• Journal of Radiation Protection and Research
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• 제4권1호
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• pp.1-4
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• 1979

중성자(中性子) 수송이론(輸送理論)을 써서 기사용(旣使用) 핵연료(核燃料) 저장조(貯藏槽)에 있는 한 개(個)의 PWR용(用) 핵연료집합체(核燃料集合體)에 대(對)한 유효증배계수(有效增倍係數)($k_{eff}$)를 산출(算出)하였다. 이때 중성자(中性子) 수송방정식(輸送方程式)을 Sn-근이법(近以法)이라고 부르는 각분해법(角分害法)(Discrete ordinates method)으로 풀어서 유효증배계수(有效增倍係數)를 구했으며 이것이 핵임계(核臨界) 안전성(安全性) 결정(決定)이 된다. 본(本) 연구(硏究)에서는 각(角)과 에너지를 각각(各各) 4구간(區間)과 16군(郡)으로 분할(分割)하고 공간구간(空間區間)은 27구간(區間)으로 나누되 상이(相異)한 물질(物質)의 경계면근처(境界面近處)에서 세분(細分)하였다. 이와같은 방법(方法)으로 구한 유효증배계수(有效增倍係數)는 0.6145였는 데 이는 타연구자(他硏究者)가 계산(計算)한 반무한배열(半無限配列) 핵연료집합체(核燃料集合體)에 대한 유효증배계수(有效增倍係數)에 비(比)하여 상당히 낮은 값이었다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제47권7호
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• pp.791-803
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• 2015

The effective cross sections (XSs) in the direct whole core calculation code nTRACER are evaluated by the equivalence theory-based resonance-integral-table method using the WIMS-based library as an alternative to the subgroup method. The background XSs, as well as the Dancoff correction factors, were evaluated by the enhanced neutron-current method. A method, with pointwise microscopic XSs on a union-lethargy grid, was used for the generation of resonance-interference factors (RIFs) for mixed resonant absorbers. This method was modified by the intermediate-resonance approximation by replacing the potential XSs for the non-absorbing moderator nuclides with the background XSs and neglecting the resonance-elastic scattering. The resonance-escape probability was implemented to incorporate the energy self-shielding effect in the spectrum. The XSs were improved using the proposed method as compared to the narrow resonance infinite massbased method. The RIFs were improved by 1% in $^{235}U$, 7% in $^{239}Pu$, and >2% in $^{240}Pu$. To account for thermal feedback, a new feature was incorporated with the interpolation of pre-generated RIFs at the multigroup level and the results compared with the conventional resonance-interference model. This method provided adequate results in terms of XSs and k-eff. The results were verified first by the comparison of RIFs with the exact RIFs, and then comparing the XSs with the McCARD calculations for the homogeneous configurations, with burned fuel containing a mixture of resonant nuclides at different burnups and temperatures. The RIFs and XSs for the mixture showed good agreement, which verified the accuracy of the RIF evaluation using the proposed method. The method was then verified by comparing the XSs for the virtual environment for reactor applicationbenchmark pin-cell problem, as well as the heterogeneous pin cell containing burned fuel with McCARD. The method works well for homogeneous, as well as heterogeneous configurations.

• 대한방사선기술학회지:방사선기술과학
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• 제41권6호
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• pp.567-572
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• 2018

Radiation therapy is one of the beneficial choices in the treatment of cancer. This is a comparison of TPS(Treatment Planning System) and GEANT4-DICOM, which should be preceded by the best radiation therapy. A treatment plan for prostate cancer was established with Eclipse and the point doses 366.1 cGy, 189.1 cGy, 213.4 cGy, 127 cGy, 105.7 cGy of any five prostate, bladder, rectum, right femoral head and left femoral head were identified. GEANT4-DICOM simulation showed that the results of Eclipse and ${\pm}2%$ dose error were confirmed. The monthly X-ray output agreement management value recommended by TG-142 is ${\pm}2%$, which means that the experimental results can be meaningful. In conclusion, GEANT4-DICOM is an infinite way to obtain more extended dose information once the time constraints are overcome in the simulation.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제54권9호
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• pp.3516-3525
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• 2022

The high capture cross-section (𝜎_c) of Gadolinium (Gd-155 and Gd-157) causes reactivity penalty and swing at the initial stage of fuel burnup in Pressurized Water Reactor (PWR). The present study is concerned with the feasibility of the combination of mixed burnable poison with both low and high 𝜎_c as an approach to minimize these effects. Two considered reference designs are fuel assemblies with 24 IBA rods of Gd₂O₃ and Er₂O₃ respectively. Models comprise nuclear fuel with a homogeneous mixture of Er₂O₃, AmO₂, SmO₂, and HfO₂ with Gd₂O₃ as well as the coating of PaO₂ and ZrB₂ on the Gd₂O₃ pellet's outer surface. The infinite multiplication factor was determined and reactivity was calculated considering 3% neutron leakage rate. All models except Er₂O₃ and SmO₂ showed expected results namely higher values of these parameters than the reference design of Gd₂O₃ at the early burnup period. The highest value was found for the model of PaO₂ and Gd₂O₃ followed by ZrB₂ and HfO₂. The cycle burnup, discharge burnup, and cycle length for three batch refueling were calculated using Linear Reactivity Model (LRM). The pin power distribution, energy-dependent neutron flux and Fuel Temperature Coefficient (FTC) were also studied. An optimization of model 1 was carried out to investigate effects of different isotopic compositions of Gd₂O₃ and absorber coating thickness.

• Tribology and Lubricants
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• 제38권3호
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• pp.84-92
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• 2022

In Part I, developed was a method to obtain the stress field due to an edge dislocation that locates in an elastic half plane beneath the contact edge of an elastically similar square wedge. Essential result was the corrective functions which incorporate a traction free condition of the free surfaces. In the sequel to Part I, features of the corrective functions, F_kij,(k = x, y;i,j = x,y) are investigated in this Part II at first. It is found that F_xxx(ŷ) = F_xyx(ŷ) where ŷ = y/η and η being the location of an edge dislocation on the y axis. When compared with the corrective functions derived for the case of an edge dislocation at x = ξ, analogy is found when the indices of y and x are exchanged with each other as can be readily expected. The corrective functions are curve fitted by using the scatter data generated using a numerical technique. The algebraic form for the curve fitting is designed as F_kij(ŷ) = $\frac{1}{\hat{y}^{1-{\lambda}}I+yp}$$\sum_{q=0}^{m}{\left}$$\left[A_q\left(\frac{\hat{y}}{1+\hat{y}} \right)^q \right]$ where λ_I=0.5445, the eigenvalue of the adhesive complete contact problem introduced in Part I. To investigate the exponent of F_kij, i.e.(1 - λ_I) and p, Log|F_kij|(ŷ)-Log|(ŷ)| is plotted and investigated. All the coefficients and powers in the algebraic form of the corrective functions are obtained using Mathematica. Method of analyzing a surface perpendicular crack emanated from the complete contact edge is explained as an application of the curve-fitted corrective functions.

• Journal of Trauma and Injury
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• 제37권3호
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• pp.233-237
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• 2024

Bullet embolism is a potential complication of a gunshot wound, especially with a low-velocity missile. This is because the trajectory of the low-velocity bullet can be significantly slowed as it passes through tissue. An unusual form of travel can occur in which the bullet enters the vasculature but does not have enough kinetic energy to create a through-and-through wound, leading it to remain inside the vasculature. Once inside the vasculature, the bullet could migrate to different parts of the body, potentially causing complications such as ischemia, becoming a source of thromboembolism, or functioning as a nidus for infection. The management of a bullet embolism varies from case to case, as each patient with this issue has a unique body habitus that can result in infinite possibilities of the trajectory and destination of the bullet embolus. Additional damage to surrounding vasculature or tissue can occur, as well as embolization of the bullet to critical areas of the body. Here we present the case of a 72-year-old man who had a self-inflicted gunshot wound to the chest with a low-velocity bullet, which penetrated the right atrium of the heart. It traveled into the venous vasculature through the right atrium, into the inferior vena cava, and eventually settled in the right internal iliac vein. He refused further intervention and management after initial workup and resuscitation.

• Journal of Radiation Protection and Research
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• 제9권1호
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• pp.33-42
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• 1984

핵분열(核分裂) 및 방사화생성물(放射化生成)物)에서 방출(放出)하는 여러가지 감마선들은 핵연료(核燃料)를 파괴(破壞)하지 않고도 추출(抽出)할 수 있는 많은 정보(情報)를 포함(包含)한다. 그러나 반도체(半導體) 검출기(檢出器)에서 얻은 복잡한 스펙트럼에서 이러한 정보를 추출(抽出)하기가 용역(容易)하지 않기 때문에 전산(電算)코드의 사용(使用)이 필요(必要)하게 된다. 본(本) 연구(硏究)에서는 그동안 국제적(國際的)으로 널리 보급(普及)되어 사용(使用)되는 감마선 분석(分析) 프로그램들의 장점(長點)을 취하여, 감마선은 물론 X-선(線)의 스펙트럼도 피팅 (fitting)하여 피이크의 중심과 면적을 정확(正確)히 계산(計算)할 수 있는 전산코드 CAERI를 개발(開發)하였다. CAERI는 FORTRAN으로 쓰여있고, 특히 고유복사선폭(固有輻射線幅)(natural line width) 을 무시할 수 없는 X-선(線)의 피이크 표현함수(表現函數)인 Voigt 함수(函數)에 대해서는, 다른 X-선(線) 분석(分析) 프로그램들이 사용(使用)한 간단한 근사식(近似式) 대신에, 더욱 정확(正確)한 무한급수근사식(無限級數近似式)을 사용하였다. 특히 CAERI 는 U이나 Pu과 같은 중원소(重元素)의 핵종분석시(核種分析時)에 직면(直面)하는 감마선과 U이나 Pu의 X-선(線)이 임의(任意)로 간섭(干涉)하며 공존(共存)하는 복잡한 스펙트럼까지도 취급(取扱)할 수 있다. $^{177m}Lu$감마선과 $^{235}U\;U_{\alpha}$X-선(線)의 시험(試驗)스펙트럼을 피팅하여, 다른 프로그램들의 피팅결과와 비교했을 때 좋은 일치(一致)를 보았다.

• 한국해양환경ㆍ에너지학회지
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• 제7권4호
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• pp.192-198
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• 2004

해안 근처에서는 해수보다 무거운 진흙 등으로 채워진 퇴적 침전구가 존재한다. 이러한 퇴적 침전구 내에서는 해양으로부터 들어오는 입사파에 의해 내면파 유동이 발생할 수 있다. 본 논문에서는 내면파 유동이 존재하는 퇴적 침전구 내에 위치한 물체에 발생하는 2차원 내면파 문제에 대한 수치기법을 개발하였다. 수학적 정식화 과정으로 유체 영역을 포텐셜 유동으로 가정하였으며, 자유표면에 대한 경계조건은 선형화된 자유표면 경계조건을 사용하였다. 수치 기법으로는 국소 유한 요소법을 사용하였다. 사용된 국소 유한 요소법은 기지의 함수 집합을 사용하여 방사 경계조건을 엄밀히 만족함으로써 계산 영역을 작게 줄일 수 있는 장점이 존재한다. 개발된 수치 기법의 검증을 위하여 Schwingers의 범함수법을 이용한 Lassiter의 계산 결과와 비교하였으며, 서로 잘 일치함을 확인하였다. 계산 예로서는 퇴적 침전구내에 형성된 내면파면 위에 존재하는 파이프라인이 입사파에 비해 유기 되는 힘을 계산하였다.

• Journal of Radiation Protection and Research
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• 제9권2호
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• pp.90-96
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• 1984

장주기핵연료(長週期核燃料) 노심기법(爐心技法)에 의한 사용후핵연료(使用後核燃料)가 기존(旣存) 사용후핵연료저장시설(使用後核燃料貯藏施設)의 설계변경(設計變更)없이 동(同) 시설(施設)에 수용(受容) 가능(可能)한지를 결정(決定)하기 위하여 저장시설(貯藏施設)에서의 예상(豫想) 방사선피폭선량률(放射線被曝線量率) DLC-23/CASK (22n, 18g) 단면적(斷面積)자료(資料)와 ANISN-W 전산(電算)코드로 계산(計算)하여 설계기준치(設計基準値)와 비교(比較) 검토(檢討)하였다. 사용후핵연료내(使用後核燃料內)의 방사능량(放射能量) 및 감마선스펙트럼은 핵연료교체(核燃料交替)모델에 따라 ORIGEN 전산(電算)코드로 계산(計算)하였다. 방사선량률(放射線量率)의 계산(計算)에 있어서 저장조(貯藏槽)의 기하학적(幾何學的) 모델은 무한평판모형(無限平板模型)이며 저장(貯藏)된 사용후핵연료(使用後核燃料)의 구성물질(構成物質)과 방사선원(放射線源)은 핵연료집합체내(核燃料集合體內)에 균일(均一)하게 분포(分布)되었다고 가정(假定)하였다. 사용후핵연료저장조(使用後核燃料貯藏槽)에 저장(貯藏)된 핵연료집합체(核燃料集合體) 및 저장용수중(貯藏用水中) 방사성핵종(放射性核種)에 의한 방사선량률(放射線量率)의 계산(計算) 결과(結果)는 정상(正常) 및 사고수면시(事故水面時) 계산(計算)된 방사선량률(放射線量率)이 설계기준치(設計基準値)를 만족(滿足)시켜주는 것으로 나타났다.

• 한국인터넷방송통신학회논문지
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• 제20권4호
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• pp.195-200
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• 2020

화석연료 고갈과 환경오염에 관한 관심이 고조되면서 국내에서 운행되고 있는 철도차량이 디젤 차량에서 전기 차량으로 전환이 확대되면서 진행되고 있다. 전기 차량의 전환의 한 예로 적용되고 있는 태양광발전 시스템은 무한정하고 무공해 하며 대기오염, 소음, 발열, 진동 등과 같은 위해요소들을 발생시키지 않고 에너지 생산이 가능하며, 연료 수송, 발전설비에 대한 유지보수가 거의 필요하지 않은 장점이 있다. 그러나 전력생산량이 지역별 일사량에 의존하고, 약 25㎡/kWp 발전량으로 에너지밀도가 낮아 큰 설치 면적이 필요하며, 설치장소가 제한적인 문제점을 가지고 있다. 이러한 문제점을 고려하여 철도 분야에서도 연료전지를 적용한 연구들이 많이 증가하고 있다. 특히 연료전지 발전시스템 철도 급전계통 연계방안은 태양광 및 풍력과는 다르게 철도차량에 전력을 공급해주는 급전계통에 연계해야 한다. 따라서 철도차량과 밀접한 관계를 가지는 시스템 토폴로지 (topology)에 따라 연계방식은 크게 달라질 수 있으므로 본 논문에서는 시스템 토폴로지에 따른 연계분석과 관련된 시뮬레이션 모델링을 통한 타당성을 연구하고자 한다.