• Nuclear Engineering and Technology
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• 제53권7호
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• pp.2348-2356
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• 2021

As a relatively new radiation imaging method, the cosmic-ray muon scattering imaging technology can be used to prevent nuclear smuggling and is of considerable significance to nuclear safety. Proposed in this paper is a new reconstruction algorithm based on density clustering, aiming to improve inspection quality with better performance. Firstly, this new algorithm is introduced in detail. Then in order to eliminate the inequity of the density threshold caused by the heterogeneity of the muon flux in different positions, a new flux correction method is proposed. Finally, three groups of simulation experiments are carried out with the help of Geant4 toolkit to optimize the algorithm parameters, verify the correction method and test the inspection quality under shielded condition, and compare this algorithm with another common inspection algorithm under different conditions. The results show that this algorithm can effectively identify and locate nuclear material with low misjudging and missing rates even when there is shielding and momentum precision is low, and the threshold correcting method is universally effective for density clustering algorithms.

• 방사성폐기물학회지
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• 제21권2호
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• pp.255-269
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• 2023

Compared to operational wastes, nuclear power plant (NPP) decommissioning wastes are generated in larger quantities within a short time and include diverse types with a wider range of radiation characteristics. Currently used 200 L drums and IP-2 type transport containers are inefficient and restrictive in packaging and transporting decommissioning wastes. Therefore, new packaging and transport containers with greater size, loading weight, and shielding performance have been developed. When transporting radioactive materials, radiological safety should be assessed by reflecting parameters such as the type and quantity of the package, transport route, and transport environment. Thus far, safety evaluations of radioactive waste transport have mainly targeted operational wastes, that have less radioactivity and a smaller amount per transport than decommissioning wastes. Therefore, in this study, the possible radiation effects during the transport from NPP to disposal facilities were evaluated to reflect the characteristics of the newly developed containers and decommissioning wastes. According to the evaluation results, the exposure dose to transport workers, handling workers, and the public was lower than the domestic regulatory limit. In addition, all exposure dose results were confirmed, through sensitivity analysis, to satisfy the evaluation criteria even under circumstances when radioactive materials were released 100% from the container.

• 한국진공학회:학술대회논문집
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• 한국진공학회 2011년도 제40회 동계학술대회 초록집
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• pp.397-397
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• 2011

In a low aspect ratio (LAR) tokamak reactor with a superconducting toroidal field (TF) coil, the radial build of TF coil and the shield play a key role in determining the size of a reactor. For self-consistent determination of the reactor components and physics parameters, a system analysis code is coupled with one-dimensional radiation transport code. Conceptual design study of a compact superconducting LAR tokamak reactor with aspect ratio less than 2.5 was conducted and the optimum radial build was identified. It is shown that the use of an improved shielding material and high temperature superconducting magnets with high critical current density opens up the possibility of a fusion power plant with compact size and small re-circulating power simultaneously at low aspect ratio, and that by using an inboard neutron reflector instead of breeding blanket, tritium self-sufficiency is possible with outboard blanket only and thus compact sized reactor is viable.

• 한국통신학회논문지
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• 제23권4호
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• pp.836-845
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• 1998

본 논문에서는 전류 라인 아래, 위에 놓은 유한 도전성 다층 영상 평면이 전자파 복사에 미치는 영향을 분석하였으며, 전류 라인과 영상 평면의 폭, 전류 라인과 평면의 거리 등의 함수로 영상 평면의 EMI 차폐성능을 계산하였다. 영상 평면에 유도된 전류분포는 모멘트 기법을 이용하여 전계 적분방정식을 풀어서 계산하였으며, 전류분포를 작은 매트릭스 크기로 효율적으로 구하기 위해 전류분포의 변화를 고려하여 적분구간을 분할하는 새로운 방법을 제안하고 그 결과를 다른 방법과 비교하였다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제50권6호
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• pp.989-995
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• 2018

Argonne National Laboratory of the United States and Kharkov Institute of Physics and Technology (KIPT) of Ukraine have cooperated on the development, design, and construction of a neutron source facility. The facility was constructed at Kharkov, Ukraine, and its commissioning process is underway. The facility will be used for researches, producing medical isotopes, and training young nuclear specialists. The neutron source facility is designed with a provision to include a cryogenically cooled moderator system-a cold neutron source (CNS). This CNS provides low-energy neutrons, which will be used in the scattering experiment and material structures analysis. Cold neutron guides, coated with reflective material for the low-energy neutrons, will be used to transport the cold neutrons to the experimental site. The cold neutron guides would keep the cold neutrons within certain energy and angular space concentrated inside, while most of the gamma rays and high-energy neutrons are not affected by the cold neutron guides. For the KIPT design, the cold neutron guides need to extend several meters outside the main shield of the facility, and curved guides will also be used to remove the gamma and high-energy neutron. The neutron guides should be installed inside a shield structure to ensure an acceptable biological dose in the facility hall. Heavy concrete is the selected shielding material because of its acceptable performance and cost. Shield design analysis was carried out for the CNS guide hall. MCNPX was used as the major computation tool for the design analysis, with neutron and gamma dose calculated separately. Weight windows variance reduction technique was also used in the shield design. The goal of the shield design is to keep the total radiation dose below the $5.0{\mu}Sv/hr$ guideline outside the shield boundary. After a series of iterative MCNPX calculations, the shield configuration and parameters of CNS guide hall were determined and presented in this article.

• 한국의학물리학회지:의학물리
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• 제12권2호
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• pp.177-184
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• 2001

방사선 치료목표는 정해진 방사선량을 병변부위에 정확하게 조사시키고 주위 정상조직에는 방사선이 조사되지 알도록 하는 것이다. 이때에 조사야 배치, 차폐체 배치의 부정확성, 환자의 움직임 등으로 병변부위와 치료부위 사이에서 변위오차가 발생할 수 있다. 본 연구에서는 방사선 치료 위치의 확인을 위한 방법으로서 랜드마크를 이용하여 포탈영상과 x선 시뮬레이터 영상을 비교하는 알고리즘을 개발하여 방사선 치료 시 발생하는 부정확도를 이동, 스케일, 회전 정도로 나타내어 정량적으로 확인하였다. 등록 알고리즘은 랜드마크 정합 후 필드 경계 정합에 의해 두 영상의 변위오차를 분석하는 순서로 구현된다. 우선 각 영상의 두개의 랜드마크를 이은 대응선분들을 이용하여 변환변수 (이동, 스케일, 회전)를 구하여 랜드마크를 정합하였다. 다음으로 포탈영상의 필드경계를 추출한 후 $\rho$-$\theta$ technique을 적용하여 두 필드의 변위오차를 계산하였다. 팬톰 포탈영상에 적용하여 이동에서 2mm 이내, 회전에서 1$^{\circ}$ 이내, 스케일에서 1% 이내의 오차를 보였다. 본 연구의 결과를 통하여 방사선 치료 시 시뮬레이터 영상과 포탈영상을 정량적으로 분석함으로서, 환자 치료의 정확도 확인 연구에 기여할 수 있을 것으로 사료된다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제46권1호
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• pp.73-80
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• 2014

A concrete cask is an option for spent nuclear fuel interim storage. A concrete cask usually consists of a metallic canister which confines the spent nuclear fuel assemblies and a concrete overpack. When the overpack undergoes a missile impact, which might be caused by a tornado or an aircraft crash, it should sustain an acceptable level of structural integrity so that its radiation shielding capability and the retrievability of the canister are maintained. A missile impact against a concrete overpack produces two damage modes, local damage and global damage. In conventional approaches [1], those two damage modes are decoupled and evaluated separately. The local damage of concrete is usually evaluated by empirical formulas, while the global damage is evaluated by finite element analysis. However, this decoupled approach may lead to a very conservative estimation of both damages. In this research, finite element analysis with material failure models and element erosion is applied to the evaluation of local and global damage of concrete overpacks under high speed missile impacts. Two types of concrete overpacks with different configurations are considered. The numerical simulation results are compared with test results, and it is shown that the finite element analysis predicts both local and global damage qualitatively well, but the quantitative accuracy of the results are highly dependent on the fine-tuning of material and failure parameters.

• 한국방사선학회논문지
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• 제17권5호
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• pp.633-640
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• 2023

최근 근접 치료에서 방사선 차폐막을 사용하여 선량 분포를 변조하여 선량을 전달하는 정적 및 동적 변조 근접 치료 방법이 개발됨에 따라 새로운 방향성 빔 세기 변조 근접 치료에 적합한 역방향 치료 계획 및 치료 계획 최적화 알고리즘에서 선량 계산에 필요한 파라미터 및 데이터의 양이 증가하고 있다. 세기 변조 근접 치료는 방사선의 정확한 선량 전달이 가능하지만, 파라미터와 데이터의 양이 증가하기 때문에 선량 계산에 필요한 경과 시간이 증가한다. 본 연구에서는 선량 계산 경과 시간의 증가를 줄이기 위해 그래픽 카드 기반의 CUDA 가속 선량 계산 알고리즘을 구축하였다. 계산 과정의 가속화 방법은 관심 체적의 시스템 행렬 계산 및 선량 계산의 병렬화를 이용하여 진행하였다. 개발된 알고리즘은 모두 인텔(3.7GHz, 6코어) CPU와 단일 NVIDIA GTX 1080ti 그래픽 카드가 장착된 동일한 컴퓨팅 환경에서 수행하였으며, 선량 계산 시간은 디스크에서 데이터를 불러오고 전처리를 위한 작업 등의 추가 적으로 필요한 시간은 제외하고 선량 계산 시간만 측정하여 평가하였다. 그 결과 가속화된 알고리즘은 CPU로만 계산할 때보다 선량 계산 시간이 약 30배 단축된 것으로 나타났다. 가속화된 선량 계산 알고리즘은 적응방사선치료와 같이 매일 변화되는 어플리케이터의 움직임을 고려하여 새로운 치료 계획을 수립해야 하는 경우나 동적 변조 근접 치료와 같이 선량 계산에 변화되는 파라미터를 고려해야 하는 경우 치료 계획 수립 속도를 높일 수 있을 것으로 판단된다.

• 대한방사선치료학회지
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• 제30권1_2호
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• pp.177-183
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• 2018

목 적 : 체적변조회전방사선치료(VMAT)는 종양의 모양에 맞게 균일하면서도 정밀한 방사선 조사를 하면서 동시에 정상조직의 방사선 손상위험을 줄이는 장점이 있어 뇌암, 두경부암 및 전립선암 등의 종양과 정상장기가 가까운 암의 치료에 사용되고 있다. 본 연구의 목적은 뇌암 및 두경부암 환자의 VMAT 방사선 치료 시 Jaw-Tracking technique(JTT)의 선량학적 유용성을 평가하고자 한다. 대상 및 방법 : 본원에서 VMAT 치료기법으로 방사선치료를 받은 뇌암 및 두경부암 환자 8명을 선택하였다. 환자의 종양 및 정상 장기의 윤곽그리기(contouring) 정보를 Velocity(Varian, USA)의 deformable registration을 이용하여 Rando phantom에 fusion하였다. Varian Eclipse(ver 15.5, Varian, USA)를 사용하여 Jaw-Tracking 사용 유무를 제외하고 환자 치료 시 사용한 beam parameter와 동일하게 치료계획을 진행하였다. 평가 지표로써 target과 OAR의 최대선량, 평균선량을 사용하여 비교하였고 치료계획 검증을 위해 Portal dosimetry를 시행하였다. 결 과 : JTT를 사용했을 경우는 Static-Jaw technique(SJT)을 사용하였을 경우보다 OAR의 상대 선량이 각각 평균선량은 5.24 %, 최대선량은 7.05 % 감소한 것으로 나타났다. 다양한 OAR에서 평균선량과 최대선량의 감소의 범위는 각각 0.01~3.16 Gy, 0.12~6.27 Gy로 나타났다. Target의 경우는 JTT의 경우가 SJT보다 GTV, CTV, PTV의 최대선량이 각각 0.17 %, 0.43 %, 0.37 % 감소하였으며, 평균선량은 0.24 %, 0.47 %, 0.47% 감소하였다. 감마분석은 3 %/3 mm, 통과율 95 % 이상을 통과 기준으로 설정하였고 JTT, SJT 통과율은 각각 $98{\pm}1.73%$, $97{\pm}1.83%$이었다. 실험에 적용된 모든 OAR의 선량을 비교해 보았을 때, JTT을 사용하였을 경우가 SJT보다 MLC 외에 추가적인 jaw 차폐로 인하여 선량이 유의미하게 줄어들었다는 것을 알 수 있었다. 결 론 : VMAT 치료계획을 이용한 방사선 치료시 뇌암, 두경부암과 같이 종양과 정상 장기가 인접한 경우와 MLC를 통한 누설선량을 증가시킬 수 있는 넓은 조사야 및 높은 에너지의 사용을 필요로 하는 방사선 치료 시 JTT를 적용함으로써 종양주변 정상조직의 피폭선량을 낮추고 이로 인해 PTV의 target coverage를 높일 수 있을 것이라 판단된다.

• 대한화장품학회지
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• 제38권3호
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• pp.263-273
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• 2012

최근 연구에서 잠재적 피부 색소침착 경감제로서 파라-쿠마린산(PCA)의 주목되는 특성이 발견되었다. 본 연구의 목적은 이 물질의 자외선 차단 효과를 탐구하는 것이다. 자외선에 노출된 HaCaT 세포의 생존율에 대한 PCA의 영향을 in vitro에서 조사하고, 자외선 흡수 스펙트럼이 유사한 방향성 아미노산 대사물들의 작용과 비교하였다. In vivo시험으로는 PCA 크림(1.5 %)과 크림 베이스를 SKH-1 무모 쥐의 등 피부에 도포하고 UVB에 의한 염증 반응으로 나타나는 피부색(홍반) 및 두께 변화(부종)를 측정하였다. 크림 도포-자외선 조사는 2일 간격으로 총 12회 반복하였다. HaCaT 세포를 UVB에 노출시켰을 때 광량 의존적으로 세포 생존율이 감소하였다. 자외선 노출(10 mJ $cm^{-2}$)에 의한 세포 생존율감소는 100 ${\mu}M$의 PCA, cinnamic acid, urocanic acid, 그리고 indole acrylic acid에 의해 각각 39, 27, 39, 31 %가 억제되었다. 무모 쥐의 등 부위에 도포된 PCA크림(10 ${\mu}g\;cm^{-2}$)은 자외선(150 mJ $cm^{-2}$)-노출 피부의 색 지수, 즉 $L^*$, $a^*$ 및 $b^*$ 값, 그리고 두께의 변화를 각각 59, 50, 58, 53 %씩 억제하였다. 본 연구의 결과는 PCA의 멜라닌 생성 억제 작용을 밝힌 선행 연구와 함께 PCA가 자외선에 노출된 피부의 색소 이상 침착과 염증 반응을 막아줄 수 있음을 시사하였다.