3차원 구조에서 EMI 스프레이 코팅막의 차폐효과(SE)를 측정하였다. 차폐효과의 측정은 동축형 표준 측정기를 이용하는 ASTM D4935 방법으로 수행하였다. ASTM D4935의 동축형 표준 측정기를 이용하여 차폐효과를 측정하기 위하여 원통 슬랩(Slab)의 표준 시료를 가공하여 넣게 된다. 이 때 표준 시료에 낸드 플래시 메모리를 모델링한 3차원 구조를 접합하여 스프레이 코팅을 하였다. 스프레이 코팅의 경우 3차원 구조의 수평면뿐만 아니라 수직면에도 균일하게 코팅이 되었다. 측정결과, 3차원 구조에서도 3차원 구조가 없는 샘플과 비슷하게 최대 59 dB의 차폐효과가 측정되었다. 이러한 결과로 3차원 구조에서도 스프레이 코팅을 균일하게 할 수 있음을 확인하였다.
Recently large size color TV and computer monitor are very popular and a lot techniques are being developed to get a high quality picture on the screen through reducing the convergence error among the red, green and blue beams and achieving a high focusing. One of the techniques is considering the mutual effects of the components of the Brown tube. The magnetic deflection yoke, especially, stands immediately next to the electron gun and generates the leakage magnetic fields at the electron gun which affects the trajectories of the electron beams inside the gun. Hence a shield cup made of thin conducting plate is located at the end of electron gun in order to shield the leakage flux from the deflection yoke. Since the red, green and blue beams are placed unsymmetrically the shielding effects of the shield cup on the beams are not same and eddy current controller, made of thin conducting plate, is auxiliary placed inside the shield cup. In this paper a transient magnetic field analysis algorithm is developed using boundary element method, and applied to the analysis of the shielding effects of the eddy current controller of shield cup in an electron gun.
본 연구는 의료용 선형가속기를 차폐하고 있는 차폐벽에 대하여 방사화 분석을 함으로서 추후 선형가속기 시설의 해체 시 해체비용의 절반이상을 차지하는 차폐벽에 대하여 폐기물 준위를 평가하고 이에 따른 폐기물 처리방법을 분석함으로서 해체비용 측면에 있어서 이득을 얻을 수 있는 방법에 대하여 논의하고자 한다. 실험결과, 선형가속기에서 발생하는 중성자 양은 차폐벽을 방사화 시키기에 충분한 양이 측정되었으며, 방사화 분석 결과 약 20 개 이상의 핵종이 분석되었다. 이 중 $^{24}Na$, $^{45}Ca$, $^{59}Fe$ 핵종이 규제해제 농도를 초과하는 것으로 분석되었으며, 그 값은 차폐벽 깊이가 깊어질수록 농도는 줄어들었다. 이를 바탕으로 특정 세 구역(E,F,G)은 매립이나 재활용이 불가능한 것으로 평가되었으며, 나머지 구역은 일정 깊이 이상일 경우 매립이나 재활용이 가능한 것으로 평가되었다.
중$\cdot$저준위 방사성폐기물의 유리화 기술은 체적감소비, 유리고화체의 기계적 및 화학적 안전성 등으로 그 유용성이 입증되어 현재 울진 5,6호기에 상용시설의 건설이 추진되고 있다. 유리화시설은 대상폐기물의 높은 방사능 준위로 인해 방사선 안전 설계를 위해서는 차폐해석이 수반되어야 한다. 그러나 국내에서는 유리화 시설의 건설 및 운영 경험이 없으므로, 본 연구에서는 유리화 시설의 향후 상세 설계와 운영계획에 도움을 줄 수 있는 자료를 얻고자 유리화 실증시설의 구조를 따라 기존의 방사선원항을 이용하여 기기별 선량계산을 통해 방사선 차폐 해석을 수행하였다. 차폐체로서는 경제성과 열저항성이 뛰어난 콘크리트를 고려하였다.
Biodegradable epoxy (B-epoxy) was prepared from diglycidyl ether of bisphenol A and epoxidized linseed oil. The mechanical properties of B-epoxy composites reinforced with multi-walled carbon nanotubes (MWCNTs/B-epoxy) were examined by employing dynamic mechanical analysis, critical stress intensity factor ($K_{IC}$) tests, and impact strength tests. The electromagnetic interference shielding effectiveness (EMI-SE) of the composites was evaluated using reflection and absorption methods. Mechanical properties of MWCNTs/B-epoxy were enhanced with an increase in the MWCNT content, whereas they deteriorated when the MWCNT content was >5 parts per hundred resin (phr). This can likely be attributed to the entanglement of MWCNTs with each other in the B-epoxy due to the presence of an excess amount of MWCNTs. The highest EMI-SE obtained was ~16 dB for the MWCNTs/B-epoxy composites with a MWCNT content of 13 phr at 1.4 GHz. The composites (13 phr) exhibited the minimum EMI-SE (90%) when used as shielding materials at 1.4 GHz. The EMI-SE of the MWCNTs/B-epoxy also increased with an increase in the MWCNT content, which is a key factor affecting the EMI-SE.
Khan, M J H;Rahman, M;Ahmed, F U;Bhuiyan, S I;Haque, A;Zulquarnain, A
Journal of Radiation Protection and Research
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제32권4호
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pp.190-193
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2007
The objective of this study is to recommend the radiation protection design parameters from the shielding point of view for concrete wall between the decay tank room and the primary pump room in TRIGA Mark-II Research Reactor Facility. The shield design for this concrete wall has been performed with the help of Point-kernel Shielding Code Micro-Shield 5.05 and this design was also validated based on the measured dose rate values with Radiation Survey Meter (G-M Counter) considering the ICRP-60 (1990) recommendations for occupational dose rate limit ($10{\mu}Sv/hr$). The recommended shield design parameters are: (i) thickness of 114.3 cm Ilmenite-Magnetite Concrete (IMC) or 129.54 cm Ordinary Reinforced Concrete (ORC) for concrete wall A (ii) thickness of 66.04 cm Ilmenite-Magnetite Concrete (IMC) or 78.74 cm Ordinary Reinforced Concrete (ORC) for concrete wall B and (iii) door thickness of 3.175 cm Mild Steel (MS) on the entrance of decay tank room. In shielding efficiency analysis, the use of I-M concrete in the design of this concrete wall shows that it reduced the dose rate by a factor of at least 3.52 times approximately compared to ordinary reinforced concrete.
Reduced tungsten bronze nanoparticles of ternary and quaternary compounds were prepared by adding sodium and cesium to crystal structures of tungsten trioxides ($Na_xCs_{0.33-x}WO_3$, x = 0, 0.11) while maintaining the overall alkali metal fraction at 0.33, in an attempt to control near infrared (NIR) shielding property in the particular wavelength range of 780 to 1200 nm. The structure and composition analysis of the quaternary compound, $Na_{0.11}Cs_{0.22}WO_3$, revealed that 93.1% of the hexagonal phase was formed, suggesting that both alkali metals were mainly inserted in hexagonal channel. The NIR shielding property for $Na_{0.11}Cs_{0.22}WO_3$ was remarkable, as this material demonstrated efficient transmittance of visible light up to 780 nm and enhancement in NIR shielding because of the blue-shifted absorption maximum in comparison to $Cs_{0.33}WO_3$.
Shielding methods on ELF(Extremely Low Frequency) magnetic fields may include the use of induced currents, modification of magnetic field flux patterns using high permeability and/or high conductivity materials, and others. The magnetic shielding properties of enclosures can be utilized to reduce the magnetic field of current carrying conductors. In this paper, to get a more practical understanding of shielding phenomena, we have investigated the magnetic field reduction by means of 3 dimensional numerical analysis and experiments. We found copper could reduce flux density more then permalloy in both cases of box shield and cylindrical shield. Iron under l0$\mu$T of 1 phase could reduce flux density about $20\%$ more than silicon steel, but both of them under 50$\mu$T has a similar reduction rate of $10\%$. The 3 phase horizontal model gave the highest reduction rate and the 1mm thickness iron under 10$\mu$T of 3 phase lines did lowest.
In cementless total hip replacement(THR), an initial stability of the femoral component is important to long term fixation of femoral stem. The intial stability has close relationship with the relative displacement of prosthessis and sponge bone at the proximal of femur. After implantation of the proshesis, the surrounding bone is partially shielded from load carrying and starts to resorb. Stress shielding is the cause of the loss of proximal bone. Assessing stress distribution of femur is important to predict stress shielding. The initial stability and the stress shielding were investigated for two loading conditions approximating a single leg stance and a stair climbing. Three types of stems were studied by the finite element method to analyze the biomechanical effects of distal filling of cementless femoral stems. Three types of stems empolyed are a distal filling stem, a distal flexible stem, and a distal tapered stem.
In order to demonstrate Advanced Spent Fuel Conditioning Process (ACP), shielding facilities such as hot cell suitable to handling radionuclides and process property will be necessary. But the construction of new facilities needs much money, man-power and time, it is now scheduled to remodel the hot cell, which has already been installed and maintained at Irradiated Material Experiment Facility (IMEF) in the Korea Atomic Energy Research Institute (KAERI). The basic structure and concrete shield wall of hot cell partly have been constructed on the base floor in IMEF building in current status. And hot cell after remodeling will be used for carrying out the lab-scale experiment of ACP. The hot cell was built in accordance with 35 curies of fe-59(1.2 MeV) as design criteria of radiation dose limit. But the radioactive source of ACP is expected to be much higher than design criteria of IMEF, shielding ability of the hot cell in the current status is unsatisfactory to the hot test of ACP. Therefore shield wall shall be reinforced with heavy concrete, steel or lead. In this paper, dose rates are calculated according to ACP source, shielding materials, etc., and reinforcement structures are determined considering the current situation of hot cells, installation of shield windows and the easiness of work.
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[게시일 2004년 10월 1일]
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