• 핵의학기술
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• 제15권2호
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• pp.111-115
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• 2011

체외 검사는 각 검사 마다 6-7개의 standard 농도를 이용한 표준곡선(Dose response curve)을 사용하여 검사 결과를 분석하며, 표준곡선 사용은 진료재료 소모에 많은 부분을 차지하고 있다. 현재 원내에서 검사하는 검사항목 가운데 일부 검사 항목은, standard 농도를 이용한 환자의 검사 결과 분석수치가 대부분 낮은 결과의 분포를 보이고 있었으며, 이러한 검사 들은 마지막 standard 농도의 사용이 불필요하다고 판단하였다. 이에 낮은 검사 결과의 분포를 보이는 검사항목들을 선정하고, 마지막 standard 농도의 자리에 사용했던 진료 재료를 절감하여 진료재료의 소모비용을 줄였다. 원내 검사 항목 중 11개의 검사 항목을 진료재료 절감 대상항목으로 하였고, 검사가 진행한 횟수 만큼 마지막 standard농도에 사용되었던 진료재료(검사 Tube)를 절감할 수 있었다. 2009년 7월부터 2011년 2월까지 월별 진료재료 절감 개수, 절감 개수를 진료재료 단가로 계산하여 진료재료 절감액과, 절감된 진료재료를 환자 검사용 진료재료로 사용하여 발생한 수익을 ABC 원가계산을 근거로 산정하였다. 2009년 7월부터 2011년 2월까지 절감된 진료 재료는 3,131개였다. 이는 약 31kit의 검사 시약에 해당되는 진료재료를 절감하였다. 이것을 진료재료 단가로 계산하면 약 640만원의 진료재료비가 절감되었고, 이러한 진료 재료는 환자 검사 진료재료로 사용되어 약 1,370만원의 수익이 발생하였다. 환자의 검사 결과가 정상이거나, 낮게 분포하는 검사항목들은 마지막 standard 농도를 사용하지 않고 범위를 줄여서 검사를 진행하여도 검사 결과를 분석하는데는 영향이 없었고, standard 농도 범위 조정이 검사 결과의 신뢰성에는 영향이 없는 것으로 분석 되었다. 따라서 이 활동은 핵의학 체외검사의 진료재료 사용에 효율성을 높이고 진료재료 절감 및 병원 수익에 많은 효과가 있을 것으로 생각한다.

• 대한기계학회논문집A
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• 제35권6호
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• pp.651-659
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• 2011

최근 열출력이 향상된 신규 원자력발전소의 개발이 증가하고 있으며 배관계에 가해지는 모멘트 및 하중의 크기도 증가하는 경향이므로 배관의 파단전누설(LBB) 적용조건 여유도가 작아질 수 있다. 본 논문에서는 이러한 배관에서 LBB 적용조건을 만족시키기 위한 추가적인 여유도 확보의 한 방법으로써 균열의 비선형과 재료물성치를 고려하는 방법을 제시하였다. 균열 및 재료의 비선형을 고려하기 위하여 유한요소해석과 보(beam) 이론을 병용하였다. 원자력 배관을 모델로 하여 본 논문에서 제안한 방법으로 LBB 균열안정성 해석을 수행하였으며, LBB 여유도가 낮은 위치에서 균열 및 재료 비선형을 고려함으로 써 추가적인 LBB 여유도를 확보할 수 있음을 확인하였다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제56권9호
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• pp.3501-3511
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• 2024

Titanium alloys play a vital role in optimizing the effectiveness and security of nuclear reactors, strengthening structural durability, and facilitating the effective handling of nuclear waste. The aim of this study is to investigate the gamma-ray, neutron, and transmission properties of four common titanium alloys through the examination of the deposited energy amount in the liquid sodium coolant material, in relation to the mechanical properties of these alloys. MCNP (version 6.3) is utilized for designing the titanium pipes. Next, the pipes were re-designed considering the elemental mass fractions and densities of the investigated titanium alloys. Grade 26 sample is reported with the highest values of mass attenuation coefficients and the lowest HVL values among those investigated alloys. Grade 26 is reported to have the lowest TF value, whereas Grade 12 demonstrated the highest TF value. The highest Effective Removal Cross Section (Σ_R, 1/cm) value against fast neutrons is reported for Grade 26. The utilization of Grade 26 sample as pipe material resulted in the lowest deposited energy amount (MeV/g) and subsequent lowest contamination in the coolant material. Out of the alloys that were chosen for analysis, it has been determined that Grade 26 exhibits the highest level of strength. It can be concluded that the Grade 26 alloy exhibits desirable characteristics for applications in nuclear technologies that require superior gamma-ray and neutron absorption properties, as well as exceptional mechanical properties. Nevertheless, it is essential to emphasize the importance for ongoing studies to enhance the existing material properties of Grade 26, with the aim of achieving improved safety and efficacy in nuclear applications.

• 한국초전도학회:학술대회논문집
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• 한국초전도학회 2007년도 High Temperature Superconductivity Vol.XVII
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• pp.82-82
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• 2007

• 동력기계공학회지
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• 제20권5호
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• pp.52-59
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• 2016

Environmental Qualification has been almost developed except those of Non-Material Sub-components for valves and pumps though the time has only passed about 10years since EQ test launch of Korea. However EQ test has been performed by a few of engineers under the conditions that experience of EQ test is insufficient and EQ system is not developed completely. In recent years, Strengthen Nuclear Safety Regulation is being done Strictly Nuclear safety components Verification Procedure for Non-Material Sub-components, but the reports contain only performance test results, not Enviro nmental test methods relating to real Aging Degradation. In this Study, there were developed to performance systematically research to acquire EQ technology for five specimens of the Non-Material Sub-components in the Nuclear Power Plant.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제45권4호
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• pp.565-572
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• 2013

The fabrication methods and requirements of the fiber, interphase, and matrix of nuclear grade $SiC_f/SiC$ composites are briefly reviewed. A CVI-processed $SiC_f/SiC$ composite with a PyC or $(PyC-SiC)_n$ interphase utilizing Hi-Nicalon Type S or Tyranno SA3 fiber is currently the best combination in terms of the irradiation performance. We also describe important material issues for the application of SiC composites to LWR fuel cladding. The kinetics of the SiC corrosion under LWR conditions needs to be clarified to confirm the possibility of a burn-up extension and the cost-benefit effect of the SiC composite cladding. In addition, the development of end-plug joining technology and fission products retention capability of the ceramic composite tube would be key challenges for the successful application of SiC composite cladding.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제52권9호
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• pp.1881-1895
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• 2020

The theoretical aspects behind the reactor depletion capability of the Monte Carlo code MCS developed at the Ulsan National Institute of Science and Technology (UNIST) and practical results of this depletion feature for a Material-Testing Reactor (MTR) with plate-type fuel are described in this paper. A verification of MCS results is first performed against MCNP6 to confirm the suitability of MCS for the criticality and depletion analysis of the MTR. Then, the dependence of the effective neutron multiplication factor to the number of axial and radial depletion cells adopted in the fuel plates is performed with MCS in order to determine the minimum spatial segmentation of the fuel plates. Monte Carlo depletion results with 37,800 depletion cells are provided by MCS within acceptable calculation time and memory usage. The results show that at least 7 axial meshes per fuel plate are required to reach the same precision as the reference calculation whereas no significant differences are observed when modeling 1 or 10 radial meshes per fuel plate. This study demonstrates that MCS can address the need for Monte Carlo codes capable of providing reference solutions to complex reactor depletion problems with refined meshes for fuel management and research reactor applications.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제42권2호
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• pp.203-210
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• 2010

The $\underline{H}igh$ flux $\underline{A}dvanced$ $\underline{N}eutron$ $\underline{A}pplication$ $\underline{R}eact\underline{O}r$ (HANARO), an open-tank-in-pool type reactor, is one of the multi-purpose research reactors in the world. Since the commencement of HANARO's operations in 1995, a significant number of experimental facilities have been developed and installed at HANARO, and continued efforts to develop more facilities are in progress. Owing to the stable operation of the reactor and its frequent utilization, more experimental facilities are being continuously added to satisfy various fields of study and diverse applications. The irradiation testing equipment for nuclear fuels and materials at HANARO can be classified into capsules and the Fuel Test Loop (FTL). Capsules for irradiation tests of nuclear fuels in HANARO have been developed for use under the dry conditions of the coolant and materials at HANARO and are now successfully utilized to perform irradiation tests. The FTL can be used to conduct irradiation testing of a nuclear fuel under the operating conditions of commercial nuclear power plants. During irradiation tests conducted using these capsules in HANARO, instruments such as the thermocouple, Linear Variable Differential Transformer (LVDT), small heater, Fluence Monitor (F/M) and Self-Powered Neutron Detector (SPND) are used to measure various characteristics of the nuclear fuel and irradiated material. This paper describes not only the status of HANARO and the status and perspective of irradiation devices and instrumentation for carrying out nuclear fuel and material tests in HANARO but also some results from instrumentation during irradiation tests.

• Journal of Radiation Protection and Research
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• 제34권3호
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• pp.115-120
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• 2009

1990년대 이후부터 현재까지 일련의 사건들은 - 1995년 러시아 국립공원에서 매설된 오염폭탄발견, 2001년 9/11 테러, 2003년 알카에다 오염폭탄 실험 증거 발견등 - 방사성물질 (본 논문에서 언급한 "방사성물질"은 "핵물질 사용후핵연료 방사성동위원소"를 말함)을 이용한 핵테러 및 방사능테러 (본 논문에서는 "핵테러 및 방사능테러"를 간단히 "핵테러/방사능테러"로 표시함)가 공상과학소설이 아닌 실제적으로 발생가능할 심각한 위협임을 보여준다. 이에 따라 세계는 새롭게 대두된 위협에 효과적으로 대응하기 위해 방사성물질에 대한 보안(security)과 물리적방호(physical protection)를 강화하고 방사성물질 불법거래 예방 및 대응체제를 구축하도록 요구하고 있다. 우리나라는 이러한 국제적 추세에 부응하기 위해, 관련 법 체제를 제 개정하고 국제협약 혹은 기구에 합의하거나 가입하였다. 본 논문에서는 핵테러/방사능테러 예방의 일환으로 방사성동위원소에 비해 상대적으로 복잡한 붕괴 과정을 가진 핵물질의 물리적 특성을 살펴보고, 현재 운영되고 있는 핵테러/방사능테러 탐지 장비들의 특성을 파악한다. 검토된 장비들의 특성과 함께 국외에서 국내로 불법 유입된 방사성물질이 목표 지점까지 도달되는 과정, 국내 지형적 특정 그리고 다중 방어적 개념을 고려하여 핵테러/방사능테러 탐지체계 구축 방안을 제안한다. 본 논문은 핵테러/방사능테러로부터 국민의 건강, 안전 그리고 환경을 보호하는데 중요한 기여를 할 것으로 판단된다.

• 한국분말야금학회:학술대회논문집
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• 한국분말야금학회 2006년도 Extended Abstracts of 2006 POWDER METALLURGY World Congress Part 1
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• pp.305-305
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• 2006