• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 1995년도 추계학술발표회논문집(2)
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• pp.693-698
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• 1995

원자로 조사 핵연료의 제원거동을 조사하기 위하여 고리원자력1호기 핵연료(평균연소도:17,000-38,000MWD/MTU, 농축도: 2.122-3.199 wt.%) 대한 제원을 측정하였다. 핵연료 연소도에 따른 핵연료봉의 길이신장률과 집합체 길이신장률이 각각 0.4-0.6sc, 0.1-0.2%였다. 조사 핵연료의 길이신장과 핵연료 집합체의 휨은 주로 핵연료 연소도에 의존하였으나 핵연료집합체의 비틀림은 핵연료 연소도와 거의 무관하였다.

• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 1997년도 추계학술발표회논문집(1)
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• pp.135-140
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• 1997

국내개발 액체금속로 KALIMER 노심설계 개발의 일환으로 전기출력 333 MWe(열출력 840 MWth)의 노심설계를 수행하고, 이에 대한 핵ㆍ열수력 특성을 분석하였다. 설계노심은 2농축 U-Zr(14.0/l8.9%) 이원 합금핵연료의 균질노심으로 구성하였다. 핵연료 재장전주기는 18개월, 평균증식비는 0.64로서 평형주기에서의 최대연소도는 125.2 MWD/kg이며, 특히 음의 소듐 void 반응도가를 가짐으로써 노심안전성 확보측면에서 매우 양호함을 보였다.

• 성인간호학회지
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• 제28권3호
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• pp.266-278
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• 2016

Purpose: The purpose of this study was to identify the effects of reinforced walking exercise on dyspnea-fatigue symptoms, daily activities, walking ability and health related quality of life (HRQoL) in heart failure patients. Methods: This study used a randomized controlled trial design. The participants (experimental group=16, control group=25) were recruited from a university hospital in Kyeong-nam area. Data were collected from March to September, 2015. The reinforced walking exercise included goal setting and feedback (telephone and text message) provided for 12 weeks. Dyspnea-Fatigue Index, Korean Activity Scale/Index (KASI), six-minute walking distance (6MWD) and HRQoL were measured. Data were analyzed using descriptive statistics, t-test, Fisher's exact test, $x^2$ test, and Kolmogrove-Smirnov test. Results: Prior to the intervention there were no differences in the research variables between two groups. The exercise compliance in the experimental group was 100% (walking for 50 minutes per day, 5 times per week). The experimental group had improved dyspnea-fatigue symptoms (t=8.63, p<.001), daily activities (t=-4.92, p<.001), longer 6MWD (t=-5.66, p<.001), and increased HRQoL (t=-9.05, p<.001) compared to the control group. Conclusion: The reinforced walking exercise could be a cost-effective intervention in heart failure patient, which could enhance patients' outcomes, such as improving dyspnea-fatigue symptoms, daily activities, walking ability, and quality of life.

• Journal of Radiation Protection and Research
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• 제37권4호
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• pp.197-201
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• 2012

경수로 사용후핵연료 중간저장시설의 부지면적을 산출하기 위하여 콘크리트 저장시설 개념모델의 연간선량을 계산하였다. 초기농축도 4.5 wt%, 연소도 45,000 MWd/MTU, 냉각기간 10년인 사용후핵연료를 대상으로 ORIGEN-ARP를 사용하여 선원항을 생산하였으며, MCNP 코드를 사용하여 저장시설에 대한 모델링 및 방사선차폐계산을 수행하였다. 연간선량은 저장시설의 용량별로 계산하였으며, 중앙집중식 저장시설의 경우, 반경 700 m 이상에서 10CFR72에서 권고하는 통제구역 경계에서의 연간선량 기준 0.25 mSv를 만족하였다.

• 분석과학
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• 제16권2호
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• pp.110-116
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• 2003

사용 후 핵연료의 화학특성 연구를 위하여 요오드의 분리와 정량에 관한 연구를 수행하였다. 사용 후 핵연료를 용해시키는 과정에서 핵연료 중에 CsI로 존재하는 요오드가 $I_2$로 산화되어 휘발되지 않도록 질산과 염산의 혼합산 (80:20 mol%)을 이용하여 비휘발성 ${IO_3}^-$­로 안정화시켰다. 2.5 M $HNO_3$ 매질에서 $NH_2OH{\cdot}HCl$을 이용하여 $I_2$로 환원시킨 후 사염화탄소로 추출하여 우라늄과 핵분열생성물로부터 분리, 회수하였다. 0.1 M $NaHSO_3$을 사용하여 요오드를 역추출하였으며 수용액층으로 회수된 요오드를 이온 크로마토그래피로 정량하였다. 방사성 물질 분석에 적합한 이온 크로마토그래피/차폐 시스템을 구성하였으며 42,000~44,000 MWd/MtU 의 연소도를 갖는 사용후핵연료를 대상으로 요오드를 분석한 결과 Origin 2 연소도 전산코드에 의한 계산결과인 $324.5{\sim}343.6{\mu}g/g$와는 -8.3~-0.5%의 편차를 나타내었다.

• 대한한의학회지
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• 제41권3호
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• pp.162-172
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• 2020

Objectives: The purpose of study was to report the clinical improvement of Chronic Obstructive Pulmonary Disease (COPD) patients treated with Korean medicine pulmonary rehabilitation. Methods: The patients were treated with Lung-conduction exercise, Chuna manual therapy, Exercise therapy. To assess the treatment outcomes, we used the pulmonary function test (PFT), modified medical research council scale (mMRC), 6-minute walk distance (6MWD), peak expiratory flow rate (PEFR), COPD assessment test (CAT), St. George respiratory questionnaire (SGRQ). Results: After treatments, the patient's clinical symptoms were improved with CAT, SGRQ's significant decrease and PFT, mMRC, 6MWD and PEFR were maintained or improved slightly. Conclusions: The Korean medicine pulmonary rehabilitation was effective in the treatment of COPD patients. This study suggested the possibility of Korean Medicine pulmonary rehabilitation program in the clinic.

• 방사성폐기물학회지
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• 제6권3호
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• pp.233-244
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• 2008

본 연구에서는 경수로 사용후핵연료로부터 핵연료 물질(예: 차세대형 원자로의 연료)로 재사용할 수 있는 우라늄과 초우라늄원소군(TRU)을 분리, 회수하기 위한 파이로 처리공정(pyroprocess) 시설의 개념설계연구를 수행하였다. 이 시설의 목적은 공학적 실증시험을 통하여 상용 규모의 확대(scale-up) 자료를 확보하는 것과 운전 경험을 쌓을 수 있도록 하자는 것이고 그 용량은 비교적 작은 공학적 규모인 20 kg HM/batch 로 설정하였다. 처리 대상 핵연료로는 경수로의 전형적인 핵연료 형태인 3.5 % 농축우라늄, 35,000 MWd/tU 그리고 5년 냉각시킨 경수로 사용후핵연료를 선택하였다. 본 개념설계연구에서 고려한 주요 항목은 차폐셀을 포함한 파이로 처리공정 시설의 배치, 공정 운전에 대비한 시설 안전 관리, 방사선 안전, 차폐셀 내 불활성 분위기 관리, 연료 물질의 계량 관리, TRU 제품의 핵임계 관리 등이다.

• Macromolecular Research
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• 제8권5호
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• pp.238-242
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• 2000

The new trisiloxane-bridged heterometallic dinuclear metallocenes, hexamethyltrisiloxanediyl(cyclopentadienyltitanium trichloride) (cyclopentadienylindenyl zirconium dichloride) , $C_3ITi-Cp(CH_3)_2Si-O-Si(CH_3)_2-O-Si(CH_3)_2-Cp-ZrIndCI_2$ (1) and hexamethyltrisiloxanediyl (cyclopentadienylindenylhafnium dichloride) (cyclopentadienylindenyl zirconium dichloride), $C_2IndHf-Cp(CH_3)_2Si-O-Si(CH_3)_2-Cp-ZrIndCl_2$ 2) connecting two dissimilar metallocenes were synthesized and used for ethylene polymerization in the presence of modified methylaluminoxane (MMAO) cocatalyst. The catalytic activity of heterometallic dinuclear metallocenes, 1 and 2 was lower than that of corresponding mononuclear metal-locene as well as two physically mixed catalysts, $CpTiCl_2/Cp_2ZrCl_2 and Cp_2HfCl_2/Cp_2ZrCl_2$. On the tither hand, MWD of PE obtained with 1 and 2 was remarkably broader ($M_w/M_n$) became up to 9.4) than those of PEs prepared with the corresponding mononuclear metallocenes and mixed catalysts. With analysis by GPC and CFC, it was found that PE produced by the heterometallic dinuclear metallocenes exhibited the definite bimodal GPC curves that should cause the broadening of MWD.

• Journal of Radiation Protection and Research
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• 제38권4호
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• pp.189-193
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• 2013

경수로 사용후핵연료 건식 중간저장시설 격납건물 크기에 따른 방사선량률 추이 분석을 위하여 격납건물 외부 벽면에서의 추정연간선량을 계산하였다. ORIGEN-ARP를 사용하여 농축도 4.5 wt%, 연소도 45,000 MWd/MTU 냉각기간 10년인 사용후핵연료를 대상으로 선원항을 생산하였으며, MCNP 코드를 사용하여 저장시설 및 격납건물에 대한 모델링 및 선량률 계산을 수행하였다. 연간선량은 격납건물 외부 벽면에서의 값으로 계산하였으며, 격납건물 벽과 최외곽 배열의 저장용기와의 간격을 50 m 이상으로 설정할 경우 10CFR72에서 제시하는 연간선량인 0.25 mSv 이하의 값이 계산되었다.

• Journal of Radiation Protection and Research
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• 제18권2호
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• pp.27-35
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• 1993

중수로형 원자로에서 방출되는 사용후핵연료 다발을 안전하게 운반할 목적으로 CANDU 수송용기에 대한 방사선차폐해석을 수행하였다. 핵연료의 연소도는 7,800MWD/MTU, 냉각기간은 5년으로 하여 ORIGEN2 코드로 방사선원을 구하고 이것으로 핵연료 378다발을 운반할 수 있는 수송용기의 차폐체 두께변화에 따른 선량을 영향을 비교하였다. 계산은 ANISN과 DOT4.2 코드를 사용하였으며, 해석결과 최적의 차폐구조를 선정 하였으며, 또한 IAEA 및 국내 원자력법의 수송법규에 명시된 정상수송 및 가상사고조건에 따른 차폐해석을 수행하여 CANDU 수송용기의 안전성을 입증하였다.