The dismantling nuclear power plant is expected to continue to change the radiation working environment compared to the operating nuclear power plant. Contamination monitors and survey meters currently in use have limitations in accurate analysis source term and dose rates for continuous changes in radiation fields at dismantling sites. Due to these limitations, the use of semiconductor detectors such as HPGe and CZT detectors with excellent energy resolution and portability is increasing. The CZT detector performs as well as the HPGe detector, but there is no proven calibration procedure yet. Therefore, in this study, the HPGe calibration method was reviewed to derive implications for the CZT detector calibration method. The operating principle of a semiconductor detector that measures gamma emission energy converts them into electrical signals is the same. Two calibrations of HPGe detectors are performed according to the standard calibration procedure for semiconductor detectors for gamma-ray measurement issued by the Korea Association of Standards & Testing Organizations. The first is an energy calibration that calculates gamma-ray peak position measurements and relational expressions using standard source term that emit gamma-rays. The channel values for energy are measured using certified reference source term to determine radionuclides by identifying channels corresponding to the measured peak energy values. The second is the measurement efficiency of measuring the coefficient calibration device, which measures gamma rays emitted from the standard source term. The detector efficiency by sample or distance is measured in consideration of the shape, size, volume, and density of the calibration device. The HPGe detector performs calibration once every six months through a verified calibration method and is being used as a source term analyzer at the power plant. The CZT detector may also establish a procedure for identifying peak positions through energy calibration and calculating radioactivity through efficiency calibration. This will be a way to expand the usability of semiconductor detectors and further monitor radiation in a more effective way.

NFDC (Nuclear Fuel and materials Data Center) is designated as a one of the data center of National Standard Reference Center from Ministry of Trade Industry and Energy at Dec. 30 2008. The fields of designation were nuclear fuel and energy materials. NFDC produces standard reference data of nuclear fuel and materials. To ensure reliability of experimental data uncertainty should be estimated. There are two kinds of uncertainty: A-type uncertainty from tester and B-type uncertainty from experimental equipments. To reduce the former, the measurement should be repeated for sufficient amount of times, and to reduce the latter type uncertainty all equipment have to be calibrated. In this study self calibration process of thermo-mechanical analyzer (TMA) was established to ensure the B-type uncertainty. The self calibration was performed using the standard reference material and correction factor was obtained. The correction factor was defined as the ratio of the thermal expansion value of the standard reference material reported in the certificate and the thermal expansion value measured using TMA. It is believed that the uncertainty evaluation process of TGA data developed in this study will be helpful for increasing reliability and stability evaluation of nuclear fuel and spent fuel.

Detectors used for nuclear material safeguards activities are using scintillator detectors to quickly calculate the uranium enrichment at various nuclear material handling facilities. In order to measure the uranium enrichment, a region of interest is set around 185.7 keV which is the main gamma emission energy of uranium-235 in which the proportional relationship between the amount of uranium-235 and the net count is used. It is necessary to perform channel/energy calibration that a specific channel of the multi-channel analyzer is set to 185.7 keV. Most detector manufacturers have a built-in calibration source so that it is automatically performed when the detector starts to operate. In addition, the scintillator detector requires attention because the channel/energy gain may change depending on the ambient temperature so that a calibration source is used to compensate for this. In this paper, the spectral features are examined from among the scintillator detectors seeded with calibration sources used for safeguards activities. For this purpose, FLIR’s Identifinder-2 R400 T2 model and Canberra’s NAID model were used. HM-5 contains about 15nCi of Cs-137 and a photoelectric peak occurs at 662.1 keV. NAID contains about Am-241 of 55 nCi which alpha decays and subsequently emits gamma rays of 59.5 keV and 26.3 keV. The major difference among the detectors occurs in the background spectrum due to the difference in the source. From that kind of spectral features, it can be confirmed that the equipment is operating properly only when the spectrum by the corresponding calibration source is accurately known. The results of this study will enable a better understanding of the characteristics of scintillator detectors used for uranium enrichment analysis. Therefore, it is expected to be used as basic research for related software utilization as well as development in the future.

In order to permanently dispose of radioactive waste drums generated from nuclear power plants, disposal suitability must be demonstrated and the nuclides and radioactivity contained in the waste drums, including those in the shielding drums, must be identified. At present, reliable measurements of the nuclide concentration are performed using drum nuclide analysis devices at power plants and disposal facilities during acceptance inspection. The essential functions required to perform nuclide analysis using the non-destructive assay system are the correction for self-attenuation and the dead time correction. Until now, measurements have mainly been performed for drums containing solid waste such as DAW drums using SGS calibration drums with ordinary iron drums. However, for drums containing non-uniform radioactive waste, such as waste filters embedded in cement within shielding drums, a separate calibration drum needs to be produced. In order to produce calibration drums for shielded and embedded waste drums, the design considered the placement of calibration sources, setting of shielding thickness, correction for medium density, and cement mixing ratio. Based on these considerations, three calibration drums were produced. First, a shielding drum with an empty interior was produced. Second, a density correction drum filled with cement was produced to create apparent density on the surface of the shielding drum. Third, a physical model drum was produced containing a mock waste filter and cement filled in the shielding drum.

A tensile test is performed to obtain the mechanical property data of the spent fuel cladding. In general, the elastic modulus, elongation, yield stress, tensile stress, etc. are obtained by axial tensile test of cladding attaching an extensometer. However, due to the limitation in the number of specimens for spent nuclear fuel that can be made, the ring tensile test (RTT) whose required length of the specimen is short is mainly performed. In the case of RTT, an extensometer or strain gauge cannot be attached because the gauge part of the specimen is formed around the cladding and is short. In addition, since a load is applied in the radial direction of the cladding, a curved portion of the circular cladding is spread out and becomes straight, and then the cladding is tensioned. For this reason, it is difficult to obtain the stress-strain curve directly from the RTT results. Isight, which is used to identify the optimization design parameters, was used to build an optimization process that minimizes the difference between the RTT and the analysis to estimate the material property. For this, the elastic modulus, plastic strain, and the radius of the RTT jig were taken as fixed variables. As variables, isotropic hardening data and plastic stress were taken. The objective function was taken as the minimization of the area difference of the load-displacement curve obtained from the tests and analysis, of the difference in the magnitude of the maximum reaction force, and of the difference in the location where the maximum reaction force occurred. Optimization workflow was configured in the following order. First, using the calculator component, plastic stress design variables were created. Next, ABAQUS was placed to perform analysis using design variables, and the reaction force or displacement was calculated. After that, the reaction force was calculated considering the 1/4 symmetry condition using the script component. After that, the data matching component performed quantitative comparison of test and analysis data. Finally, by utilizing the exploration component, the plastic stress design variable that minimizes the difference in the objective function was obtained by automatically changing six optimization algorithms. In this paper, the constructed optimization process and the obtained plastic stress by applying it to the SUS316 RTT results are briefly described. The established optimization process can be utilized to obtain mechanical property from the results of the cladding RTT of spent nuclear fuel or new material.

지구/행성 내부의 다양한 지질학적 과정을 이해하기 위해서는 고온-고압 환경에서 지구 내부 구성 물질의 특성을 이해하는 것이 필수적이다. 이러한 고압환경을 생성하기 위하여 사용되는 멀티 앤빌 프레스 (multi-anvil press)는 주로 상부맨틀조건의 극한 상황을 재현하는데 사용된다. 멀티 엔빌프레스의 지질학적 사 용을 위한 필수 보정 과정 중 하나는 압력을 생성하기 위한 프레스의 유압과 실제로 시료에 가해지는 압력 사이의 관계인 압력-부하 보정(pressure-load calibration)이다. 압력-부하 보정은 일반적으로 고온-고압 조건에 서는 결정질 물질의 상전이를 이용해서 이루어지는데, 고온에서의 경우와 달리 저온(상온)의 경우 상전이 과 정이 상대적으로 비효율적이므로 압력-부하 보정의 다른 방법론이 요구된다. 본 연구에서는 파이로프 조성 (Mg3Al2Si3O12)의 비정질(비정질 파이로프)의 상온에서의 압축(cold compression)에 따라 발생하는 영구적인 고 밀도화 현상(permanent densification)과 그 기원이 되는 알루미늄 배위 환경의 변화를 고해상도의 27Al MAS 및 3QMAS NMR 분광분석을 통해 정량화하고, 이로부터 압력에 따른 알루미늄의 배위수 변화를 이용해 14/ 8 HT 조립세트(assembly set)와 1,100톤 멀티 앤빌 프레스에 대한 상온에서의 압력-부하 보정을 수행하였다. 본 연구는 NMR분광분석을 이용하여 압력보정을 수행한 최초의 연구결과이며, 비정질 파이로프의 압축-감압에 따른 원자 단위에서의 비가역적 구조 변화는 섭입대 환경과 같은 저온 고압 환경에서 비정질 물질이 겪는 변 화와 그에 따른 지질학적 현상의 이해고양에 실마리를 제공한다.

We describe a method for the in-orbit calibration of body-mounted magnetometers based on the CHAOS-7 geomagnetic field model. The code is designed to find the true calibration parameters autonomously by using only the onboard magnetometer data and the corresponding CHAOS outputs. As the model output and satellite data have different coordinate systems, they are first transformed to a Star Tracker Coordinate (STC). Then, non-linear optimization processes are run to minimize the differences between the CHAOS-7 model and satellite data in the STC. The process finally searches out a suite of calibration parameters that can maximize the model-data agreement. These parameters include the instrument gain, offset, axis orthogonality, and Euler rotation matrices between the magnetometer frame and the STC. To validate the performance of the Python code, we first produce pseudo satellite data by convoluting CHAOS-7 model outputs with a prescribed set of the ‘true’ calibration parameters. Then, we let the code autonomously undistort the pseudo satellite data through optimization processes, which ultimately track down the initially prescribed calibration parameters. The reconstructed parameters are in good agreement with the prescribed (true) ones, which demonstrates that the code can be used for actual instrument data calibration. This study is performed using Python 3.8.5, NumPy 1.19.2, SciPy 1.6, AstroPy 4.2, SpacePy 0.2.1, and ChaosmagPy 0.5 including the CHAOS-7.6 geomagnetic field model. This code will be utilized for processing NextSat-1 and Small scale magNetospheric and Ionospheric Plasma Experiment (SNIPE) data in the future.

골다공증의 진단에서 이중에너지 X선 흡수계수법은 가장 빈번하게 사용되는 검사이다. 외국의 골밀도 장치 제조사인 지이나 홀로직 장치에 대한 교차분석 연구는 다양하나 국내 제조사 이중에너지 X선 흡수골밀도 장치에 대한 비교 분석이 부족하다. 이에 본 연구에서는 국내 제조사의 이중에너지 X선 흡수골밀도 장치와 해외 제조사의 이중에너지 X선 흡수 골밀도 장치의 교차분석을 시행하여 교차식을 수립하였다. 유럽인 척추 팬텀을 이용한 검사에서 가장 높은 표준 편차를 보인 Dexxum T 장치의 경우 상. 중. 하부 척추에서0.030, 0.029, 0.037를 보였고, 홀로직의 Horizon Ci에서는 0.005와 0.004로 하부와 중간 척추에서 가장 낮은 표준편차를 나타냈다. 오스테오 프로맥스 장치의 경우 상부 척추에서 0.005의 표준편자를 나타냈다. 본 연구에서 도출한 국내·외 이중에너지 흡수 골밀도 장치의 교차식은 임상환경에서 골밀도 검사의 추척 검사에 유용한 사례가 될 것이다. 또한 본 연구에서 제시한 국산 이중에너지 X선골밀도 장치에 대해 설정된 교차 방정식에 기초로 임상환경에서 보다 정확한 골밀도 추적 관찰을 위해 보다 다양한 국산 이중에너지 X선 골밀도 장치의 교차 보정을 설정하는 것이 필요하다.

국제전기기술위원회의 문서 IEC 60601-1의 3판 규격과 IEC 60601-2-45의 개별 규격에서는 진단용 X선 장치에서 X선 피폭 선량 정보를 표시하고 그 정확성을 명시할 것을 권고하고 있다. 하지만 임상에서 사용 하는 부착형 공기커마 면적선량계는 교정에 어려움이 있다. 이에 본 연구에서는 임상에 적용 가능한 RQR 표준 선질을 이용하여 공기커마 면적선량계의 에너지 의존성과 정확도를 평가하였고 임상에서 간접 교정을 시행할 수 있도록 방법론을 마련하고자 하였다. RQR5의 표준 선질에서 시행한 시험에서 부착형 공기커마 면적선량계는 –7.5%의 오차를 나타냈고, RQR8의 표준 선질에서는 –10.3%의 오차를 나타냈으며 시험한 모든 RQR 선질에 대해 평균 절대오차는 8.30%±2.85%를 나타내 IEC 60580과 AAPM TG 190의 조건을 만족하였다. 본 연구에서 도출한 공기커마 면적선량계의 교정 방법은 임상에서 사용하는 공기커마 면적 선량계의 간접 교정법으로 사용할 수 있을 것으로 기대한다.

본 연구는 다목적함수를 고려한 입자군집최적화(Particle Swarm Optimization, PSO) 알고리즘을 Python으로 개발하고, Soil and Water Assessment Tool (SWAT) 모형에 적용하여 자동보정 알고리즘의 적용 가능성을 평가하였다. SWAT 모형의 유출 해석은 안성천의 공도 수위 관측소 상류유역(364.8 km2)을 대상으로 하였으며, 공도 지점의 2000년부터 2015년까지의 일 유량 자료를 이용하였다. PSO 자동보정은 결정계수 (coefficient of determination, R2), 평균제곱근오차(RMSE), NSE 모형효율계수(Nash-Sutcliffe Efficiency, NSEQ), 특히 중간유출과 기저유출의 보정을 위해 NSEINQ (Inverse Q)를 활용하여 SWAT을 보정하였다. PSO을 통한 SWAT 모형의 자동보정과 수동보정의 유출해석 결과, 각각 R2 는 0.64, 0.55, RMSE는 0.59, 0.58, NSEQ는 0.78, 0.75, NSEINQ는 0.45, 0.09의 상관성 분석결과를 보였다. PSO 자동보정 알고리즘은 수동보정에 비하여 높은 향상을 보였는데 특히 유출의 감수곡선을 개선시켰으며 적절한 매개변수 추가(RCHRG_DP)와 매개변수 범위의 설정으로 수동 보정의 한계를 보완하였다.

멀티 앤빌 프레스(multi-anvil press)는 일반적으로 5-25 GPa의 압력범위와 ~2,300℃의 온도범위를 구현할 수 있는 고압 기기로, 지구과학에서는 상부맨틀-맨틀전이대까지의 지구 구성물질의 구조를 연구하는 데 도움이 된다. 본 연구에서는 광물의 상전이를 이용한 멀티 앤빌 프레스에 대한 압력- 부하 보정(pressure-load calibration) 과정을 소개하고, 시료실(sample chamber) 내에 존재할 수 있는 온도구배에 대해서 논의하였다. 압력-부하 보정은 14/8 G2, 14/8 step, 14/8 HT 조립세트(assembly set)와 18/12 조립세트에 대해 1,100톤 멀티 앤빌 프레스를 이용하여 수행했다. 초기 물질로 석영, 규회석 구조의 CaGeO₃, 포르스테라이트를 사용했고, 고압상의 동정은 XRD 분석을 통해 수행하였다. 광물의 상전이를 통해 1,200℃에서 시료에 가해지는 압력을 유추할 수 있었으며, α-석영에서 코에사이트로의 상전이는 3.1 GPa, 석류석 구조의 CaGeO₃에서 페로브스카이트 구조의 CaGeO₃로의 상전이는 5.9 GPa, 코에사이트에서 스티쇼바이트로의 상전이는 9.2 GPa, 포르스테라이트에서 와즐리아이트로의 상전이는 13.6 GPa의 압력 확인에 이용했다. XRD 결과로 획득한 압력-부하 보정 곡선은 기존에 보고된 유사한 기기의 압력-부하 보정 곡선에 비해 동일 압력을 구현하기 위해 50톤 가량의 유압이 더 필요한 것으로 확인됐다. 이러한 차이는 시료실의 크기 및 조립세트의 압력 매체(pressure medium)와 이차 앤빌 사이의 마찰력으로부터 기인한 유압 손실에 의한 것으로 생각된다. 또한 본 연구에서는 14/8 HT 조립세트에서의 시료실 내의 온도구배를 확인했다. 특히 열전대(thermocouple)의 위치 변화에 따라 시료실 높이에 평행한 방향으로 약 ~200 ℃/mm에 해당하는 온도구배가 존재한다. 본 연구로부터 구한 멀티 앤빌 프레스의 압력-부하 보정 곡선과 시료실 내의 온도구배 값은 앞으로 맨틀 내에서의 다양한 비정질 및 결정질의 지구물질에 대한 원자 구조의 변화와 그에 따른 물성 변화를 설명하는 데 적용할 수 있다.

In this study, a weighted ensemble method of numerical weather prediction by ensemble models is applied for PyeongChang area. The post-processing method takes into account combination and calibration of forecasts from different numerical models, assigning greater weight to ensemble models that exhibit the better performance. Three different numerical models, including European Center Medium-Range Weather Forecast, Ensemble Prediction System for Global, and Limited Area Ensemble Prediction System, were used to perform the post-processing method. We compared the model outputs from the weighed combination of ensembles with those from the Ensemble Model Output Statistics (EMOS) model for each raw ensemble model. The results showed that the weighted ensemble method can significantly improve the post-processing performance, compared to the raw ensemble method of the numerical models.