• Advances in materials Research
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• 제2권2호
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• pp.93-98
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• 2013

Objective of this study is to calculate gamma buildup factors for pointed and isotropic gamma sources in depleted uranium, uranium dioxide, natural uranium, tin, water and concrete using MCNP4C code. The thickness of the media ranges from 0.5 to 10 mean-free-path (mfp) and gamma energy ranges from 0.5 to 10 MeV. Owing to the outstanding accuracy of MCNP in calculation involving gamma interaction, results fairly match those reported previously. The maximum relative error is 2%.

• 한국정보통신학회논문지
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• 제10권9호
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• pp.1545-1550
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• 2006

최소분산프로세서는 정합장처리(Matched Field Processing : MFP)로서 해양 환경을 완전히 알고 있을 때 우수한 부엽(sidelobe) 억제 능력을 가지고 있다. 그러나 다중 표적 이 존재 시 최소분산프로세서는 선형 프로세서가 아니므로 각각의 표적에 의한 주엽(mainlobe) 뿐만 아니라 표적 상호간에 의한 부엽이 발생되므로 표적의 정확한 위치를 추정하지 못 할 수 있다. 따라서 본 논문은 해양에 분포한 다중 표적들의 위치를 추정하기 위하여 다중 표적에 의해 수신된 데이터벡터의 cross spectral density matrix(CSDM)에서 CLEAN 알고리즘을 기반으로 표적 각각의 데이터벡터를 분리 추출하여 CSDM을 산출하고 이를 비선형 프로세서인 최소분산프로세서에 적용함으로써 표적 상호간의 부엽들을 제거하여 표적의 수와 위 치를 정확히 추정 할 수 있는 방법을 제안한다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제53권1호
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• pp.282-293
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• 2021

This paper examines gamma-ray shielding properties of SBC-Bx glass system with the chemical composition of 40SiO₂-10B₂O₃-xBaO-(45-x)CaO- yZnO- zMgO (where x = 0, 10, 20, 30, and 35 mol% and y = z = 6 mol%). Mass attenuation coefficient (µ/ρ) which is an essential parameter to study gamma-ray shielding properties was obtained in the photon energy range of 0.015-15 MeV using PHITS Monte Carlo code for the proposed glasses. The obtained results were compared with those calculated by WinXCOM program. Both the values of PHITS code and WinXCOM program were observed in very good agreement. The (µ/ρ values were then used to derive mean free path (MFP), electron density (N_eff), effective atomic number (Z_eff), and half value layer (HVL) for all the glasses involved. Additionally, G-P method was employed to estimate exposure buildup factor (EBF) for each glass in the energy range of 0.015-15 MeV up to penetration depths of 40 mfp. The results reveal that gamma-ray shielding effectiveness of the SBC-Bx glasses evolves with increasing BaO content in the glass sample. Such that SBC-B35 glass has superior shielding capacity against gamma-rays among the studied glasses. Gamma-ray shielding properties of SBC-B35 glass were compared with different conventional shielding materials, commercial glasses, and newly developed HMO glasse. Therefore, the investigated glasses have potential uses in gamma shielding applications.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제55권9호
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• pp.3441-3449
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• 2023

We determined the radiation shielding properties for 10CaO-xPbO-(90-x) deteriorated silica gel (DSG) glass system (x = 20, 25, 30, 35, 40, and 45 mol.%). The mass attenuation coefficient (MAC) has been estimated at photon energies of 74.23, 97.12, 122, 662, 1173, and 1332 keV using a narrow beam X-ray attenuation and transmission experiment, the XCOM program, and a PHITS simulation. The obtained MAC values were applied to estimate the half value layer (HVL), mean free path (MFP), effective atomic number, and effective electron density. Results show that the MAC value of the studied glasses ranges between 0.0549 and 1.4415 cm²/g, increases with the amount of PbO, and decreases with increasing photon energy. The HVL and MFP values decrease with increasing PbO content and increase with increasing photon energy. The recycled glass, with the addition of PbO content (20-45 mol.%), exhibited excellent radiation shielding capabilities compared to standard barite and ferrite concretes and some glass systems. Moreover, the experimental radiation shielding parameters agree with the XCOM and PHITS values. This study suggests that this new waste-recycled glass is an effective and cost-saving candidate for X-ray and gamma-ray shielding applications.

• Journal of Radiation Protection and Research
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• 제48권4호
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• pp.184-196
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• 2023

Background: Radiation protection is crucial in various fields due to the harmful effects of radiation. Shielding is used to reduce radiation exposure, but gamma radiation poses challenges due to its high energy and penetration capabilities. Materials and Methods: This work investigates the radiation shielding properties of polyvinylidene fluoride (PVDF) samples containing different weight fraction of tungsten carbide (WC), tungsten trioxide (WO₃), and tungsten disulfide (WS₂). Parameters such as the mass attenuation coefficient (MAC), half-value layer (HVL), mean free path (MFP), effective atomic number (Z_eff), and macroscopic effective removal cross-section for fast neutrons (Σ_R) were calculated using the Phy-X/PSD software. EpiXS simulations were conducted for MAC validation. Results and Discussion: Increasing the weight fraction of the additives resulted in higher MAC values, indicating improved radiation shielding. PVDF-xWC showed the highest percentage increase in MAC values. MFP results indicated that PVDF-0.20WC has the lowest values, suggesting superior shielding properties compared to PVDF-0.20WO₃ and PVDF-0.20WS₂. PVDF-0.20WC also exhibited the highest Z_eff values, while PVDF-0.20WS₂ showed a slightly higher increase in Z_eff at energies of 0.662 and 1.333 MeV. PVDF-0.20WC has demonstrated the highest Σ_R value, indicating effective shielding against fast neutrons, while PVDF-0.20WS₂ had the lowest Σ_R value. The Monte Carlo N-Particle Transport version 5 (MCNP5) simulations showed that PVDF-xWC attenuates gamma radiation more than pure PVDF, significantly decreasing the dose equivalent rate. Conclusion: Overall, this research provides insights into the radiation shielding properties of PVDF mixtures, with PVDF-xWC showing the most promising results.

• 한국음향학회지
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• 제26권5호
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• pp.220-226
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• 2007

캐비테이션 터널에서 소음계측 실험의 주 목적은 프로펠러 소음레벨 계측과 소음원의 위치 판별이다. 한국해양연구원의 소음계측 실험용 "저소음 대형 캐비테이션 터널"의 기초연구의 일환으로 소음계측 실험이 동 연구원의 소형 캐비테이션 터널에서 수행되었다. 본 실험에서는 프로펠러 캐비테이션이 발생할 수 있는 반류조건을 만들기 위해 반류 생성용 모형체(dummy body)를 제작하였고, 유동장 내의 청음기에 의한 자체소음을 줄이기 위해 유선형으로 설계된 하이드로포일내에 청음기 배열을 설치하였다. 다양한 압력조건에서 발생한 소음장과 가상 음원의 복제음장을 계측한 후, 소음원의 위치를 추적하기 위해 주파수 비상관 Bartlett 프로세서를 적용하였다. 본 논문에서는 수행된 소음계측 시험에 대해 기술하고, 계측된 소음의 분석 및 위치추적 결과를 제시한다.

• Journal of Animal Science and Technology
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• 제48권1호
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• pp.15-20
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• 2006

국내에서 사용한 젖소 정액을 네 가지(한국형 보증종모우 정액, 농협 수입 보증종모우 정액, 미국산 수입 정액, 카나다산 수입 정액)로 분류하여 표현형 능력 및 유전능력을 비교하였다. 유전능력의 경우 농촌진흥청 축산연구소에 수행하고 있는 국가단위 젖소유전능력평가 결과를 이용하였다. 유량, 유지량 및 유단백량의 표현형 능력의 경우 미국산 수입 정액이 가장 우수하였고, 한국형 보증종모우 정액은 미국산 수입 정액과 유의한 차이를 보였다. 1991년 이후 태어난 보증종모우의 경우 유지량은 네 종류의 정액 사이에 유의한 차이가 없었다. 유량, 유지량, 유단백량, 유단백율 유전능력의 경우 네 종류 사이에 유의한 차이가 없었으며, 유지율의 경우 한국형 보증종모우 정액이 가장 우수하였다. 선형심사 최종점수 및 유방종합지수의 경우 카나다산 수입정액이 가장 우수하였으며, 한국형 보증종모우 정액과 유의한 차이를 보였다. MFP 및 KTPI의 경우 네 종류 사이에 유의한 차이가 없었다. 1991년 이후에 태어난 보증종모우의 유량 및 유단백량의 경우 네 종류 사이에 유의한 차이가 없었으나, 유지량, 유지율 및 유단백율의 경우 한국형 보증종모우 정액이 가장 우수하였고, 나머지 정액과 유의한 차이를 보였다. 선형심사 최종점수의 경우 한국형 보증종모우 정액, 미국산 수입정액 및 카나다산 수입정액 사이에 통계적으로 유의한 차이가 없었다. 유방종합지수의 경우 카나다산 수입정액이 가장 우수하였고, 한국형 보증종모우 정액과 유의한 차이가 났다. MFP의 경우 한국형 보증종모우 정액이 가장 우수하였고, 나머지 정액과 유의한 차이를 보였다. KTPI의 경우 한국형 보증종모우 정액, 미국산 수입정액 및 카나다산 수입정액 사이에 통계적으로 유의한 차이가 없었다.

• 한국생물공학회:학술대회논문집
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• 한국생물공학회 2000년도 추계학술발표대회 및 bio-venture fair
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• pp.376-379
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• 2000

메탄올 자화효모인 Pichis pastoris는 메탄올에 의해 유도되는 강력한 AOX1 프로모터의 존재로 인하여 외래 단백질의 생산을 위한 가장 좋은 숙주중의 하나이다. methanol fed batch phase(MFP)동안에 메탄올의 공급은 그 메탄올이 단백질의 발현을 유도하며 또한 숙주에게 에너지원으로 쓰이기 때문에 매우 중요하다. 과량의 메탄올은 세포의 성장을 저해하며, 반면에 불충분한 메탄올의 공급은 세포를 느리게 자라게 하고 생산성도 떨어뜨린다. 본 연구는 새로운 혈소판 응집 억제제인 saxatilin의 생산성, 혹은 수율을 최대화 하기 위해서 메탄올의 공급속도와 세포의 비성장속도를 조절하였다.

• 한국음향학회:학술대회논문집
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• 한국음향학회 1999년도 학술발표대회 논문집 제18권 1호
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• pp.210-213
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• 1999

수동소나체계에서 음원의 위치와 관련된 매개변수를 산출하기 위해 정합장처리(Matched Field Processing)가 이용된다 본 연구에서는 수직선배열센서를 이용한 정합장처리에서 음원 위치추정에 영향을 미치는 다양한 요인 중, 수직음속분포 오정합(mismatch)에 의한 영향을 MV 프로세서 (Minimum Variance Processor)를 이용하여 모의실험함으로써 그 결과를 분석하였다. 천해 모의환경에서 동일한 기울기로 증감하는 수직음속분포 오정합은 음원 위치추정에서 거리성분의 오차를 가지며, 상이한 기울기를 갖는 수직음속분포 오정합은 거리와 수심 성분의 오차가 유발됨을 확인할 수 있었다. 심해 모의 환경에서 수직음속분포 오정합은 거리와 수심 성분의 오차가 유발되고, 거리추정의 전반적인 경향은 천해의 동일한 기울기를 가지는 경우와 유사함을 확인할 수 있었다.

• Advances in materials Research
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• 제4권1호
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• pp.23-30
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• 2015

Energy absorption and exposure buildup factor have been computed for natural uranium in the energy range of 0.05-15MeV up to penetration depth of 40 mfp. Five-parameter geometric progression (G-P) fitting method has been used to compute buildup factors of uranium. The variation of energy absorption and exposure buildup factors with, penetration depth and incident photon energies for the uranium has been studied. It has been concluded that the values of energy absorption and exposure buildup factors are very large at 0.15 MeV.