• 대한기계학회논문집A
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• 제32권10호
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• pp.836-843
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• 2008

An efficient domain/boundary decomposition method is applied for heat transfer problems with non-linear thermal radiation boundaries. The whole domain of solids or structures is considered as set of subdomains, an interface, and radiation interfaces. In a variational formulation, simple penalty functions are introduced to connect an interface or radiation interfaces with neighboring subdomains that satisfy continuity conditions. As a result, non-linear finite element computations due to the thermal radiation boundaries can be localized within a few subdomains or radiation interfaces. Therefore, by setting up suitable solution algorithms for the governing finite element equations, the computational efficiency can be improved considerably. Through a set of numerical examples, these distinguishing characteristics of the present method are investigated in detail.

• 대한기계학회논문집
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• 제13권1호
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• pp.20-28
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• 1989

본 연구에서는 경계조건에 대한 음향 방사율을 계산하고, 또한 각각의 구조물을 가진하여 진동을 측정하여 음향 방사 파워를 예측한다.

• 센서학회지
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• 제24권2호
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• pp.96-100
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• 2015

In the present study, we developed a real-time radiation-monitoring sensor for an underwater radiation-monitoring system and evaluated its effectiveness using reference radiation sources. The monitoring sensor was designed and miniaturized using a silicon photomultiplier (SiPM) and a cerium-doped-gadolinium-aluminum-gallium-garnet (Ce:GAGG) scintillator, and an underwater wireless monitoring system was implemented by employing a remote Bluetooth communication module. An acrylic water tank and reference radiation sources ($^{137}Cs$, $^{90}Sr$) were used to evaluate the effectiveness of the monitoring sensor. The underwater monitoring sensor's detection response and efficiency for gamma rays and beta particles as well as the linearity of the response according to the gammaray intensity were verified through an evaluation. This evaluation is expected to contribute to the development of base technology for an underwater radiation-monitoring system.

• 한국방사선학회논문지
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• 제3권3호
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• pp.37-40
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• 2009

본 연구에서는 디지털 엑스레이 검출기의 직접 방식 다결정 lead oxide(PbO)를 이용하여 고효율 방사선 검출 센서를 제작하였다. 나노 크기의 PbO 입자들은 높은 효율을 가지기 위하여 액상법에 의한 합성법을 통하여 제작되었다. 제작된 나노 크기의 PbO 입자를 이용하여 실온에서 $200{\mu}m$ 두께의 후막을 PIB(particle-in-binder) 방법으로 다양한 온도에서 ITO(Induim Tin Oxide) 유리 위에 도포되었다. 제작된 PbO 후막은 누설전류, 엑스레이 감도, 신호 대 노이즈 비(SNR)을 통해 전기학적 특성이 분석되었다. 이로서 후막의 전기적 특성이 열처리 온도에 따라 많은 영향을 미치는 것을 발견하였고 산소 분위기에서 $500^{\circ}C$의 온도로 열처리과정을 거친 후막이 엑스레이 검출 센서로서의 효율이 가장 높다는 결론을 도출할 수 있었다.

• Journal of Radiation Protection and Research
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• 제39권1호
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• pp.46-53
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• 2014

방사선사고 시 내부오염 평가대상의 범위는 성인뿐만 아니라 소아까지 전 연령층으로 확대된다. 본 연구에서는 전신계수기의 측정 정확도를 향상시키기 위해 측정대상의 인체 크기와 측정 위치에 따른 계수효율을 평가하였다. 본 연구에서는 한국원자력의학원에서 사용하는 전신계수기인 FASTSCAN에 대해 방사선수송코드를 이용하여 전산 모사하였다. 측정한 계수효율과 계산한 계수효율의 상대편중은 4세 소아의 경우 2% 이하이였으며, 성인의 경우에도 5% 이하로 일치하였다. 측정 대상의 키가 작을수록 검출기와의 거리가 멀어지는 문제를 보완하고 인체 크기에 따른 계수효율의 일관적인 경향성을 도출하기 위해, 측정대상의 측정 위치를 조절하여 전신계수기의 계수효율을 평가하였다. 조절된 측정 위치에서의 전신계수기 계수효율을 바탕으로 측정 대상의 인체 크기 차이에 의한 내부오염도 평가 시 측정 오차를 줄일 수 있는 인체 크기 보정인자를 도출하였다. 도출된 보정인자는 전신계수기 측정결과에 곱하여 측정대상의 내부오염도를 쉽게 평가할 수 있으며, 궁극적으로 방사선사고 시 전신계수기를 이용한 내부오염도의 측정 정확도를 크게 향상시킬 수 있을 것이다.

• 한국전자파학회논문지
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• 제24권6호
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• pp.595-601
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• 2013

본 논문에서는 CMOS 공정을 사용한 밀리미터파 대역 온-칩 다이폴 안테나의 최적화된 설계를 제안한다. CMOS 공정을 사용한 안테나에서 가장 큰 단점은 기판의 높은 유전율과 손실로 인하여 공기 중 방사 효율이 낮다는 것이다. 이를 극복하기 위한 방법으로 공기 중의 방사 영역 증가와 안테나와 반사체의 거리 최적화가 필요하다. 80 GHz에서 16.5 %의 효율과 22.3 %의 대역폭을 가지는 다이폴 안테나의 최종 설계에서 공기 중 방사 영역을 넓히기 위한 방법으로 기판 각도, 칩 가장자리-다이폴 사이 거리를 변화시켰으며, 안테나와 반사체 사이의 거리를 최적화하기 위한 방법으로 기판 두께와 안테나-접지면 사이 거리를 조절하며, 설계 환경이 안테나의 효율에 미치는 영향을 체계적으로 분석하였다.

• 한국전자파학회논문지
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• 제23권4호
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• pp.424-430
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• 2012

그라운드 안테나는 그라운드의 두 지점을 잇는 스트립에 커패시터를 넣어 설계가 된다. 본 논문에서는 이 커패시터의 실장 위치가 변할 때 안테나의 방사 성능의 변화가 발생하게 되는 이유에 대해 분석한다. 커패시터 위치를 변화시키며 그라운드 안테나의 표면 전류 분포를 관찰함으로써 커패시터의 위치가 대역폭 및 안테나 효율에 미치는 영향을 살펴보았다. 본 논문에서 사용된 그라운드 안테나는 Wi-Fi 대역에서 동작하도록 설계되었으며, 스트립의 끝 쪽에 커패시터를 위치할 경우 Wi-Fi 대역(2.4-2.5 GHz)에서 -10 dB 기준 7.2 %의 넓은 상대대역폭과 66 %의 높은 안테나 평균 효율을 얻을 수 있음을 확인하였다.

• 대한방사선기술학회지:방사선기술과학
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• 제44권5호
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• pp.481-487
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• 2021

This study was conducted for the purpose of efficient radioactive waste disposal and management. Experiment was evaluated the decontamination efficiencies of the four types decontamination materials(Water, Alcohol, Decontamination Water, Decontamination Gel) with radioactive wastes generated during radio-pharmaceutical production process at Korea Institute Radiological and Medical Sciences(KIRAMS). The radioactive waste sample used in experiment is a lead plate of the fume hood that was disposed in April, 2019. In the experimental method, radioactive waste was measured before and after decontamination using a HPGe semiconductor detector and Gamma survey meter. The measured values before and after decontamination were evaluated for decontamination efficiency as a percentage. As a result, it was confirmed that a lot of specific activity and surface dose rate was removed from the radioactive wastes. In particular, when decontamination water was used, most of the radioactivity of radioactive wastes was removed. Considering these results, if decontamination water is used in decontamination of radioactive waste, decontamination efficiency equivalent to the disposition criteria can be expected with just one decontamination treatment. In addition, in the case of water and alcohol, only on decontamination was effective in approximately 75% and 95%. Otherwise, when decontamination gel was used, it was confirmed that the largest deviation occurred among all experimental results.

• 방사선산업학회지
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• 제9권2호
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• pp.103-109
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• 2015

More recently, companies that have obtained permission to use radioactive materials or radiation device and registered radiation workers have increased by 10% and 4% respectively. The increased use of radiation could have an effect on radiation safety control. However, there is not nearly enough manpower and budget compared to the number of workers and facilities. This paper will suggest a counteroffer thought analyzing pending issues. The results of this paper indicate that there are 47 and 31.3 workers per radiation protection officer in educational and research institutes, respectively. There are 20.1 persons per RPO in hospitals, even though there are 2 RPOs appointed. Those with a special license as a radioisotope handler were ruled out as possible managers because medical doctors who have a special license for radioisotope handling normally have no experience with radiation safety. The number of staff members and budget have been insufficient for safety control at most educational and research institutes. It is necessary to build an optimized safety control system for effective Radiation Safety Control. This will reduce the risk factor of safety, and a few RPOs can be supplied for efficiency and convenience.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제54권4호
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• pp.1421-1430
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• 2022

The computation of the solid angle and the detector efficiency is considering to be one of the most important factors during the measuring process for the radioactivity, especially the cylindrical γ-ray NaI(Tl) detectors nowadays have applications in several fields such as industry, hazardous for health, the gamma-ray radiation detectors grow to be the main essential instruments in radiation protection sector. In the present work, a generic numerical simulation method (NSM) for calculating the efficiency of the γ-ray spectrometry setup is established. The formulas are suitable for any type of source-to-detector shape and can be valuable to determine the full-energy peak and the total efficiencies and P/T ratio of cylindrical γ-ray NaI(Tl) detector setup concerning the truncated conical radioactive source. This methodology is based on estimate the path length of γ-ray radiation inside the detector active medium, inside the source itself, and the self-attenuation correction factors, which typically use to correct the sample attenuation of the original geometry source. The calculations can be completed in general by using extra reasonable and complicate analytical and numerical techniques than the standard models; especially the effective solid angle, and the detector efficiency have to be calculated in case of the truncated conical radioactive source studied condition. Moreover, the (NSM) can be used for the straight calculations of the γ-ray detector efficiency after the computation of improvement that need in the case of γ-γ coincidence summing (CS). The (NSM) confirmation of the development created by the efficiency transfer method has been achieved by comparing the results of the measuring truncated conical radioactive source with certified nuclide activities with the γ-ray NaI(Tl) detector, and a good agreement was obtained after corrections of (CS). The methodology can be unlimited to find the theoretical efficiencies and modifications equivalent to any geometry by essential sufficiently the physical selective considered situation.