EO/IR 위성에 탑재된 적외선 센서(IR Sensor)는 궤도환경에서 임무기간 동안 복사 에너지에 대한 센서 출력의 변화가 발생한다. 고품질 영상을 획득하기 위해 출력을 교정할 수 있는 주기적인 교정이 필요하며, 센서의 주기적이고 정밀한 교정을 위해 탑재체 내부에 흑체 시스템이 적용하였다. 우주 환경에서 사용되는 모든 시스템은 궤도환경에서의 목표 성능을 검증하기 위해 지상에서의 성능시험이 요구되고 있다. 흑체 시스템은 운용환경에서 목표 온도 범위에서 대표추정온도 오차와 흑체 표면온도균일도 성능의 시험적 검증이 요구되고 있다. 본 연구에서는, 궤도환경으로 우주배경복사 냉각이 모사된 열진공 시험을 통해 제안된 흑체 시스템의 대표추정온도 오차 교정 및 성능 검증을 진행하였다.
Background: A nondestructive test is commonly used to inspect the surface defects and internal structure of an object without any physical damage. X-rays generated from an electron accelerator or a tube are one of the methods used for nondestructive testing. The high penetration of X-rays through materials with low atomic numbers makes it difficult to discriminate between these materials using X-ray imaging. The interaction characteristics of neutrons with materials can supplement the limitations of X-ray imaging in material discrimination. Materials and Methods: The radiation image acquisition process for air-cargo security inspection equipment using X-rays and neutrons was simulated using a GEometry ANd Tracking (Geant4) simulation toolkit. Radiation images of phantoms composed of 13 materials were obtained, and the R-value, representing the attenuation ratio of neutrons and gamma rays in a material, was calculated from these images. Results and Discussion: The R-values were calculated from the simulated X-ray and neutron images for each phantom and compared with those obtained in the experiments. The R-values obtained from the experiments were higher than those obtained from the simulations. The difference can be due to the following two causes. The first reason is that there are various facilities or equipment in the experimental environment that scatter neutrons, unlike the simulation. The other is the difference in the neutron signal processing. In the simulation, the neutron signal is the sum of the number of neutrons entering the detector. However, in the experiment, the neutron signal was obtained by superimposing the intensities of the neutron signals. Neutron detectors also detect gamma rays, and the neutron signal cannot be clearly distinguished in the process of separating the two types of radiation. Despite these differences, the two results showed similar trends and the viability of using simulation-based radiation images, particularly in the field of security screening. With further research, the simulation-based radiation images can replace ones from experiments and be used in the related fields. Conclusion: The Korea Atomic Energy Research Institute has developed air-cargo security inspection equipment using neutrons and X-rays. Using this equipment, radiation images and R-values for various materials were obtained. The equipment was reconstructed, and the R-values were obtained for 13 materials using the Geant4 simulation toolkit. The R-values calculated by experiment and simulation show similar trends. Therefore, we confirmed the feasibility of using the simulation-based radiation image.
An integrated model is developed in this paper for the performance assessment of high level radioactive waste repository. This integrated model consists of two simple mathematical models. One is a multiple-barrier failure model of the repository system based on constant failure rates which provides source terms to biosphere. The other is a biosphere model which has multiple pathways for radionuclides to reach to human. For the parametric uncertainty and sensitivity analysis for the risk assessment of high level radioactive waste repository, Latin hypercube sampling and rank correlation techniques are applied to this model. The former is cost-effective for large computer programs because it gives smaller error in estimating output distribution even with smaller number of runs compared to crude Monte Carlo technique. The latter is good for generating dependence structure among samples of input parameters. It is also used to find out the most sensitive, or important, parameter groups among given input parameters. The methodology of the mathematical modelling with statistical analysis will provide useful insights to the decision-making of radioactive waste repository selection and future researches related to uncertain and sensitive input parameters.
본 연구에서는 수치해석을 통해 장기체공 무인기(HALE UAV)에 사용되는 태양전지에 대해 유동 및 열전달 해석을 수행하였다. 무인기가 운용되는 성층권에서는 강한 태양복사에너지가 유입되며, 자연대류에 의한 열전달이 감소하고 주위 유동에 의한 강제대류의 지배를 받는다. 이러한 환경에서의 태양전지 온도범위를 예측하기 위해 주익에 부착되어 있는 태양전지모듈을 대상으로 복합열전달 해석을 수행하였으며, 성층권 환경에서 시간에 따른 태양복사에너지, 비행속도, 밀도, 온도 등의 외기환경이 태양전지의 온도분포와 열전달 특성에 미치는 영향을 분석하였다.
본 연구는 국내 100 MeV 양성자가속기와 우주부품시험센터 우주전문시험시설기반을 활용하여 우주부품의 우주 방사선환경 시험검증 기술을 개발하고자 한다. 우주개발의 진전에 따라 고도화된 위성의 임무는 위성의 핵심부품인 메모리 등에 고집적 회로를 필수적으로 사용하고, 태양전지, 광학센서 및 opto-electronics 등 부수 장치에 반도체 소자의 활용이 증가하고 있다. 특히, 전자부품을 우주에 적용하기 위해서는 우주환경 시험을 반드시 거쳐야 하며, 그 중 가장 중요한 것이 고 에너지 방사선환경에서의 우주부품시험이다. 따라서 이에 필요한 우주 방사선 환경 구현 시설을 갖추어 체계적인 시험절차를 수립할 필요가 있다. 한국산업기술시험원 우주부품시험센터는 메모리 부품에 대한 방사선 시험 장치를 제작하고 이를 이용한 메모리 방사선 영향 평가 시험을 수행하였다. 경주양성자가속기에서 100 MeV 양성자를 활용하여 한국에서 활용가능한 수준의 방사선 시험을 진행하였다. 이러한 시험을 통해 메모리 반도체에서 나타나는 single event upset을 관찰할 수 있었다. 향후 해당 시험을 체계화하여 우주산업화에 기반을 마련하고자 한다.
합성 FeOOH-괴타이트 분말시료에 대한 고압실험을 압축성을 검증하기 위해 상온에서 시행하였다. 방사광이용 실험장치에서 대칭다이아몬드 앤빌기기를 각분산회절방법으로 배열하여 실험을 하였다. $K_{T'}$ 값을 4.0으로 가정하였을 때, 체적탄성률은 222.8 GPa로 계산되었다. 이 값은 천연산 괴타이트로부터 얻은 기존의 값과 비교하여 볼 때 매우 높은 값으로, 시료의 생성조건에 따라 나타나는 물질의 압력에 대한 이상 거동에 대해 고찰하였다.
The purpose of this study was to analyze questionnaires of 161 college students attending radiology departments in order to investigate the actual condition of internet use of radiology students. As a result, 95% of college students using the Internet showed 5.8% of general knowledge, 56.9% of radiation major, and 45.8% of general education. In the field of Internet use, basic medicine was 71.2%, anatomy 59.5% and physiology 51.6%. Radiation theory was 39.9% in radiation physics, 31.4% in radiation biology, and 18.3% in radiation management. The radiological applications were followed by radiography and radiography in order of 31.4% and 20.3%, respectively. The radiological imaging was 45.8%, MRI was 37.9%, CT was 37.3%, ultrasound was 24.2%, And radiation nuclear medicine 25.5%. The results of the descriptive statistics of the satisfaction of the contents using the Internet media showed that the overall satisfaction was below 2.5 Based on the results of this study, it is necessary to develop a program with high accessibility to provide various opportunities for internet-based opportunities to increase the academic achievement value of major subjects through the internet and to solve the difficulties in the major subject.
Background: This study aims to calculate detector positions as a design of a radioactive source localizing radiation portal monitor (RPM) system using an improved genetic algorithm. Materials and Methods: To calculate of detector positions for a source localizing RPM system optimization problem is defined. To solve the problem, a modified iterative genetic algorithm (MIGA) is developed. In general, a genetic algorithm (GA) finds a globally optimal solution with a high probability, but it is not perfect at all times. To increase the probability to find globally optimal solution rather, a MIGA is designed by supplementing the iteration, competition, and verification with GA. For an optimization problem that is defined to find detector positions that maximizes differences of detector signals, a localization method is derived by modifying the inverse radiation transport model, and realistic parameter information is suggested. Results and Discussion: To compare the MIGA and GA, both algorithms are implemented in a MATLAB environment. The performance of the GA and MIGA and that of the procedures supplemented in the MIGA are analyzed by computer simulations. The results show that the iteration, competition, and verification procedures help to search for globally optimal solutions. Further, the MIGA is more robust against falling into local minima and finds a more reliably optimal result than the GA. Conclusion: The positions of the detectors on an RPM for radioactive source localization are optimized using the MIGA. To increase the contrast of the measurements from each detector, a relationship between the source and the detectors is derived by modifying the inverse transport model. Realistic parameters are utilized for accurate simulations. Furthermore, the MIGA is developed to achieve a reliable solution. By utilizing results of this study, an RPM for radioactive source localization has been designed and will be fabricated soon.
첨단 기술의 발전으로 디지털 방사선영상 장비들이 많이 개발되어 정확한 진단과 치료에 많은 도움을 받고 있으며, 이를 안전하고 효과적으로 사용하기 위하여 전문적인 지식을 습득한 인력양성이 매우 중요하다. 진단용 X선 장비를 활용한 촬영 실습 교육에 있어서 학생들은 방사선 피폭의 위험성에 노출되어 있고, 일부 교육기관에서는 원자력안전법에 따른 관리의 어려움으로 X선 장비를 사용하지 않는 경우도 발생하고 있다. 이에 대한 해결책으로, 본 연구에서는 비전 센서와 자체 개발한 소프트웨어를 활용하여 방사선이 발생하지 않는 교육용 의료방사선 시뮬레이터를 개발하였고, 이를 통해 교육기관은 법에 따른 행정 이행 사항의 부담을 줄일 수 있고, 학생들은 방사선 피폭이 없는 건강한 실습환경에서 높은 수준의 교육 효과를 얻을 수 있게 하였다.
원전의 정상운전이나 해체시 발생될 수 있는 토양의 제염을 위한 토양제염장치를 개발하였으며 실증 실험을 수행하였다. 제염장치를 이용한 제염실험을 종합해본 결과 제염조건에 큰 상관없이 $80{\%}$이상의 제염율을 얻을 수 있었다. 방사능 준위 및 토양입도에 의한 실험결과를 보면 낮은 방사능 농도 및 고입도의 제염율이 다소 높음을 알 수 있었다. 제염용액과 토양질량의 비에 따른 제염율은 제염제 부피를 두배로 높였을 경우 방사능 농도가 높은 경우에 큰 것으로 나타났다. 반복 제염은 $0.5{\sim}2.0mm$의 다소 작은 입자에 더욱 효과적으로, 제염이 어려운 작은 입자의 반복제염시 방사능 저감 효과가 비교적 크게 나타났다. 본 오염토양 제염장치를 활용하면 원전에서 발생되는 오염토양의 방사능 농도를 줄일 뿐 아니라 처분양을 줄여 저장공간의 확보에 기여할 뿐만 아니라 향후 원전의 해체시에도 유용하게 활용될 수 있으리라 생각된다.
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[게시일 2004년 10월 1일]
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