• 한국진공학회:학술대회논문집
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• 한국진공학회 2009년도 제38회 동계학술대회 초록집
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• pp.314-314
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• 2010

The design of the blanket and shield play a key role in determining the size of a reactor since it has an impact on the various reactor components. The blanket should produce enough tritium for tritium self-sufficiency and the shield should provide sufficient protection for the superconducting TF coil. Neutronic optimization of the blanket and the shield is necessary, and we coupled the system analysis with a neutronic calculation to account for the interrelation of the blanket and shield with the plasma performance of a reactor system in a self-consistent manner. By using the coupled system analysis code, the operational space for a low aspect ratio (LAR) tokamak reactor with a superconducting toroidal field (TF) coil is investigated with an spect ratio in the range of 1.5 - 2.5. The minimum major radius which satisfies all the physics and engineering requirements increases with the magnetic field at the magnetic axis. A required inboard shield thickness is mainly determined by the requirement on the protection of the TF coil against radiation damage. It is shown that to have a fusion power bigger than 3,000 MW in the LAR tokamak with a superconducting TF coil, a major radius bigger than 4.0 m is required.

• 한국항공우주학회지
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• 제47권4호
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• pp.309-318
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• 2019

한국형 달 궤도선(Korea Pathfinder Lunar Orbiter, KPLO)에 탑재되는 달 표면지형 광학관측기(Lunar Terrian Imager, LUTI)의 열설계를 수행하고, 열해석을 통하여 열설계의 건전성을 검증하였다. 달 임무궤도의 열환경은 지구궤도와 달리 달 표면의 IR 복사가 중요하므로 이를 열설계에 반영하여야 한다. 위성 외부에 노출되는 부품이나 모듈은 가능한 MLI로 단열시키지만 경통이나 방열판은 기능상 노출되므로 복사형상계수의 개념을 이용한 thermal shield를 전면에 장착함으로써 IR 복사를 완화시킨다. 태양복사를 거의 받지 않는 방열판의 전면부는 IR 방사율이 중요하며, 경통과 같이 열변형에 취약한 부품은 복사히터를 사용하여 온도구배를 최소화시킨다. 열해석 결과분석을 통하여 LUTI의 열설계는 다양한 상황에서 안정적임을 확인하였다.

• Journal of Radiation Protection and Research
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• 제10권2호
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• pp.148-154
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• 1985

KSC-1 핵연료 수송용기에 대한 방사선차폐해석을 QAD-CG, ANISN-KA, DOT 3.5등의 전산코드와 DLC-23/CASK의 핵단면적 자료를 사용하여 수행하였다. 운반물인 사용후 핵연료집합체로 부터 방출되는 중성자 및 감마선의 방사선원항은 ORIGEN-79 전산코드를 이용하여 평가하였다. 방사선차폐해석 결과, 1개의 가압경수로 사용후 핵연료집합체를 운반할 수 있는 KSC-1 핵연료수송용기는 정상적인 수송조건에서 뿐만 아니라 가상적인 사고수송조건하에서도 관련 법령에서 정하는 기준을 만족하고 있어 방사선차폐해석의 관점에서 볼 때, 그 안전성이 입증된다.

• 한국항공우주학회지
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• 제45권8호
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• pp.678-685
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• 2017

지구관측위성에 탑재되는 자료처리/저장장치 방열판은 장비의 주기적인 고발열, 배치, 장착성 등 설계 특성으로 인해 쉴드가 장착된 홈 형태를 갖는다. 홈 형태 방열판의 영향성과 쉴드 방열판의 열성능을 확인하기 위해, 평판 방열판을 기준으로 홈 형태의 방열판과 쉴드 방열판을 비교하여 열진공 시험을 실시하였다. 시험결과를 바탕으로 view factor에 의한 열교환과 방열판의 온도를 이론해석적으로 분석하여 열 설계 성능비교의 타당성을 입증하였다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제3권4호
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• pp.185-197
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• 1971

1950년대의 미국 General Atomic사에서 열출력 100 kw로 설계, 제작하여 1962년 3월에 건조완료한 TRIGA Mark-II원자로는 1969년 7월에 250 kw로 출력 증강되었으나 방사선차폐는 보강되지 않았다. 본 논문에서의 계산에 의하면 출력 증강후 현재의 차폐물로도 중성자에 대하여는 확실히 안전하지만 Gamma선에 대해서는 위험하다는 것이 판명되었다. 원자로의 구조와 출입인 및 실험종사자들의 위치로 보아 차폐물의 안전도 검토는 수평방향에 한하였고, 또 정확을 기하기 위하여 중성자와 Gamma선의 투과문제를 나누어 검토하였다. 이를 근거로 하여 이론적인 측면에서 본 콘크리트의 보강을 요하는 두께도 산출하였다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제2권3호
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• pp.149-161
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• 1970

국내에서 산출되는 광물골재를 사용하여 방사선 차폐용 중차폐 콘크리트를 제조하고 감마선에 대한 차폐효능을 규명하는 동시에 방사선 차폐체로서의 활용가능성을 검토하였다. 10여종의 각기 다른 광물골재를 수집하여 방사선 차폐용 골재로서의 사용타당성을 검토하기 위한 물리시험과 화학분석이 실시되었고 이 결과를 토대로 최적한 골재를 선택하여 중차폐 콘크리트가 제조되었다. 차폐용 콘크리트를 제조하는데 골재의 배합비, 물-세멘트 비율, 세골재, 조골재 비율 등을 달리해주므로써 방사선 차폐효과가 달라지는 현상을 실험적으로 구해 보았고 그 결과 차폐체의 비중이 높고 균질성이 좋은 중차폐체의 설계 조건을 유도해 낼수 있었다. 각기 다른 중차폐체에 대한 차폐효능 실험은 60Co 감마선원을 사용한 방사선 투과시험법으로 구했다. 실험을 통하여 중차폐체에 대한 방사선 차폐능과 차폐콘크리트의 비중, 차폐가격등을 분석하므로써 차폐설계상 최적의 공간배치로서 가장 경제적으로 차폐치를 설계할 수 있는 최적의 조건을 얻을 수 있었다.

• 한국방사선학회논문지
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• 제13권1호
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• pp.87-93
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• 2019

최근에 해외여행의 증가로 인하여 비행기를 이용하는 사용자수가 급격하게 증가하고 있다. 비행기는 탑승 시에 높은 고도를 유지한다. 따라서 비행 교통수단을 이용하는 승객들은 높은 고도로 인한 우주자연방사선 선량에 노출되어 방사선 장해 확률이 증가되어진다. 지구 외부로부터 기인하는 우주방사선은 지구대기밖에 400km와 1200km 사이의 고도에 위치하는 자기장 벨트인 반 엘렌대에 의해 대부분은 차단되지만 그렇지 못한 일부 우주방사선은 벤 엘런대를 투과하여 지구의 대기와 지표에 영향을 준다. 전례연구에 따르면 지구의 지표에서 고도가 100m 증가함과 동시에 0.03 mSv정도의 자연방사선량이 증가한다는 결과가 보고되었다. 이번연구는 비행기를 탑승하는 동안 탑승자가 노출될 수 있는 고도에 따른 자연방사선의 영향을 최소로 차폐하는데 목적을 두었다. 그 중에서도 방사선에 감수성이 높은 장기인 갑상선을 고도에 따른 자연방사선량으로부터 보호하고자 연구하였다. 이번 연구는 이동이 간편하고 세탁이 편리한 손수건을 선택하였다. 그리고 제작된 손수건에 다양한 차폐막을 삽입 할 수 있는 방법으로 고안하였다. 재질이 면으로 된 손수건을 선택한 이유는 사용자가 착용시 피부의 거부감을 최소화하기 위함이다. 결론적으로 본 연구에서 고안된 차폐막손수건은 우주자연방사선량을 70%이상 차폐하는 결과를 얻었다. 따라서 사용자가 높은 고도의 비행기 탑승 시 차폐막 손수건을 착용한다면 우주자연방사선으로부터 갑상선을 보호하는데 많은 도움을 줄 것으로 사료된다.

• 한국우주과학회:학술대회논문집(한국우주과학회보)
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• 한국우주과학회 2004년도 한국우주과학회보 제13권2호
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• pp.347-350
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• 2004

A space radiation analysis has been used to evaluate an ability of electronic equipment boxes or spacecrafts to endure various radiation effects, so it helps design thicknesses of structure and allocate components to meet the radiation requirements. A comparison study of space radiation dose analysis programs SPENVIS Sectoring Tool (SST) and SIGMA II is conducted through some structure cases, simple sphere shell, box and representative satellite configurations. The results and a discussion of comparison will be given. A general comparison will be shown for understanding those programs. The both programs use the same strategy, solid angle sectoring with ray-tracing method to produce an approximate dose at points in representative simple and complex models of spacecraft structures. Also the particle environment data corresponding to mission specification and radiation transport data are used as input data. But there are distinctions between them. The specification of geometry model and its input scheme, the assignment of dose point and the numbers, the prerequisite programs and ways of representing results will be discussed. SST is a web-based interactive program for sectoring analysis of complex geometries. It may be useful for a preliminary dose assessment with user-friendly interfaces and a package approach. SIGMA II is able to obtain from RSICC (Radiation Safety Information Computational Center) as a FOR-TRAN 77 source code. It may be suitable for either parametric preliminary design or detailed final design, e.g. a manned flight or radiation-sensitive component configuration design. It needs some debugs, recompiling and a tedious work to make geometrical quadric surfaces for actual spacecraft configuration, and has poor documentation. It is recommend to vist RSICC homepage and GEANT4/SSAT homepage.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제54권11호
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• pp.4146-4158
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• 2022

Ultra-high performance concrete (UHPC) has been widely utilized in military and civil protective structures to resist intensive loadings attributed to its excellent properties, e.g., high tensile/compressive strength, high dynamic toughness and impact resistance. At present, aiming to improve the defects of the traditional vertical concrete cask (VCC), i.e., the external storage facility of spent fuel, with normal strength concrete (NSC) shield, e.g., heavy weight and difficult to fabricate/transform, the feasibility of UHPC applied in the shield of VCC is numerically examined considering its high radiation and corrosion resistance. Firstly, the finite element (FE) analyses approach and material model parameters of NSC and UHPC are verified based on the 1/3 scaled VCC tip-over test and drop hammer test on UHPC members, respectively. Then, the refined FE model of prototypical VCC is established and utilized to examine its dynamic behaviors and damage distribution in accidental tip-over and end-drop events, in which the various influential factors, e.g., UHPC shield thickness, concrete ground thickness, and sealing methods of steel container are considered. In conclusion, by quantitatively evaluating the safety of VCC in terms of the shield damage and vibrations, it is found that adopting the 300 mm-thick UHPC shield instead of the conventional 650 mm-thick NSC shield can reduce about 1/3 of the total weight of VCC, i.e., about 50 t, and 37% floor space, as well as guarantee the structural integrity of VCC during the accidental drop simultaneously. Besides, based on the parametric analyses, the thickness of concrete ground in the VCC storage site is recommended as less than 500 mm, and the welded connection is recommended for the sealing method of steel containers.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제55권12호
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• pp.4329-4334
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• 2023

In this research, a prompt gamma neutron activation analysis (PGNAA) system is designed and constructed based on the use of a low power research reactor. For this purpose, despite the fact that this reactor did not include beam tubes, a thermal neutron beam line is installed inside the reactor tank. The extraction of the beam line from inside the tank made it possible to provide the neutron flux from the order of 106 n.cm^-2.s^-1. Also, because the beam line is installed in a tangential position to the reactor core, its gamma level has been minimized. Also, a suitable radiation shield is considered for the detector to minimize the background radiation and prevent radiation damage to the detector. Calculations and measurements are done in order to characterize this system, as well as spectrometry of several samples. The results of evaluations and experiments show that this system is suitable for performing PGNAA.