• 한국융합학회논문지
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• 제9권12호
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• pp.99-106
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• 2018

의료방사선 방어를 위해 사용되는 차폐 시트의 제조과정에서 인장강도를 유지하면서 차폐 재료의 충전율을 높여 차폐 성능을 향상시키는 방안을 제시하고자 한다. 본 연구에서 제안된 개질제는 고분자 수지재료와의 융합에 있어서 분자량을 높여 재료의 친화성을 높이는 역할을 수행한다. 차폐시트의 산화텅스텐의 충전율과 인장강도, 차폐 성능 등을 평가하였다. 공정과정에서 개질제는 분자량과 밀도를 증가시켰고, 성형 과정에서 퍼짐 형상이 적용되었고, 성능 향상과 재료와의 친화성, 인장강도를 유지하기 위해 사용된 개질제 PMMA는 20%를 혼합할 경우 가장 우수한 효과를 얻을 수 있다. 본 연구에서 제시된 재료의 융합과 개질제를 통해 차폐시트의 대량생산이 가능하며, 향후 경량의 차폐복 제작에 기여할 것입니다.

• 한국융합학회논문지
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• 제12권4호
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• pp.87-94
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• 2021

의료기관의 방사선 차폐체의 차폐물질이 친환경소재로 변화되면서 기존 납의 일반된 차폐특성보다 차폐물질의 특성에 따른 방사선 방어가 중요한 요소로 대두되고 있다. 납과 유사한 차폐물질로 대표적인 텡스텐과 황산바륨은 친환경 소재로 시트나, 섬유 형태로 제작되어 사용되고 있다. 이테르븀은 치과 방사선영역에서 불투과성 물질로 불소화합물로 사용되었으며, 에너지대별 차폐특성과 기존 친환경소재의 차폐특성과 비교하여 x-선 차폐영역에서 차폐성능을 평가하고자 한다. 동일한 공정과 조건하에 세 종류의 차폐시트를 제작하여 실험하였으며, 의료방사선 영역에서 텅스텐과 약 5 % 차폐성능 차이가 나타났으며, 황산바륨보다 우수한 차폐성능을 보였다. 차폐시트의 단면 구조에서는 인자의 배열이 일정하지 못하는 큰 단점을 보였다. 따라서 산화이테르븀은 의료방사선 차폐물질로 충분한 가능성을 보였으며, 입자배열 구조와 입자크기 조절로 차폐성능을 향상시킬 수 있을 것으로 사료된다.

• 한국융합학회논문지
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• 제12권1호
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• pp.105-110
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• 2021

의료기관에서 최근 많이 사용되고 있는 친환경 소재 방사선 차폐체는 시트 형태로 제작되어 Apron의 재료로 활용되고 있다. 친환경 Apron의 차폐성능은 납당량을 기준으로 제시되고 있으며, 납당량은 0.25~0.50mmPb로 제시되고 있다. 납이 주재료 사용되는 차폐체인 경우 납의 우수한 가공성으로 인해 두께로 차폐성능을 조절할 수 있다. 그러나 친환경 차폐시트는 차폐재료의 함량, 베이스 재료인 고분자 물질의 물성, 공정과정의 기술적 차이에 따라 차폐성능이 변화되어 두께 기준의 차폐성능을 제어하기가 어렵다. 본 연구에서는 이러한 문제점을 해결하고자 두께를 기준으로 차폐시트를 제작하여 차폐성능을 평가, 비교하였다. 동일한 시트 제작공정을 제시하여 두께를 제어할 수 있는 캘린더 공정의 압연 기술을 적용하였고 여러층의 적층 구조와 단일 구조로 제작된 두 시트의 두께별 차폐성능을 비교하여 5%대의 차이를 관찰하였다. 그 결과 여러 층으로 차폐한 적층 구조 차폐시트가 더 효과적임을 증명하는 동시에 두께 중심의 차폐성능의 가능성을 제시하였다.

• 한국융합학회논문지
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• 제12권6호
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• pp.33-38
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• 2021

경량의 의료방사선 차폐시트를 제작하기 위해 새로운 차폐소재를 검토하였다. 가정에서 음식물 쓰레기로 버려지는 계란 껍데기 분말을 고분자 물질과 혼합하여 차폐재료의 가능성을 검증하고자 하였다. 기존의 경량 소재는 친환경의 조건을 만족하지만 주 재료 정제과정의 비용으로 인해 차폐시트 제작의 경제성에 어려움이 있다. 본 연구는 가정용 폐기물인 계란 껍데기를 이용하여 이러한 문제점을 해결하고자 한다. 고분자 물질인 HDPE를 이용하여 3 mm 두께의 차폐시트를 제작하였으며, 차폐시트 단면 내의 입자 분포상태도 분석하였다. 입자의 모양은 대체로 거칠게 구성되어 입자 간 공극이 있었으며, 단위 면적당 무게는 평균 1.5 g/cm² 로 나타났다. 차폐성능은 저에너지 영역에서는 20%대, 고에너지 영역에서는 10%대의 차폐성능을 보여 저선량 의료방사선 차폐시트의 재료로 가능성을 보여주었다.

• 한국기계가공학회지
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• 제19권10호
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• pp.59-67
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• 2020

Polycarbonate thermoplastic composite materials are anisotropic and exhibit physical properties in the longitudinal direction. Therefore, the physical properties depend on the type and direction of reinforcements. The thermal conductivity, electrical conductivity, and resin impregnation can be controlled by adding carbon nanotubes to polycarbonate resin. However, the carbon fiber used as a reinforcing material is expensive, interfacial adhesion issues occur, and simulation values are different from actual values, making it difficult to perform mathematical analysis. However, carbon nanotubes have advantages such as light weight, rigidity, impact resistance, and reduced number of parts compared to metals. Due to these advantages, it has been applied to various products to reduce weight, improve corrosion resistance, and increase impact durability. As the content of carbon nanotubes or carbon fibers increases, the mechanical properties and antistatic and electromagnetic shielding performance improve. It is expected that the amount of carbon nanotubes or carbon fibers can be optimized and applied to various industrial products.

• 한국방사선학회논문지
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• 제11권7호
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• pp.547-553
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• 2017

현재 의료분야에서는 방사선 차폐체로서 납(Pb)이 널리 쓰이고 있다. 하지만 납은 무게가 매우 무거워 납치마 등의 방호복은 장시간 착용이 어려우며, 인체에 치명적인 납 중독의 위험이 상시 가지고 있다는 문제점을 가지고 있다. 이러한 문제점을 해결하고자 납을 대체 할 수 있는 물질에 대한 많은 연구가 진행되고 있다. 현재 납의 대체물질로써 대표적인 바륨(Ba)과 요오드(I) 등은 우수한 차폐능을 가지고 있지만, 30keV 근처의 에너지 영역에서 특성 X선을 방출하는 특성을 가지고 있다. 환자나 방사선 종사자의 경우 차폐체를 인체에 접촉하고 있는 경우가 많으므로 차폐체에서 발생되는 특성 X선이 인체에 직접 조사되어 방사선 피폭을 증가시킬 위험이 매우 높다. 본 연구에서는 바륨(Ba)과 요오드(I)등에서 발생되는 특성 X선을 제거하기에 적절한 이중구조 차폐체를 방사선 수송코드 중 하나인 FLUKA 수송코드를 개발하여 선행연구로서 진행된 MCNPX 시뮬레이션과 비교 분석하여 이중구조 차폐체의 차폐율에 대한 신뢰성을 검증하고자 하였다. MCNPX와 FLUKA를 이용하여 황산바륨($BaSO_4$)과 산화비스무스($Bi_2O_3$)로 이루어진 다양한 두께조합의 이중구조 차폐체를 설계하였으며, IEC61331-1에 제시된 모식도를 기하학적으로 동일하게 시뮬레이션 상에 구현하였다. 또한, 120 kVp의 연속 X선 스펙트럼에 대한 차폐체의 투과스펙트럼과 흡수선량을 납과 비교 평가하였다. 평가결과, $0.3mm-BaSO_4/0.3mm-Bi_2O_3$ 와 $0.1mm-BaSO_4/0.5mm-Bi_2O_3$ 구조에서는 33 keV와 37 keV의 특성 X선을 모두 흡수하였으며, 90 keV 이상의 고에너지 X선에 대해서도 납과 거의 유사한 차폐효율을 보였다. 또한, FLUKA의 수송코드는 33 keV 이하에서는 cut-off 가 발생하여 저에너지 X선 광자에 대한 전산모사에 제약이 있지만, 40 keV 이상의 고에너지 영역에서 MCNPX와의 상대오차가 6 % 이내로 신뢰성이 매우 우수하다는 것을 확인할 수 있었다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제52권8호
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• pp.1784-1791
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• 2020

The 14 MeV neutron generator facility is being developed by the Institute for Plasma Research India to conduct the lab scale experiments related to Indian breeding blanket system for ITER and DEMO. It will also be utilized for material testing, shielding experiments and development of fusion diagnostics. Occupational radiation exposure control is necessary for the all kind of nuclear facilities to get the operational licensing from governing authorities and nuclear regulatory bodies. In the same way, the radiation exposure for the 14 MeV neutron generator facility at the occupational worker area and accessible zones for general workers should be under the permissible limit of AERB India. The generator is designed for the yield of 10¹² n/s. The shielding assessment has been made to estimate the radiation dose during the operational time of the neutron generator. The facility has many utilities and constraints like ventilation ducts, accessible doors, accessibility of neutron generator components and to conduct the experiments which make the shielding assessment challenging to provide proper safety for occupational workers and the general public. The neutron and gamma dose rates have been estimated using the MCNP radiation transport code and ENDF -VII nuclear data libraries. The ICRP-74 fluence to dose conversion coefficients has been used for the assessment. The annual radiation exposure has been assessed by considering 500 h per year operational time. The provision of local shield near to neutron generator has been also evaluated to reduce the annual radiation doses. The comprehensive results of radiation shielding capability of neutron generator building and local shield design have been presented in the paper along with detailed maps of radiation field.

• Composites Research
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• 제25권4호
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• pp.98-104
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• 2012

본 논문에서는 척추체 간 유합용 케이지의 응력방패현상을 감소시키기 위하여 강성 차이에 대한 연구를 수행하였다. 최근 의료 임플란트 분야에서는 탄소섬유강화 폴리머를 이용하여 좋은 결과를 보여 왔다. 그러나 생체 역학적으로 이 재료에 대하여 요추체의 안정성과 골 이식재가 받는 응력에 관련한 연구는 없었다. 따라서 이전에 유효화한 요추체 (L2-L5) 비선형 유한 요소 모델을 이용하여 L4-L5 분절의 케이지의 강성 차이에 따른 효과를 알아보기 위하여 탄소섬유강화 폴리머와 티타늄 케이지를 이용한 후방 요추체 유합 모델을 만들었다. 자가골 보다 강성이 작은 탄소 섬유강화폴리머 케이지는 인접 분절의 하종판에 응력이 적게 걸리며, 골 이식재에 응력은 증가시켰다. 위의 결과로 탄소섬유강화 폴리머 케이지는 응력 방패 현상을 감소시킬 수 있을 뿐만 아니라 골 유합률을 증가시킬 수 있다.

• 대한방사선기술학회지:방사선기술과학
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• 제40권3호
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• pp.461-468
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• 2017

본 연구는 진단용 X선 에너지 영역에서 고순도의 납 0.5mm 와 실리콘(Si)과 이산화티탄($TiO_2$)을 이용한 X선 융합차폐체의 선량을 측정하고 차폐율을 비교 측정하였다. 실험을 위하여 실리콘(Si)과 이산화티탄($TiO_2$)을 혼합하여 1 mm 두께의 패드형 차폐체를 제작하고, 차폐체의 두께를 1mm 씩 증가시키며 X선을 조사하여 0 mR이 될 때까지 선량을 측정하였다. KS A 4025의 권고에 따라 X선 조사조건은 각각 60 kVp 20 mAs, 100 kVp 20 mAs로 하였으며, 두 개의 관전압 조건에서 차폐체가 없을 경우의 조사선량을 기준으로 차폐체가 있을 경우의 선량과 비교하여 차폐율을 구하였다. 두께 0.5 mm 납판 차폐체의 차폐율은 60 kVp에서 95.92%, 100 kVp에서 85.26%로 측정되었고, 실리콘(Si)과 이산화티탄($TiO_2$)패드 차폐체를 적용하였을 경우 60 kVp, 20 mAs 조건에서 두께가 11 mm 이상일 때 10회 조사 평균선량은 1.77 mR, 차폐율은 납판 0.5 mm 차폐체와 등가의 차폐율을 나타내었으며, 13 mm에서 측정선량이 0 mR이 되었다. 100 kVp, 20 mAs 조건에서는 17 mm 두께에서 납 0.5 mm 차폐체와 등가 이상의 차폐율이 관찰 되었고 23 mm 두께에서 100% 의 차폐율을 관찰할 수 있었다. 본 연구 결과를 통해 실리콘-이산화티탄 화합물은 실리콘의 물성이 그대로 존재하면서 금속화합물과 융합할 수 있다는 결과를 얻었으며, 이후 방사선 흡수가 더 뛰어난 금속화합물등과 혼합할 경우 납의 위해성을 포함하지 않으며, 재료와 가공성에서 경제적이며, 실리콘의 강점을 살려 탄성과 유연성이 뛰어난 저선량용 방사선 차폐재의 제작 가능성을 확인해 볼 수 있었다.

• 한국추진공학회:학술대회논문집
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• 한국추진공학회 1996년도 제7회 학술강연회논문집
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• pp.27-41
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• 1996

In this study the heat transfer and fluid flow of the molten pool in stationary gas tungsten arc welding using argon shielding gas were investigated. Transporting phenomena from the welding arc to the base material surface, such as current density, heat flux, arc pressure and shear stress acting on the weld pool surface, were taken from the simulation results of the corresponding welding arc. Various driving forces for the weld pool convection were considered, self-induced electromagnetic, surface tension, buoyancy, and impinging plasma arc forces. Furthermore, the effect of surface depression due to the arc pressure acting on the molten pool surface was considered. Because fusion boundary has a curved and unknown shape during welding, a boundary-fitted coordinate system was adopted to precisely describe the boundary for the momentum equation. The numerical model was applied to AISI 304 stainless steel and compared with the experimental results.