• Nuclear Engineering and Technology
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• 제48권1호
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• pp.274-284
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• 2016

Purpose: The purpose of this work is to describe the spectrometric analysis of gaseous cloud formation over reactor mixed uranium-and-plutonium (UP) fuel $(U_{0.8}Pu_{0.2})O_2$ samples heated to a temperature $>2,000^{\circ}C$, and thus forecast and evaluate radiation hazards threatening humans who cope with the consequences of any accident at a fission reactor loaded by UP mixed oxide $(U_{0.8}Pu_{0.2})O_2$, such as a mixture of 80% U and 20% Pu in weight. Materials and methods: The UP nuclear fuel samples were heated up to a temperature of over $2,000^{\circ}C$ in a suitable assembly (apparatus) at out-of-pile experiments' implementation, the experimental in-depth study of metabolism of active materials in living organisms by means of artificial irradiation of pigs by plutonium. Spectrometric measurements were carried out on the different exposed organs and tissues of pigs for the further estimation of human internal exposure by nuclear materials released from the core of a fission reactor fueled with UP mixed oxide. Results: The main results of the research described are the following: (1) following the research on the influence of mixed fuel fission products (radioactive isotopes being formed during reactor operation as a result of nuclear decay of elements included into the fuel composition) on living organisms, the authors determined the quantities of plutonium dioxide ($PuO_2$) that penetrated into blood and lay in the pulmonary region, liver, skeleton and other tissues; and (2) experiments confirmed that the output speed of plutonium out of the basic precipitation locations is very small. On the strength of the experimental evidence, the authors suggest that the biological output of plutonium can be disregarded in the process of evaluation of the internal irradiation doses.

• 대한의용생체공학회:의공학회지
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• 제25권6호
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• pp.605-609
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• 2004

혈압은 심혈관계 질환을 비침습적인 방법으로 진단할 때 사용하는 중요한 생리적 지표 중 하나이다. 보통 동맥 혈압을 측정하기 위해 사용되는 기존의 비침습적인 방법들은 커프를 사용해야 하며. 연속적 혈압 측정이 어렵다. 수축기 혈압과 맥파전달시간은 서로 반비례 관계를 가지고 있다. 실험은 피검자로부터 휴식을 통한 평온한 상태와 운동을 통한 격한 상태로부터 수축기 혈압과 맥파전달시간 데이터를 얻었다. 얻어진 데이터를 이용하여 각 피검자용 회귀식과 전체 피검자용 회귀식을 만들기 위해 선형회귀분석을 하였다. 만들어진 회귀식의 정확도를 검증하기 위해 측정한 수축기 혈압값과 예측한 수축기 혈압값을 비교하였다. 비교 결과, 각 피검자용 회귀식이 혈압계는 오차의 평균과 표준편차가 각각 ±5mmHg, 8 mmHg를 가져야 된다고 규정한 American National Standards Institute of the Association of the Advancement of Medical Instrument (ANSI/AAMI)에 적합하였다. 그러나 전체 피검자용 회귀식은 ANSI/AAMI의 규정에 적합하지 않았다. 이 결과는 맥파전달시간과 각 피검자에 맞는 초기 보정을 통해서 커프를 사용하지 않고, 연속적으로 수축기 혈압을 측정할 수 있음을 의미한다.

• 한국가금학회지
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• 제20권4호
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• pp.203-208
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• 1993

육성기 꿩의 주령별 체중과 정강이 길이에 관한 상호관계를 조사하고, 조기 체중과 정강이 길이가 종꿩으로의 최종 선발주령인 20주령의 체중에 대한 회귀분석 결과 다음과 같았다. 부화시부터 20주령까지 성장기 꿩의 동일주령에서 체중과 정강이 길이는 암꿩에서 0.50~0.83, 수꿩에서 0.57~0.85의 정의 상관관계(P＜0.01)를 보여주고 있었으며, 부화시 체중은 4, 8 및 12주령의 체중과는 상관관계가 인정되지 못했으나 (P＞0.05), 부화시 체중과 16 및 20주령 체중과의 상관계수는 암컷에서 0.44(P＜0.01) 및 0.44(P＜0.01)로, 수컷에서는 각각 0.32(P＜0.05) 및 0.30(P＜0.05)로 성장말기 체중과 정의 상관관계로 나타나고 있었으나, 부화시 정강이 길이와 20주령의 체중 사이에는 암수 모두에서 상관관계가 인정되지 않았다(P＞0.05). 20주령의 체중에 대한 조기 측정치(12주령 이전)들의 회귀모형들을 검토한 바, 부화시와 12주령시 측정치를 포함한 모형 ($R^2$＝0.96), 8주령과 12주령시 측정치를 포함한 모형($R^2$＝0.96), 또는 부화시, 8주령 및 12주령시 측정치를 이용한 모형($R^2$＝0.97)으로 평가하는 것이 좋을 것으로 사료되었다.

• 한국산림과학회지
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• 제100권1호
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• pp.70-78
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• 2011

본 연구에서는 국내 과거 산불 자료를 기초로 하여 계절별 산불 발생 확률 시뮬레이션 모델을 개발하였다. 산불 발생 확률 모델은 산불 발생 사건의 시간적 분포가 과거 자료와 부합해야 하므로, 세 단계를 거쳐 생성하였다. 먼저, 산불 기간 중의 산불 발생 일은 베르누이 분포에서 임의로 추출하여 일일 단위로 산불의 발생 여부를 결정하였다. 다음 단계로, 산불이 발생하면 기하학적 다중 분포에서 임으로 추출하여 그 날 하루 중에 발생하는 산불의 수를 결정하였다. 마지막 단계로, 각 산불의 발화 시간은 포아송 분포를 가정하여 하루 중 산불 발생이 가능한 시간중 임의로 추출하여 결정하였다. 산불 발생의 확률적 분포는 과거 산불 발생 자료를 바탕으로 추정하였다. 확률 분포에 대한 중요 계수 값을 구하기 위해 최우도추정법을 이용하였다. 개발된 확률 시뮬레이션 모델에 의해 생성된 일련의 산불 발생 사건들은 과거 산불 통계 자료와 비교할 때 발생 주기 분포, 산불간의 시간 간격, 연간 일어나는 산불 총 건수에서 통계적으로 부합하는 것으로 나타났다. 본 연구의 결과는 향후 산불 관련 자원 활용 및 진화 계획 수립 시에 중요한 보조 자료로 활용될 것으로 기대된다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제54권2호
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• pp.479-485
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• 2022

At the Korea Institute of Radiological and Medical Sciences, physical human phantoms were developed to evaluate various radiation protection quantities, based on the mesh-type reference computational phantoms of the International Commission on Radiological Protection. The physical human phantoms were fabricated such that a radiophotoluminescent glass dosimeter (RPLGD) with a Tin filter, namely GD-352M, could be inserted into them. A Tin filter is used to eliminate the overestimated signals in low-energy photons below 100 keV. The measurement uncertainty of the RPLGD reader system based on GD-352M should be analyzed for obtaining reliable protection quantities before using it for practical applications. Generally, the measurement uncertainty of RPLGD systems without Tin filters is analyzed for quality assurance of radiotherapy units using a high-energy photon beam. However, in this study, the measurement uncertainty of GD-352M was analyzed for evaluating the protection quantities. The measurement uncertainty factors in the RPLGD include the reference irradiation, regression curve, reproducibility, uniformity, energy dependence, and angular dependence, as described by the International Organization for Standardization (ISO). These factors were calculated using the Guide to the Expression of Uncertainty in Measurement method, applying ISO/ASTM standards 51261(2013), 51707(2015), and SS-ISO 22127(2019). The measurement uncertainties of the RPLGD reader system with a coverage factor of k = 2 were calculated to be 9.26% from 0.005 to 1 Gy and 8.16% from 1 to 10 Gy. A blind test was conducted to validate the RPLGD reader system, which demonstrated that the readout doses included blind doses of 0.1, 1, 2, and 5 Gy. Overall, the E_n values were considered satisfactory.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제25권1호
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• pp.91-101
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• 1993

가압경수로형 원자로의 정상 비정상 운전시의 열수력학적 거동을 예측하기 위해서는 원자로내기포계수의 분포를 정확히 계산하는 것이 필수적이다. 이러한 기포계수의 정확한 예측을 위하여 많은 모델들이 제시되었다. 이중 drift-flux모델은 그 계산의 정확성과 간결성에 의하여 널리 사용되고 있다. 이러한 drift-flux 모델을 사용하여 보다 더 정확한 기포계수를 예측하기 위해서는 각 상간의 슬립률과 flow regime 에 따른 기포의 운동의 변화가 정확히 고려되어야 한다. Drift-flux 모델에서는 이러한 두 가지 요소가 drift-flux parameter인 $C_{o}$ 와 (equation omitted), 에서 고려된다. 본 연구에서는 이러한 $C_{o}$ 의 실험적 결정을 위하여 원자로 노심을 모사한 4개의 전열봉이 있는 비등이 발생하는 수직사각 유로를 구성하였으며, 완성된 유로내에서 기포계수의 분포 및 기포속도의 분포를 측정하였다. 국부적 기포계수 및 기포속도 분포의 측정에 사용된 방법은 이중탐침법이며 측정이 이루어진 유로내의 유동 상태는 유속이 비교적 느린 low flow rate condition이며 유로내 압력은 3기압 이하이다. 본 실험에서는 액상의 속도는 측정되지 않았으며, 따라서 $C_{o}$ 의 계산을 위하여 (equation omitted)의 실험 상관관계식을 사용하여 유로내 평균 기포계수의 함수로 나타내었다.

• 정보처리학회논문지:소프트웨어 및 데이터공학
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• 제12권11호
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• pp.493-504
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• 2023

대한민국은 지진 판의 경계로부터 멀리 떨어진 지역에 있으며, 이러한 지역에서 발생하는 판 내부 지진은 판 경계부 지진과 비교하면 일반적으로 규모가 작고 발생빈도도 낮다. 그럼에도 불구하고 과거 2년부터 1904년 사이 한반도에서 발생했던 지진과 최근 한반도 지진을 관측한 이래에 발생한 지진을 조사 및 분석한 결과 진도 규모 9까지 이르는 것으로 나타났다. 본 논문에서는 한반도에서 발생한 지진과 통계적 자기 유사성과의 관계를 분석하기 위해서 국립기상연구소에서 발표한 「한반도 역사지진 기록 (2년~1904년)」을 이용한다. 또한 본 논문을 통해서 해결한 문제는 한반도에서 발생한 지진데이터와 통계적 자기 유사성과 시각화의 관계 연구를 처음으로 규명하였으며, 그 결과 한반도 지진의 자기 유사성 정도를 판단하는 3가지 정량적인 추정방법으로 측정한 결과 자기 유사성 파라메터 H 값(0.5 < H < 1)이 0.8이상으로 자기 유사성 정도가 높은 것으로 나타났다. 그리고 그래프의 시각화를 통해 지진이 어느 지역에서 많이 발생했는지를 쉽게 파악할 수 있고, 향후 지진 발생시 피해를 예측하고 재산과 인명 피해를 최소화할 수 있는 예측 시스템 개발과 지진 데이터 분석 및 모델링 연구에 활용될 수 있을 것으로 보인다. 뿐만아니라 본 연구결과를 토대로 자기 유사성 프로세스는 지진활동의 패턴과 통계적 특성을 이해하고, 유사한 지진 사건을 그룹화하고 분류하는데 도움을 줄 수 있으며, 지진 활동에 대한 예측, 지진 위험 평가 및 지진 공학 관련 연구에 활용될 것으로 예상된다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제55권10호
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• pp.3543-3548
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• 2023

Shutdown chemistry evolution is performed in nuclear power plants at each refueling outage (RFO) to establish safe conditions to open system and minimize inventory of corrosion products in the reactor coolant system (RCS). After hydrogen peroxide is added to RCS during shutdown chemistry evolution, corrosion products are released and are removed by filters and ion exchange resins in the chemical volume control system (CVCS). Shutdown chemistry evolution including RCS clean-up time to remove released corrosion products impacts the critical path schedule during RFOs. The estimation of clean-up time prior to RFO can provide more reliable actions for RCS clean-up operations and transients to operators during shutdown chemistry. Electric Power Research Institute (EPRI) shutdown calculator (SDC) enables to provide clean-up time by Co-58 peak activity through operational data from nuclear power plants (NPPs). In this study, we have investigated the results of EPRI SDC by shutdown chemistry data of Co-58 activity using NPP data from previous cycles and modeled the estimated clean-up time by EPRI SDC using average Co-58 activity of the NPP. We selected two RFO data from the NPP to evaluate EPRI SDC results using the purification time to reach to 1.3 mCi/cc of Co-58 after hydrogen peroxide addition. Comparing two RFO data, the similar purification time between actual and computed data by EPRI SDC, 0.92 and 1.74 h respectively, was observed with the deviation of 3.7-7.2%. As the modeling the estimated clean-up time, we calculated average Co-58 peak concentration for normal cycles after cycle 10 and applied two-sigma (2σ, 95.4%) for predicted Co-58 peak concentration as upper and lower values compared to the average data. For the verification of modeling, shutdown chemistry data for RFO 17 was used. Predicted RCS clean-up time with lower and upper values was between 21.05 and 27.58 h, and clean-up time for RFO 17 was 24.75 h, within the predicted time band. Therefore, our calculated modeling band was validated. This approach can be identified that the advantage of the modeling for clean-up time with SDC is that the primary prediction of shutdown chemistry plans can be performed more reliably during shutdown chemistry. This research can contribute to improving the efficiency and safety of shutdown chemistry evolution in nuclear power plants.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제56권5호
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• pp.1822-1829
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• 2024

The search for materials that serve as good shields for radiation has become very important in light of the increasing exposure to ionizing radiation in various vital sectors. The aim is to search for novel materials with better radiation shielding properties that are stable, nontoxic, and abundant and environment friendly. The solidstate reaction approach has been used to synthesize a few ceramics, including BaZr_XTi_1-XO₃, Ba_1-XLa_XTiO₃ and Ba_1-XLa_XZr_XTi_1-XO₃ (with x = 0.10) i.eBaZr_0.10Ti_0.90O₃ (BZT), Ba_0.90La_0.10TiO₃ (BLT), and Ba_0.90La_0.10Zr_0.10Ti_0.90O₃ (BLZT). The density of the prepared samples varies from 6.3471 to 11.6003 g/cm³. The X-ray diffraction technique, shows strong peaks to confirm the crystalline structure of prepared ceramic samples. Using the G-P fitting approach, the advanced radiation shielding parameters (build-up factor) have been evaluated in the photon energy region of 1.5 keV-15 MeV. It is observed from the results that exposure buildup factor (EBF) and energy absorption buildup factor (EABF) are maximum for BLZT and has the minimum value for BZT in the entire photon energy regime. The results of this work should be useful in radiation shielding applications such as in industry, medicine, and nuclear engineering.

• 한국축산시설환경학회지
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• 제14권3호
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• pp.149-158
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• 2008

본 시험은 젖소농가에서 보유하고 있는 여러가지 형태의 착유시스템에 대하여 계절별 세척수의 발생량과 이화학적 특성을 알아보고자 바켓식, 파이프라인식, 텐덤식, 헤링본식 등 착유시스템 유형별로 각각 3농가를 선정하여 계절별로 조사를 실시하였으며, 그 결과는 다음과 같다. 1. 착유시스템 유형별 세척수 발생량은 텐덤식과 헤링본식에서 많았으며 바켓식이 적었다 (P<0.05). 2. 착유작업별 세척수 발생량은 착유기 세척에 가장 많은 량의 세척수를 사용하였으며 여름철의 경우 텐덤식 $398.8{\ell}$, 헤링본식 $407.7{\ell}$가 다른 착유시스템보다 많은 세척수를 사용하였다 (p<0.05). 3. 착유과정에서 발생하는 세척수 발생량을 조사한 결과, 평균 $15.4{\ell}$/두였으며, 계절별로는 여름이 $16.4{\ell}$로 가장 많은 세척수가 발생되었다. 4. 착유과정에서 발생하는 세척수의 $BOD_5$는 착유실 세척시 발생하는 세척수가 $906.4mg/\ell$로 가장 높았으며, 유두 세척시 가장 낮은 $212.4mg/\ell$로 나타났다. COD, SS 등도 착유실 바닥세척시 가장 높은 경향을 보였다. 5. 세척수의 이화학적 특성은 pH는 $7.3{\sim}8.2$의 범위로 착유작업 단계에 따라 차이를 나타내었으며, 착유작업 후 착유실 외부로 흘러나오는 배출수의 $BOD_5$, COD, SS, T-N, T-P는 각각 731.2, 479.0, 751.6, 79.1, $14.7mg/\ell$였다. 이상의 시험결과를 종합해 보면 착유시스템 유형별 세척수 발생량은 바켓식, 파이프 라인식, 텐덤식 및 헤링본식이 각각 143.9, 487.9, 914.0, $856.7{\ell}$로 조사되었으며, 착유과정에서 발생하는 세척수량은 착유우 두당 $15.4{\ell}$로 착유시스템 유형 및 착유우 사육두수에 따라 낙농가도 농가실정에 맞는 세척수 처리시설 및 용량을 확보해야 할 것으로 판단된다.