• 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.

• Journal of Radiation Protection and Research
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• 제31권1호
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• pp.37-46
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• 2006

본 연구에서는 심지층처분장에서 사용될 사용후핵연료 처분용기 개발을 위한 첫 시도로서 핵임계 및 방사선 안전성과 열역학적 구조안정성 관점에서 만족하는 처분용기 크기를 도출하였으며, 처분용기 구성요소의 적절한 배열과 안전한 처분조건 등을 설정하기 위한 기본정보도 수록하였다. 처분용기에 주어지는 외압에 대한 음력해석을 위한 안전계수를 2.0으로 하였을 때, 13cm의 사잇거리를 갖는 사용후핵연료 저장통을 둘러싸고 있는 내부충전물의 직경은 112cm로 평가되었으며, 저장통과 용기외부의 가장 얇은 부분의 최소두께는 15cm로 결정되었다. 이러한 크기를 갖는 처분용기는 가압경수로 사용후핵연료 집합체 4개 또는 중수로형 사용후핵연료는 297다발을 수용할 수 있는 것으로 평가되었다. 그러나 향후 처분작업의 방사선적 안전성 확보를 위하여 용기의 상하단 부위에 대한 상세 방사선차폐해석이 필요하다.

• 한국지구과학회지
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• 제38권2호
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• pp.129-140
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• 2017

이 연구에서는 지표 관측 자료와 위성 자료 그리고 GWNU 단층 복사 모델을 이용하여 맑은 상태의 전천 일사량을 계산하였으며, 전운량에 따라 관측 및 모델의 일사량 값을 비교 분석하였다. 연구 자료는 2012년 강릉원주대학교 복사 관측소의 전천 일사량, 기온, 기압, 습도, 에어로졸 등의 관측 자료와 OMI 센서의 오존전량 자료 그리고 구름의 유무 및 전운량을 판단하기 위하여 자동 전운량 장비인 Skyview 자료를 이용하였다. 전운량이 0 할인 맑은 날의 경우 관측 값과 모델 값이 0.98로 높은 상관계수를 나타내었으나 RMSE가 $36.62Wm^{-2}$로 비교적 높게 나타났다. 이는 Skyview 장비가 얇은 구름이나 박무 및 연무 등의 기상상태를 판단하지 못하였기 때문이다. 흐린 날의 경우 구름의 영향을 보정하기 위해 전운량과 두 값의 차에 대한 비율을 이용한 회귀식을 복사 모델에 적용하였으며, 장비의 오탐지를 제외한 경우 상관계수가 0.92로 높은 상관성을 보였으나 RMSE가 $99.50Wm^{-2}$으로 높은 값을 보였다. 더 정확한 분석을 위해서는 직달 성분의 차폐 유무 및 구름 광학 두께를 포함한 다양한 구름 요소의 추가적인 분석이 요구된다. 이 연구결과는 분 또는 시간에 따른 일사량을 산출하여 일사량이 관측되지 않는 지역에서 유용하게 사용될 수 있다.

• 한국의학물리학회지:의학물리
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• 제27권4호
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• pp.241-249
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• 2016

The present study used a digital angiography x-ray device to measure the space dose and exposure dose of patients and practitioners using x-ray tube shielding devices developed in our laboratory. The intent of the study was to reduce the space dose within the test room, and to reduce the exposure dose of patients and practitioners. The patient and practitioner exposure doses were measured in five configurations in a human body model. The glass dosimeter was placed on the eye lenses, thyroid glands, left shoulder, right shoulder, and gonads. The beam was collimated at full size and at a 48% reduction for a comparative analysis of the measurements. The space dose was measured with an ion chamber at distances of 50 cm, 100 cm, and 150 cm from the x-ray tube under the following conditions: no shielding device; a shielding device made of 3-mm-thick lead (Pb) [Pb 3 mm shield], and a shielding device made of 3-mm-thick Pb (outside) and 3-mm-thick aluminum (Al) (inside) [Pb 3 mm＋Al 3 mm shield]. The absorbed dose was the lowest when the 3-mm-thick Pb＋3-mm-thick Al shield was used. For measurements made with collimated beams with a 48% reduction, the dose was the lowest at $154{\mu}Gy$ when the 3-mm-thick Pb＋3-mm-thick Al shield was used, and was $9{\mu}Gy$ lower than the measurements made with no shielding device. If the space dose can be reduced by 20% in all situations where the C-arm is employed by using the x-ray tube shielding devices developed in our laboratory, this is expected to play an important role in reducing the annual exposure dose for patients, practitioners, and assistants.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제55권1호
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• pp.45-51
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• 2023

During the operation of a nuclear power plant (NPP), the waste reactor vessel closure head (RVCH) that is replaced owing to design or manufacturing defects is buried in a designated area or temporarily stored in a radiation shielding facility within the NPP. In such cases, storing it for extended periods proves a challenge owing to space constraints in the power plant and a safety risk associated with radiation exposure; therefore, dismantling it quickly and safely is crucial. However, not much research has been done on the dismantling of the RVCH in an operational power plant. This study proposes a dismantling process based on the radioactive contamination level measured for the Kori #1 RVCH, which is currently being discarded and stored, and examines the decontamination and cutting according to this process. In addition, the amount of secondary waste and dismantling cost are evaluated, and the dismantling effect of the reactor closure head is analyzed.

• 항공우주시스템공학회지
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• 제17권1호
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• pp.68-78
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• 2023

본 논문에서는 항공기 내의 RF 방사 신호로 인하여 비상 유압 경고등이 비정상으로 점등되는 현상에 대한 개선 방안을 연구하였다. RF 방사 신호의 전자파 간섭으로 비행 중에 비상 유압 시스템의 경고등이 점등되면, 비행 임무 및 안전에 영향을 주어 비행 임무의 효율 저해 및 정비 소요가 발생한다. 따라서, 비상 유압 경고등의 비정상 점등에 대해서 원인 분석 및 고장탐구를 수행하였다. RF 방사 신호의 경로에 있는 항공기의 동체 하부 복합체 스트립을 차폐하여 비상유입지시계로 유입되는 RF 방사 신호를 차단하도록 개선하였다. 또한, 지상과 비행 모니터링을 통해 개선 방안을 적용한 결과도 함께 기술하였다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제25권1호
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• pp.51-62
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• 1993

입자수송방정식의 각분할해석법에서 입자흐름방향을 묘사하는 각방향에 대한 각분할집합이 고정된 값이 아니고 각입자속으로 조종되는 각요소법에 근거하여 방사선차폐해석 목적의 전산프로그램(TDET)를 2차원직각좌표계에 대해서 개발하였다. 산란선원항의 각의존성은 Spherical Harmonics Series Expansion으로 해석하였고 입자의 에너지 의존성은 다중에너지군으로 처리하였다. 3 종류의 Benchmark 시험을 통해서 TDET 프로그램을 검증하였다. 평판형 등방적 선원을 가진 사방흡수체에 대한 해석에서 TDET 해석결과가 MORSE-CG 해석결과에 잘 일치하고. 각분할법으로 해석할때 나타나는 Ray effect를 DOT 4.3 보다 잘 치 유하고 있다. 차폐체 내에 좁은 Vacuum duct가 있는 문제의 해석에서 TDET는 MORSE-CG와 마찬가지로 duct를 통한 streaming leak-age에 대해서 분명하고 현저한, 그리고 DOT 4.3보다 매우 훌륭한 해석결과를 보여주고 있다. 원자로차폐구조물 규모에 대해, 2 에너지군, 등방적 산란 및 선형 비등방 산란의 경우에 대해서 해석한 결과 각분할법으로 계산하여 제시하고 있는 기준치에서는 여러 mesh들에 걸쳐 넓은 규모의 Ray effect를 나타내고 있는데, TDET에 의한 해석결과에서는 이웃 mesh들 간에 미세한 Ray effect를 나타내고 있다.

• Nutrition Research and Practice
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• 제12권1호
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• pp.41-46
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• 2018

BACKGROUND/OBJECTIVES: Exposure of the normal lung tissue around the cancerous tumor during radiotherapy causes serious side effects such as pneumonitis and pulmonary fibrosis. Radioprotectors used during cancer radiotherapy could protect the patient from side effects induced by radiation injury of the normal tissue. Delphinidin has strong antioxidant properties, and it works as the driving force of a radioprotective effect by scavenging radiation-induced reactive oxygen species (ROS). However, no studies have been conducted on the radioprotective effect of delphinidin against high linear energy transfer radiation. Therefore, this study was undertaken to evaluate the radioprotective effects of delphinidin on human lung cells against a proton beam. MATERIALS/METHODS: Normal human lung cells (HEL 299 cells) were used for in vitro experiments. The 3-[4,5-dimethylthiazol-2-yl]-2,5 diphenyl tetrazolium bromide (MTT) assay assessed the cytotoxicity of delphinidin and cell viability. The expression of radiation induced cellular ROS was measured by the 2'-7'-dicholordihydrofluorescein diacetate assay. Superoxide dismutase activity assay and catalase activity assay were used for evaluating the activity of corresponding enzymes. In addition, radioprotective effects on DNA damage-induced cellular apoptosis were evaluated by Western blot assay. RESULTS: Experimental analysis, including cell survival assay, MTT assay, and Western blot assay, revealed the radioprotective effects of delphinidin. These include restoring the activities of antioxidant enzymes of damaged cells, increase in the levels of pro-survival protein, and decrease of pro-apoptosis proteins. The results from different experiments were compatible with each to provide a substantial conclusion. CONCLUSION: Low concentration ($2.5{\mu}M/mL$) of delphinidin administration prior to radiation exposure was radioprotective against a low dose of proton beam exposure. Hence, delphinidin is a promising shielding agent against radiation, protecting the normal tissues around a cancerous tumor, which are unintentionally exposed to low doses of radiation during proton therapy.

• Journal of Radiation Protection and Research
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• 제43권4호
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• pp.137-142
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• 2018

Background: Gamma-ray detectors having a thin window of a material with low atomic number can increase the true coincidence summing effects for radionuclides emitting X-rays or gamma-rays. This effect can make efficiency calibration or spectrum analysis more complicated. In this study, a Cu shield was tested as an X-ray filter to neglect the true coincidence summing effect by X-rays and gamma-rays in gamma-ray spectrometry, in order to simplify gamma-ray energy spectrum analysis. Materials and Methods: A Cu shield was designed and applied to an n-type high-purity germanium detector having an $X-{\gamma}$ summing effect during efficiency calibration. This was tested using a commercial, certified mixed gamma-ray source. The feasibility of a Cu shield was evaluated by comparing efficiency calibration results with and without the shield. Results and Discussion: In this study, the thickness of a Cu shield needed to avoid true coincidence summing effects due to $X-{\gamma}$ was tested and determined to be 1 mm, considering the detection efficiency desired for higher energy. As a result, the accuracy of the detection efficiency calibration was improved by more than 13% by reducing $X-{\gamma}$ summing. Conclusion: The $X-{\gamma}$ summing effect should be considered, along with ${\gamma}-{\gamma}$ summing, when a detection efficiency calibration is implemented and appropriate shielding material can be useful for simplifying analysis of the gamma-ray energy spectra.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제12권3호
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• pp.171-179
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• 1980

중성자 및 감마선에 대한 선량율 환산인자(flux-to-dose-rate conversion factors)를 최대흡수선량 개념을 근거로 하여 계산하였다. 중성자 및 감자선에 대한 선량율 군산인자는 에너지 범위가 각각 2.5$\times$$10^{-8}$ 20MeV 및 0.01-15MeV에 대하여 계산하였다. 이제까지 선량율 환산인자는 단일에너지에 대한 값이 였었는데 본 연구에서는 유사인체조직 (phantom)내에서 방사선의 에너지 분포가 직선적이 아니라고 가정하여 계산되었다. 특히 DLC-23, DLC-27, DLC-31 등 핵정수 자료의 각 근에 적합한 선량율 환산인자를 결정하였다는 점이 특색이다. 결과적으로 ANSI N666에 있는 값과 본 연구에서 계산된 값이 잘 일치된다는 것을 확인하였고, 본 결과는 어떤 방사선장에서도 중성자나 감마선 선량율 분포를 계산하는데 이용될 수 있고, 방사선 차폐해석, 방사선방어, radiation dosimetry 등에 필요한 값이 될 것이다.