• Journal of Radiation Protection and Research
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• 제41권3호
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• pp.310-314
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• 2016

Background: FCTC10 container is designed to transport $^{60}Co$ radioactive sources used in irradiation industry. It belongs to Type B(U) Category III (yellow) package when being loaded with a $^{60}Co$ source of $1.8{\times}10^5$ Ci. Materials and Methods: The container is constituted of shielding container, basket, protective cover and bracket. Shielding ability is provided mainly by stainless steel shells, tungsten alloy and lead among steel shells. Radiation level around the container has been calculated with both Monte Carlo simulations and measurements. Results and Discussion: It is proven that the shielding performance of the container fulfills the requirements in GB11806-2004 (Regulations for the safe transport of radioactive material, China Standard Press). Exposure doses to workers and to critical groups of public were calculated based on hypothetical exposure scene according to transport practice experience. Conclusion: The results show that doses to workers and public are less than the constraint dose considered in design, and the radiation level would be increased less than a factor of 2 under design basis accidents.

• 한국식품영양과학회지
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• 제45권3호
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• pp.402-408
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• 2016

생표고버섯 생산 농가에서 일반 판매처까지 보관 및 유통 단계를 거치면서 변화하는 온도 조건에 노출된 제품의 품질을 향상하기 위해 1차 개별포장과 2차 포장을 결합한 active 마스터 포장 시스템을 적용하였다. 외부 2차 포장에는 이산화탄소 흡수제인 $Ca(OH)_2$와 수분 흡수제인 고흡수성 고분자를 sachet 형태로 만들어 포장에 적용했다. 낮은 온도로 유지되는 저장단계에서는 1차 개별포장과 2차 포장의 결합한 형태로 수송 및 유통되고, 높은 온도에 노출되는 판매단계에서는 2차 포장을 해체한 후 판매가 진행되도록 하였다. 판매단계에서 2차 포장을 해체하면 온도 상승으로 인한 호흡 증가로 포장 내 산소 고갈과 높은 농도의 이산화탄소 축적을 막을 수 있으며, 급격한 생리장해를 억제할 수 있다. 수송 및 저장 단계에서 포장 내 기체조성과 온습도를 측정하고, 판매단계에서 포장을 개봉하여 생표고버섯의 품질을 측정하였다. 관행적인 방법인 통기성 천공 포장을 대조구로 하여 같은 조건으로 수송 및 유통, 판매를 통해 처리구 포장의 품질과 비교하였다. 이산화탄소 흡수제인 $Ca(OH)_2$와 수분 흡수제인 고흡수성 고분자를 봉지 형태로 만들어 함입시킨 active 마스터 포장 시스템은 유통 저장 단계에서 포장의 기체 이동과 이산화탄소 흡수제의 효과로 인하여 개별 포장내에 산소 농도가 9~11%, 이산화탄소 농도가 1~4% 범위를 얻을 수 있어서 품질보존에 도움이 되는 변형기체가 형성되었다. 처리구 간에 따른 경도와 표면색택, 호기성 세균수 등의 품질 변화에 대해서는 유의적인 차이를 확인할 수 없었으나, 대조구에 비해 이산화탄소 흡수제와 수분 흡수제의 처리구가 부패율 감소와 곰팡이/효모수의 성장억제 효과를 얻을 수 있었다. 농가에서 포장 전 예건처리를 할 수 없는 상황이기 때문에 계절적인 요인에 따라 이산화탄소 흡수제와 수분 흡수제의 양을 조절한다면 active 마스터 포장 시스템의 효과를 볼 수 있을 것으로 생각한다.

• Journal of Radiation Protection and Research
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• 제28권4호
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• pp.281-290
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• 2003

The KN-12 spent nuclear fuel transport cask, which is a Type B(U) package designed to comply with the requirements of Korea Atomic Energy Act[1], IAEA Safety Standards Series No.TS-R-1[2] and US 10 CFR Part 71[3], is designed for carrying up to 12 PWR spent fuel assemblies in a basket structure. The cask has been licensed in accordance with Korea Atomic Energy Act and was fabricated in Korea in accordance with the requirements of ASME B&PV Sec.III, Div.3[4]. The cask must maintain thermal integrity in accordance with the related regulations and be evaluated to verify that the thermal performance of the cask complies with the regulatory requirements. The temperatures of the cask and components were determined by using finite elements methods with a numerical tool, safety tests using an 1/8 height slice model of the real cask were conducted to demonstrate verification of the numerical tool and methods, and heat transfer tests for normal transport conditions were performed as a fabrication acceptance test to demonstrate the heat transfer capability of the cask.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제53권7호
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• pp.2151-2161
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• 2021

Nuclear data (ND) sensitivity and uncertainty (S/U) quantification in shielding applications is performed using deterministic and probabilistic approaches. In this paper the validation of the newly developed deterministic program package ASUSD (ADVANTG + SUSD3D) is presented. ASUSD was developed with the aim of automating the process of ND S/U while retaining the computational efficiency of the deterministic approach to ND S/U analysis. The paper includes a detailed description of each of the programs contained within ASUSD, the computational workflow and validation results. ASUSD was validated on two shielding benchmark experiments from the Shielding Integral Benchmark Archive and Database (SINBAD) - the fission relevant ASPIS Iron 88 experiment and the fusion relevant Frascati Neutron Generator (FNG) Helium Cooled Pebble Bed (HCPB) Test Blanket Module (TBM) mock-up experiment. The validation process was performed in two stages. Firstly, the Denovo discrete ordinates transport solver was validated as a standalone solver. Secondly, the ASUSD program package as a whole was validated as a ND S/U analysis tool. Both stages of the validation process yielded excellent results, with a maximum difference of 17% in final uncertainties due to ND between ASUSD and the stochastic ND S/U approach. Based on these results, ASUSD has proven to be a user friendly and computationally efficient tool for deterministic ND S/U analysis of shielding geometries.

• Water Engineering Research
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• 제1권2호
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• pp.137-146
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• 2000

A windows-based software package, named DREDGE, is developed for estimating sediment resuspension and contaminant release during dredging operations. DREDGE allows user to enter the necessary dredge information, site characteristics, operational data, and contaminant characteristics, then calculates an array of concentration using the given values. The program mainly consists of the near-field models, which are obtained empirically, for estimating sediment resuspension and the far-field models, which are obtained analytically, for suspended sediment transport. A linear equilibrium partitioning approach is applied to estimate particulate and dissolved contaminant concentrations. This software package which requires only a minimal amount of data consists of three components; user input, tabular output, and graphical output. Combining the near-field and far-field models into a user-friendly windows-based computer program can greatly save dredge operator's, planners', and regulators' efforts for estimating sediment transports and contaminant distribution.

• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 1995년도 추계학술발표회논문집(1)
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• pp.423-428
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• 1995

Simulation models have been developed to predict the overall behavior of the CANDU plant systems during normal operational transients. For real time simulation purpose, simplified thermal hydraulic models are applied with appropriate system control logics, which include primary heat transport system solver with its component models and secondary side system models. The secondary side models are mainly used to provide boundary conditions for primary system calculation and to accomodate plant power control logics. Also, for the effective use of simulation package, hardware oriented basic simulation network has been established with appropriate graphic display system. Through validation with typical plant power maneuvering cases using proven plant performance analysis computer code, the present simulation package shows reasonable capability in the prediction of the dynamic behavior of plant variables during operational transients of CANDU plant, which means that this simulation tool can be utilized as a basic framework for full scope simulation network through further improvements.

• 한국방송∙미디어공학회:학술대회논문집
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• 한국방송공학회 2013년도 추계학술대회
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• pp.200-203
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• 2013

MPEG Media Transport (MMT)는 방송 서비스에서 방송망 및 IP망을 활용하여 미디어 데이터를 보다 효율적으로 전송하고 이를 저장 및 소비 할 수 있게 하기 위해 MPEG에서 개발 중인 표준이다. MMT에서는 방송프로그램을 하나의 Package로 정의하고, 해당 Package에서는 비디오, 오디오 및 데이터를 포함한 다양한 구성요소를 각각의 Asset으로 정의하고 있으며, 각 Asset은 전송 및 재생/저장의 최소단위인 MPU (Media Processing Unit) 파일들의 집합으로 구성되어져 있다. 이와 같이, MMT에서는 비디오 콘텐츠를 하나의 파일로 취급하는 기존의 방법과 달리 여러개의 MPU파일로 구성하게 함으로서, 가변적 네트워크 상황에 따라 효율적 전송 및 부분 저장을 가능하게 하였다. 본 논문에서는 여러개의 MPU파일로 구성된 MMT 콘텐츠를 각각의 MPU 파일별로 저장 및 접근을 가능하게 하고, 또한 여러개의 MPU파일들을 끊김없이 하나의 콘텐츠로 재생할 수 있는 재생기의 설계 및 구현방법을 제안하였다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제40권6호
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• pp.511-516
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• 2008

Korea Hydro & Nuclear Power Co., Ltd. (KHNP) developed new IP-2 packages to transport low- and intermediate-level radioactive waste (LILW) steel drums from nuclear power plants to a disposal facility in accordance with IAEA and Korean transport regulations of radioactive material. Radiation shielding evaluation of the packages was carried out to demonstrate compliance with the regulatory requirements for IP-2 packages of radioactive material. Dose rate limits of LILW drums contained in the packages were determined.

• 한국화재소방학회논문지
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• 제32권3호
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• pp.116-122
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• 2018

본 연구의 목적은 개발 중인 화학, 생물학, 방사능 및 원자력 특수재난 대응 격리 이송 장비의 효율성과 사용 용이성을 평가하는 것이다. 상기 개발 장비는 자체 개발한 격리, 이송, 환자 감시 모듈을 통합하여 제작하였다. 응급구조사를 대상으로 한 마네킹을 이용한 무작위 교차 실험(또는 시뮬레이션)연구이며, 모든 연구대상자는 기존 장비와 특수재난 대응 격리 이송 장비의 시제품을 교대로 사용하였다. 생체신호 변화 검출 소요 시간과 치료 적용 소요 시간으로 효율성을 평가하였고 각 감시장치, 이송카트, 격리 장치 편의성에 대한 설문조사를 통해 사용 편의성으로 평가하였다. 총 12명의 응급구조사가 연구에 참여하였고 특수재난 대응 격리 이송 장비 군의 저산소증 검출 시간이 3.5초(2.5-3.9)로 기존 장비군의 4.9초(3.8-3.9)보다 유의하게 짧았다(p < 0.05). 심전도 변화 감지 소요 시간 및 안면 마스크 산소 공급 소요 시간의 감소 경향은 있었으나 통계적 유의성은 관찰되지 않았다. 특수재난 대응 격리 이송 장비 군의 환자 감시 장치의 전반적 만족도도 특수재난 대응 격리 이송 장비 군이 4점(3.5-5)으로 기존 장비군의 3점(3-3)에 비해 높았다(p < 0.05). 특수재난 대응 격리 이송 장비 사용군이 저산소증 검출 시간이 짧았으며 기존장비에 비해 환자 감시 장치의 전반적 만족도가 높은 것을 확인하였다.

• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 2005년도 춘계학술발표회
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• pp.159-160
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• 2005