Single phase, narrow beam X-ray attenuation data were obtained using various construction materials concrete, white block, red block, 3 hole block, gypsum board, artificial marble, cement, plate glass, wood, and lead. Tube voltages of 60, 80, 100, 120 kVp were employed and the resulting curves were compared to transmission data found in this report. The shielding methodology and the derivation of equations used for determination of barrier requirements were presented in NCRP 49. We could calculate the X-ray exposed dose after attenuation and thickness of protection barrier in the clinic facilities accordingly. For the purpose of maximizing the benefit/cost ratio to diagnostic shielding, various construction materials must be installed carefully and attnuation rate considered thoroughly.
In case of overalyered wrapping roll, beadmark shape appear at wrapping roll surface due to irregular wear between weld bead. Irregular wear of this is caused by difference of hardness between weld bead. This study aims at investigating which matrix is good for removing of beadmark at wrapping roll surface. So, we make specimen with martensitic matrix and austenitic matrix. The overlayered alloys were deposited 4 times on a SS41 steel plate using self-shielding flux cored arc welding method. Difference of hardness between weld bead of specimen with matrix of martensite was higher than specimen with matrix of austenite both as-welded and after heat treatment. Therefore, austenitic matrix is between than martensitic matrix for removing of beadmark of wrapping roll surface.
CANDU 6 중수형 원자로 운전중에 Calandria Shell내에서 발생하는 $(n,\;{\gamma})$ 반응유발 열중성자속분포와 CANDU 6 발전소의 측면 및 하단 차폐구조에서의 방사선 선량률을 계산하기 위하여 몬테칼로 방법을 이용한 MCNP 4.2 코드를 사용하였다. 계산결과, Mainshell, Annular Plate와 Subshell내 의 열중성자속분포는 $10^{11}{\sim}10^{13}\;neutrons/cm^2-sec$로 나타났고, 이는 DOT 4.2 코드의 계산결과와 비교해 볼 때 약간 큰 값들의 분포를 보여주고 있다. 이 계산결과의 응용으로서 작업자 접근가능지역 (Worker Accessible Areas)에서의 감마선량률을 계산해본 결과 설계목표치인 $6{\mu}Sv/h$보다 낮은 값을 주는 것으로 나타났다. $(n,\;{\gamma})$ 반응유발 열중성자속분포에 대한 MCNP 4.2 코드의 계산결과는 CANDU 6형 원자로의 방사선 차폐해석에 중요한 자료로 널리 이용될 수 있을 것이다.
본 논문에서는 유한요소해석을 이용하여 경극 골절부의 변형률 분포를 계산하였다. 16주에 걸친 골절 회복기간 동안 최적의 가골 형성의 조건을 찾기 위해 스테인리스 강 고정판과 다양한 적층순서를 가지는 복합재료 고정판이 고려되었다. 이 연구를 통해 골절부 가골 형성을 촉진하는 $2{\sim}10%$ 변형률을 유발하는 최적 하중 조건을 계산하였다. 해석결과로부터 복합재료 고정판의 경우 최적의 변형률을 가지게 하는 하중조건은 스테인리스 강 고정판의 경우보다 낮았으며, 응력방패 현상을 감소시켜 골절치료에 유리함을 가지는 것을 알 수 있었다.
스마트 모바일 산업의 성장에 따라 부품의 집적화가 가속화 되고 있다. 이러한 부품의 집적화는 부품간의 간섭현상문제를 야기했으며, 이를 해결하기 위한 전자파 차폐 기술의 중요성이 부각되고 있다. 전자파 차폐 기술은 전자파를 반사하거나 흡수하는 방식으로 구현되며, 일반적으로 전도성물질이 전자파 차폐에 활용된다. 최근 산업의 변화에 따라 투명 차폐기술이 요구되고 있으며, 본 연구에서는 임프린팅 기술을 활용한 음각 구조 패턴에 전도성 복합 바인더를 충진 하여 투명 차폐소재를 제안하고자 하였다. 전도성 복합 바인더를 제조하기 위하여 UV 중합 아크릴 바인더를 활용하고 전도성 부여를 위해 구상, 판상 및 적층상의 은 입자를 활용하였다. 은 입자의 구조적인 특징에 따라 경화특성, 전도성 그리고 접착력의 변화를 확인하였다. 경화과정에서는 구상 입자의 활용이 가장 효율적이었으며, UV에 취약한 구조를 보완할 추가적인 경화 시스템이 요구되었다. 전도성평가에서는 적층상 구조가 우수한 특성을 보였다. 접착력은 구상이 가장 우수한 특성을 보였으며, 표면에서의 불규칙성에 따른 결과로 평가된다. 최종적으로 이를 활용한 패턴필름은 우수한 투명특성을 보여주었다.
본 연구에서는 최대 출력 6.3 kW의 연속 출력 파형 파이버 레이저를 사용하여 순 티타늄 용접을 실시하였다. 용접 시 티타늄은 산화 및 질화로 인한 취성영역을 형성하기 쉽기 때문에 적절한 실드가스를 사용하여 용접부를 대기로부터 보호해야한다. 따라서 최적의 실드가스를 선정하기 위하여 실드가스의 종류를 변화시켜 실험을 실시하였으며 그에 따른 용접성을 평가하였다. 비드색을 통하여 산화 및 질화정도를 간접적으로 판별하였으며 EDS와 EPMA를 사용하여 용접부의 성분분석을 실시하였다. 또한 광학 현미경 및 전자 주사 현미경으로 용접부의 미세조직을 관찰하였으며 경도측정을 통해 기계적 특성을 파악하였다. 용접부가 산화 또는 질화될 경우 회색 또는 노란색의 비드를 얻을 수 있었으며 비드표면뿐만 아니라 용접부 내부까지 산소 및 질소량이 증가하여 경도값이 모재 대비 3배 이상 크게 증가하였다. 결과적으로 아르곤 가스를 전면실드에 사용하였을 때 은백색의 건전한 비드를 얻을 수 있었다.
IP-2형 운반용기는 정상운반조건에서의 자유낙하시험 및 적층시험을 수행한 후에 운반내용물의 분산 및 유실이 없어야 하며 외부표면에서의 방사선량률이 20%이상 증가할 수 있는 차폐능력의 상실이 없어야 한다. 본 연구에서는 두꺼운 철판을 구조재로 사용하며 볼트체결방식의 뚜껑을 가진 IP-2형 운반용기에 대한 구조 안전성을 평가하기 위한 해석적인 방안을 제안하였다. 해석적인 방법을 통하여 원자력발전소에서 발생된 방사성폐기물 드럼을 폐기물 처리시설에서 임시저장고까지 운반하기 위한 두 종류의 IP-2형 방사성폐기물 운반용기에 대하여 자유낙하조건에서 운반내용물의 분산 및 유실과 차폐손실이 없음을 확인하였다. 자유낙하조건에서 운반내용물의 분산 및 유실을 평가하기 위하여 최대 볼트단면 평균응력값과 최대 뚜껑열림량을 볼트의 인장강도와 뚜껑부에 존재하는 단차와 비교 평가하였다. 또한 최대 차폐두께 감소량을 이용하여 차폐손실을 평가하였다. 자유낙하조건에 대한 동적충돌해석을 검증하고 구조 안전성을 시험적으로 평가하기 위하여 자유낙하시험을 다양한 방향으로 실시하였다. 자유낙하시험에서는 운반내용물의 분산 및 유실은 볼트체결방식의 뚜껑에서 볼트의 파손 및 플랜지의 변형 등을 검사하여 평가하였으며, 차폐손실은 초음파 두께 측정기를 이용한 차폐두께를 측정하여 평가하였다. 해석에 대한 검증을 위하여 시험에서 취득한 변형률과 가속도를 동일한 위치에서 얻어진 해석결과와 비교하였다. 해석결과는 시험결과에 비하여 보수적인 결과를 보여주므로 해석에서 입증한 IP-2형 방사성폐기물 운반용기의 안전성은 보수적인 결과이다. 마지막으로 유한요소해석을 통하여 적층조건에 대한 IP-2형 방사성폐기물 운반용기는 안전함을 입증하였다.
Yamadera M. Baba A.;Miura T.;Aoki T.;Hagiwara M.;Kawata N.
Journal of Radiation Protection and Research
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제26권3호
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pp.231-236
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2001
A brief introduction is presented on the radiation safety studies at Tohoku University Cyclotron & Radioisotope Center. Studies on two subject are described; (1) measurement of the thick target neutron yield and radioisotope production / activation cross section for ten's of MeV neutrons and ions using K=110 Tohoku University cyclotron to provide basicdata for accelerator shielding, and (2) development of techniques for high sensitive radiation detection and profile measurement using an Imaging Plate which is a high sensitive two-dimensional radiation sensor. Application of the Imaging Plate techniques to localization of very weak radioactivity and to neutron profile measurement is described.
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[게시일 2004년 10월 1일]
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