지 않았다. 그러나 수소 이온 조사시 산소 분위기 가스를 사용하면 $5\times10^{16}\;ions/cm^2$ 부터 접착력이 향상되었으며 표면도 침상형상으로 변하지 않았다. PTFE 표면 위에 구리 박막 증착 후 반사도 측정함으로써 수소 이온과 산소 분위기 가스를 사용한 경우가 표면 물성이 아르곤 이온을 사용하였을 때 보다 더 우수함을 확인하였다. 다양한 산소 유량에서 수소 이온을 조사한 결과 표면 형상 및 접착력은 산소 유량에 많이 의존함을 확인하였고 따라서 적당한 산소 분위기 가스 유량에서 수소 이온을 PTFE 표면에 조사한다면 금속과의 높은 접착력 및 우수한 표면 물성을 얻을 수 있음을 알 수 있었다.

• 한국의학물리학회지:의학물리
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• 제11권2호
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• pp.147-155
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• 2000

Patient dose verification is one of the most important parts in quality assurance of the treatment delivery for radiation therapy. The dose distributions may be meaningfully improved by modulating two dimensional intensity profile of the individual high energy radiation beams In this study, a new method is presented for the pre-treatment dosimetric verification of these two dimensional distributions of beam intensity by means of a charge coupled device video camera-based fluoroscopic device (henceforth called as CCD-VCFD) as a radiation detecter with a custom-made software for dose calculation from fluorescence signals. This system of dosimeter (CCD-VCFD) could reproduce three dimensional (3D) relative dose distribution from the digitized fluoroscopic signals for small (1.0$\times$1.0 cm$^2$ square, ø 1.0 cm circular ) and large (30$\times$30cm$^2$) field sizes used in intensity modulated radiation therapy (IMRT). For the small beam sizes of photon and electron, the calculations are performed In absolute beam fluence profiles which are usually used for calculation of the patient dose distribution. The good linearity with respect to the absorbed dose, independence of dose rate, and three dimensional profiles of small beams using the CCD-VCFD were demonstrated by relative measurements in high energy Photon (15 MV) and electron (9 MeV) beams. These measurements of beam profiles with CCD-VCFD show good agreement with those with other dosimeters such as utramicro-cylindrical (UC) ionization chamber and radiographic film. The study of the radiation dosimetric technique using CCD-VCFD may provide a fast and accurate pre-treatment verification tool for the small beam used in stereotactic radiosurgery (SRS) and can be used for verification of dose distribution from dynamic multi-leaf collimation system (DMLC).

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제52권2호
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• pp.344-351
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• 2020

AgInCd alloy is widely used as neutron absorber in nuclear reactors. However, the AgInCd control rods may fail during service due to the irradiation swelling. In the present study, a calculational method is proposed to calculate the composition change of the AgInCd absorber. Calculated results show that neutron fluence has significant impact on the chemical compositions. Ag and In contents gradually decrease while Cd and Sn conversely increases from the center to the rim of AgInCd absorber due to the depression of neutron flux. The composition change at the surface is higher almost two times than that at the center. Based on the calculated compositions, six simulated AgInCdSn alloys were prepared and examined. With the increase of Cd and Sn, the simulated AgInCdSn alloys transform from a single fcc phase into the mixed fcc and hcp phases, and finally into the single hcp phase. The atomic volume of the hcp phase is obviously larger than the fcc phase. The fcc-hcp transformation results in considerable volume swelling of the AgInCd absorber. Moreover, the lattice parameters of the fcc and hcp phases gradually increase with Cd and Sn contents, which also can induce small volume swelling.

• 대한기계학회논문집A
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• 제26권1호
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• pp.188-195
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• 2002

To investigate the degradation of mechanical properties induced mainly by neutron irradiation, the tensile tests were conducted from room temperature to 300\\`c using the irradiated and the unirradiated Zr-2.5Nb pressure tube materials. The irradiated longitudinal and transverse specimens were collected from the coolant inlet, middle, and outlet parts of M-11 tube which had been operated in Wolsung CANDU Unit-1 and exposed to different operating temperatures and irradiation fluences. The different tensile behavior was characterized not by the fluences of irradiation but by the tensile loading direction. The transverse specimen showed the higher strength and lower elongation than those of the longitudinal one. It was believed that these phenomena resulted from the microstructure anisotropy caused by the extrusion process. The increased strength hardening and decreased elongation embrittlement of the irradiated material were compard to those of the unirradiated one. While the tensile strength of the inlet was higher than that of the outlet, the elongation of the inlet was lower than that of outlet. Considering the operation condition, it was proposed that the operating temperature could be a more effective parameter than the irradiation fluence for long-time life. Through the TEM observation, it was found that while the a-type dislocation density was increased, the c-type dislocation was not changed in the irradiated. The fact that the higher dislocation density was sequentially distributed over the inlet, the middle, and the outlet parts was consistent with the distribution of the tensile strength.

• 대한전기학회논문지:전기물성ㆍ응용부문C
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• 제51권7호
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• pp.298-304
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• 2002

Transmuted impurity atoms formed in neutron-irradiated ZnO thin films were theoretically identified first and then experimentally confirmed by photoluminescence (PL). ZnO thin films grown by plasma-assisted molecular beam epitaxy were irradiated by neutron beam at room temperature. The ZnO films consist of eight constituent (Zn and O) isotropes, of which four are transmutable by neutron-irradiation; $^{64}$ , $^{68}$ Zn, $^{70}$ Zn and $^{18}$ O were expected to transmute into $^{65}$ Cu, $^{69}$ Ga, $^{71}$ Ga, and $^{19}$ F, respectively. The concentrations of these transmuted atoms were estimated in this study by considering natural abundance, neutron fluence and neutron cross section. The neutron-irradiated ZnO thin films were characterized by PL. In the PL spectra of the ZnO thin films, the Cu-related PL peaks were seen, but the Ga- or F-associated PL peaks were absent. This observation confirmed the existence of $^{65}$ Cu in the ZnO, but it could not do the formation of the other two. In this paper, the emission mechanism of Cu impurities is described and the reason for the absence of the Ga- or F-associated PL peaks is discussed as well.

• 한국재료학회지
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• 제8권11호
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• pp.1020-1025
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• 1998

Mn-Mo-Ni 저합금강의 중성자 조사에 따른 기계적(미세경도, 인장, 샤피충격시험) 및 자기적(포화자화, 보자력, 잔류자화, Barkhausen Noise(BN)진폭, BN에너지) 성질 변화를 측정하여 이들의 상관관계를 고찰하였다. 기계적 성질시험 결과, 중성자 조사로 인하여 항복강도, 인장강도, 미세경도 및 천이온도($T_{41J}$)는 증가하였고 최대흡수에너지(USE)는 감소하였으며, 인장 시험의 경우 용접금속에서는 모재와 비교했을 때 큰 변화가 없었다. 자기적 성질을 측정한 결과, 잔류자화, BN진폭, BN에너지는 감소하였고 보자력은 급격히 증가하는 것으로 나타났다. 기계적.자기적 성질변화의 상관관계에서 자기적성질인 보자력 증가에 따라 천이온도, 항복강도, 경도는 증가하고 USE는 감소하였고, BN진폭의 경우는 보자력과 반대의 경향을 보였다. 본 실험에서 중성자조사로 인한 기계적.자기적 성질변화가 일관성 있는 상관관계가 있음을 확인하였고, 이들의 변화를 통해 조사손상을 평가하는 데 이용 가능하다.

• Radiation Oncology Journal
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• 제19권1호
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• pp.66-73
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• 2001

목적 : 붕소-중성자 포획치료법(Boron Neutron Capture Therapy, BNCT)을 위해 원자력병원 싸이클로트론에서 발생되는 최대에너지 34.4 MeV의 속중성자(Fast neutron)를 70 cm 파라핀으로 감속시킨 후 선량 특성을 조사하였다. 그 결과를 토대로 열외중성자(Epithermal neutron) 선량 측정법에 대한 프로토콜을 확립하여 원자로에서 방출되는 열외 중성자 선량 특성 평가의 기초를 삼고, 가속기를 이용한 BNCT 연구에 대한 타당성 여부를 조사하고자 한다. 대상 및 방법 : 공기 중 선량 및 물질 내 선량 분포 측정을 위해 Unidos 10005 (PTW, Germany) 전기계와 조직 등가 물질인 A-150 플라스틱으로 제작된 IC-17 (Far West, USA) 및 IC-18, ElC-1 이온함을 사용하였고, 감마선의 측정을 위해서는 마그네슘으로 제작된 IC-l7M 이온함을 이용하였으며 조직등가 기체와 아르곤 기체를 분당 5cc 씩 주입하며 측정하였다. 중성자, 광자, 전자가 혼합된 장의 모의 수송 해석을 위해 이용되는 Monte Carlo N-Particle (MCNP) transport code를 사용하여 2차원적 선량 분포 및 에너지 분포를 계산하였으며 이 결과를 측정값과 비교하였다. 결과 : BNCT에서의 유효 치료 깊이인 물 팬텀 4 cm에서의 선량은 치료기 1 MU 당 $6.47\times10^{-3}\;cGy$로 미세하였으며, 이때 감마 오염도(contamination)는 $65.2{\pm}0.9\%$로 중성자보다는 감마선에 의한 선량 기여분이 우세하였다. 깊이에 따른 선량 분포 특성에서는 중성자 선량은 선형적으로 감쇠 되었고, 감마선량은 지수적으로 보다 급격히 감쇠되는 경향을 보였으며 전체 선량의 $D_{20}/D_{10}$은 0.718 이었다. MCNP에 의한 에너지 분포 전산 계산의 결과 2.87 MeV 이하에서 중성자 피크가 나타났으며, 저에너지 영역에서는 감마선이 연속적으로 분포되는 양상을 보였다. 결론 : 벽 물질이 서로 다른 두 개의 이온함을 사용한 직접 선량 측정과 MCNP 전산 시뮬레이션을 이용한 공간 선량분포 계산으로 미세 속중성자 빔에 대한 선량 특성을 파악할 수 있었으며, 원자로 열외중성자 주(Epithermal neutron column)에 대한 선량 평가 자료로 확보하였다. 아울러 가속기에 대한 연구가 진행되어 고전압, 고전류를 발생시키는 전원 공급장치와 표적핵(Target) 물질이 개발되고 비스무스나 납 등에 의해 감마 오염도를 줄일 경우, 싸이크로트론에 의한 보론-중성자 포획치료도 가능해질 것으로 판단된다.

• Journal of Radiation Protection and Research
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• 제37권1호
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• pp.35-40
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• 2012

국내 교정기관 또는 표준기관은 중성자 검출기의 교정을 위해 비감속 및 중수감속 $^{252}Cf$ 선원과 $^{241}AmBe$ 선원을 사용하고 있다. 이런 선원들로 교정된 중성자 검출기를 이용하여 입자가속기와 같이 속중성자가 다량 존재하는 시설을 선량평가할 때, 그 정확도가 떨어지게 된다. 그 이유는, 대부분의 중성자 검출기는 열중성자에 민감하게 반응하므로 수 MeV 이상의 에너지를 가지는 속중성자장에 대한 선량당량 반응도는 부정확하다. 또한 높은 에너지의 중성자는 열중성자보다 선량기여정도가 훨씬 크기 때문이다. 이와 같은 이유로, 기존의 교정용 기준 중성자장이 아닌 수 MeV 이상의 속중성자가 존재하는 중성자장에서도 검출기를 교정할 필요가 있다. DT 중성자 발생기, 흑연집합체 그리고 폴리에틸렌 중성자 집속체를 사용하여 속중성자의 선속분율이 서로 다른 중성자장을 제작하였고, 이 중성자장에서 중성자 검출기의 선량당량 반응도를 측정하였다. 시험결과에 의하면, 속중성자 선속분율과 중성자 검출기의 종류에 따라 중성자 검출기의 반응도는 많은 차이를 보였다. 이러한 반응도 차이는 선량당량의 과대 및 과소평가를 의미하므로, 검출기가 사용되는 시설환경과 유사한 중성자장에서 반응도 교정이 필요함을 확인하였다.

• 비파괴검사학회지
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• 제19권6호
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• pp.433-438
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• 1999

원자로 압력용기 재료인 SA508 Steel을 온도 $70^{\circ}C$와 대기압하에서 최고 $10^{18}n/cm^2$까지 중성자를 조사시켜 조사량에 따른 미세경도 변화와 magneto-acoustic emission(MAE) 에너지를 측정하였다. 중성자 조사에 따른 경도의 변화는 조사량이 $10^{16}n/cm^2$까지는 거의 일정하였으나, 조사량이 $10^{17}n/cm^2$ 이상에서 급격히 증가하였다. MAE 에너지의 변화는 중성자 조사량에 따라 경도의 변화와 같은 형태로 변하였으나 그 변화량은 감소하여 그 변화의 추이는 경도의 변화와는 역의 형태였고, 또한 MAE 에너지의 상대적 변화와 경도 변화사이에는 아주 좋은 선형성을 보였다. 이러한 결과에서 SA508 강재는 $10^{17}n/cm^2$ 이상의 중성자에 조사될 경우에 재료에 중성자 조사에 의한 미세 결함이 급격히 증가하여 전위(dislocation)이동에 대한 저항성을 나타내는 마찰경화의 증가가 경도의 증가를 유발하고, 또한 이러한 미세 결함은 자기장과의 반응에서는 $90^{\circ}$ 자벽의 운동중에 자기탄성 변화를 유도하여 MAE 에너지의 감소를 유발함을 알 수 있었다. 그리고 경도의 변화량보다 MAE 에너지의 변화량이 더 크게 나타나, 중성자 조사에 의한 미세결함은 기계적 성질보다 자기적 성질에 더 민감하게 반응한다는 것을 알 수 있었다. 따라서 MAE가 중성자 조사에 의한 재료의 미세 구조 결함을 비파괴적인 방법으로 평가하는 강력한 도구의 가능성이 있음을 알 수 있었다.

• 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.