• Title/Summary/Keyword: 납 차폐

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A Study on the Assessment of Source-term for PWR Primary System Using MonteCarlo Code (MonteCarlo 코드를 이용한 PWR 일차 계통 선원항 평가에 관한 연구)

  • Song, Jong Soon;Lee, Sang Heon;Shin, Seung Su
    • Journal of Nuclear Fuel Cycle and Waste Technology(JNFCWT)
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    • v.16 no.3
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    • pp.331-337
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    • 2018
  • The decommissioning of nuclear power plants is generally executed in five steps, including preparation, decontamination, cutting/demolition, waste disposal and environmental restoration. So, for efficient decommissioning of nuclear power plants, worker safety, effects compared to cost, minimization of waste, possibility of reuse, etc., shall be considered. Worker safety and measurement technology shall be secured to exert optimal efficiency of nuclear power plant decommissioning work, for which accurate measurement technology for systems and devices is necessary. Typical In-Situ methods for decommissioning of nuclear plants are CZT, Gamma Camera and ISOCS. This study used ISOCS, which can be applied during the decommissioning of a nuclear power plant site without collecting representative samples, to take measurements of the S/G Water Chamber. To validate the measurement values, Microshield and the GEANT4 code was used as the actual method were used for modeling, respectively. The comparison showed a difference of $1.0{\times}10^1Bq$, which indicates that it will be possible to reduce errors due to the influence of radiation in the natural environment and the precision of modeling. Based on the research results of this paper, accuracy and reliability of measurement values will be analyzed and the applicability of the direct measurement method during the decommissioning of NPPs will be assessed.

DEM estimation of mechanical properties of conglomeratic rocks (역암의 역학적 거동 특성 파악을 위한 개별요소법의 응용)

  • Park, Young-Do;Yoo, Seung-Hak;Kim, Ki-Seok
    • Proceedings of the Korean Geotechical Society Conference
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    • 2006.03a
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    • pp.42-50
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    • 2006
  • 역들의 공간적 분포가 불균질하고 역의 크기가 큰 역암의 경우 암석 전체를 대표하는 물성치($E_m,\;c,\;\Phi$ 등) 구하기 위해서는 매우 큰 시험기기가 필요하다. 따라서 커다란 역을 포함하는 역암의 경우 직접 암석실내시험을 통한 물성치 산정은 현실적으로 거의 불가능하다. 이러한 문제를 극복하기 위하여 이 연구에서는 개별요소법을 이용하여 역암의 물성치를 산출하는 방법을 제안한다. 그 방법은다음과 같다. (1) 역암내의 역의 물성과 기질부의 물성을 각각 실내실험을 통하여 파악한 후 이들 (2) 두 물질의 거동양상을 구현할 수 있는 개별요소집합체의 개별요소간의 물성을 결정한다. (3) 역의 함량, 크기 모양 공간적 분포양상등의 역암 조직과 유사한 개별요소 수치해석시료를 만든 후, (4) 이를 수치 해석실험 (이축압축실험)에 사용한다. 이러한 수치해석실험을 통해 현재까지 만들어진 결과는 다음과 같다. 첫째, 역의 강도가 기질의 강도보다 높은 역암의 경우, 역의 양이 증가할수록 일축압축강도, 내부 마찰각, 점착력이 증가하지만 증가 양상은 선형이 아니다. 탄성계수의 경우 역의 양과 상관 없이 변화하지 않는다. 둘째, 역과 기질 사이 표면의 점착력이 약할 경우 이러한 표면에서 최초 미세 균열이 형성되기 시작하므로 이 점착력은 물성치를 산출하는 중요한 인자이다. 따라서, 향후 이에 대한 자세한 연구가 필요하다고 판단된다. 결론적으로,설계 또는 시공시 직접시험에 의한 물성치의 파악이 어려운 역암 또는 직접시험을 위해 대량의 시료를 필요로 하는 함력 미고결지층, 핵석층, 풍화암과 같은 시료의 물성치는 별도로 측정된 물성들 (예, 역과 기질)을 이용한 개별요소법을 통해 구할 수 있다.로 나타났다.TEX>, DIN/DIP비 표층수 $23.91\pm3.42$, 저층수 $23.43\pm3.38$이었으며, 전반적으로 해역별 수질기준 I등급 내지는 II등급을 유지하고 있었고, 공간적으로는 외해측으로 갈수록 외해수와 혼합 확산되어 양호한 수질을 나타내었다. 장기적인 변동특성은 세그룹으로 구분되어진다.기 실험결과 용출용매로 증류수와 해수를 이용했을 때, 제강 슬래그에서 용출되는 납, 구리, 카드뮴, 수은의 용출 경향의 차이를 확인할 수 있었고 이에 따라서, 납, 구리, 카드뮴의 용출 유해성은 낮기 때문에 해양구조물로의 제강슬래그 유효이용은 적합할 것으로 판단되었다.im80%$로 계산되었다. 열형광선량계로 측정된 방사선량은 각각 1.8, 1.2, 0.8, 1.2, 0.8 (70 cm 거리) cGy로 측정되었으며, 환자의 복부 표면에서의 서베이메터를 이용한 측정량은 10.9 mR/h였다. 차폐구조물의 사용 시 전체 치료 동안에 태아선량은 약 1 cGy 정도로 평가되었다. 결론 : AAPM Report No.50의 자료에 따르면, 임산부의 방사선 치료 시 태아의 방사선 피폭선량은 5 cGy 이하일 경우에 방사선 피폭에 따른 태아의 위험이 거의 없는 것으로 제시되고 있다. 본원에서 차폐 구조물을 설치하였을 경우에 측정된 태아선량은 약 1 cGy로 측정되었고, 고안된 차폐구조물은 태아에 도달하는 방사선량을 감소시키기에 적합한 설계임이 입증되었다. 아니라 일반종합병원에서도 CTX-M형 ESBL 생성 E. coli와 K. pneumoniae가 존재하며 확산 중임을 시사한다. 앞으로 CTX-M형 ESBL의 만연과 변종 CTX-M형 ESBL의 출연을 감시하기 위한

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바실러스에 의한 중금속 제거 및 EPS 추출물질 비교에 관한 연구

  • Son, Han-Hyeong;Kim, Pan-Su;Lee, Sang-Ho
    • Proceedings of the Korean Environmental Sciences Society Conference
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    • 2006.05a
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    • pp.423-427
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    • 2006
  • 1) 바실러스는 불리한 환경조건에서 포자를 형성하며 포자는 균체가 죽어도 살아 남고, 외부 환경이 좋아지면 다시 발아하여 영양형 균체를 형성하게 된다. 본 연구에서 바실러스를 우점화와 포자의 활성화를 위해 열처리(80$^{\circ}C$, 10min)를 한다 울산분뇨처리장 슬러지 Cake를 배양하여 포자화 전 후 상태의 미생물의 EPS 추출결과 RCF법을 적용하였을 때 Carbohydrate물질이 다른 추출법에 비해 가장 많이 추출되었고, Steaming extraction법을 적용하였을 때 Protein이 가장 많이 추출되는 것으로 나타났으며, 포자화 전 보다 포자화 후의 EPS 양이 더 많이 추출될 것이라는 가설을 가지고 실험한 결과 포자화 전보다 포자화 후의 EPS 양이 더 많이 추출되었다. 울산분뇨처리장의 슬러지 Cake를 배양하여 포자화 전 후의 Cu의 제거정도를 비교한 결과 포자화 후의 EPS물질이 포자화 전의 EPS물질보다 Cu를 더 많이 제거하는 것으로 나타났으며 EPS 물질이 중금속 제거능력이 탁월하다고 할 수 있겠다. 2) 용인분뇨처리장과 천안하수처리장의 MLSS의 중금속 제거능력을 알아보기 위해 미생물량을 고려했을 경우와 미생물량을 고려하지 않은 경우로 나누어서 실험을 하였는데 울산분뇨처리장의 슬러지 Cake를 가지고 실험한 결과와 마찬가지로 Bacillus의 EPS물질이 중금속 제거에 탁월하다는 것을 알 수 있다. 3) Baillus를 사용하는 김천 식품폐수 처리장과 활성슬러지를 사용하는 천안하수처리장과의 EPS 함량을 비교한 결과 김천 식품폐수 처리장의 EPS 물질중 Protein과 Carbohydrate가 천안하수처리장의 활성슬러지보다 더 많은 것으로 나타났다.TEX>, DIN/DIP비 표층수 $23.91\pm3.42$, 저층수 $23.43\pm3.38$이었으며, 전반적으로 해역별 수질기준 I등급 내지는 II등급을 유지하고 있었고, 공간적으로는 외해측으로 갈수록 외해수와 혼합 확산되어 양호한 수질을 나타내었다. 장기적인 변동특성은 세그룹으로 구분되어진다.기 실험결과 용출용매로 증류수와 해수를 이용했을 때, 제강 슬래그에서 용출되는 납, 구리, 카드뮴, 수은의 용출 경향의 차이를 확인할 수 있었고 이에 따라서, 납, 구리, 카드뮴의 용출 유해성은 낮기 때문에 해양구조물로의 제강슬래그 유효이용은 적합할 것으로 판단되었다.im80%$로 계산되었다. 열형광선량계로 측정된 방사선량은 각각 1.8, 1.2, 0.8, 1.2, 0.8 (70 cm 거리) cGy로 측정되었으며, 환자의 복부 표면에서의 서베이메터를 이용한 측정량은 10.9 mR/h였다. 차폐구조물의 사용 시 전체 치료 동안에 태아선량은 약 1 cGy 정도로 평가되었다. 결론 : AAPM Report No.50의 자료에 따르면, 임산부의 방사선 치료 시 태아의 방사선 피폭선량은 5 cGy 이하일 경우에 방사선 피폭에 따른 태아의 위험이 거의 없는 것으로 제시되고 있다. 본원에서 차폐 구조물을 설치하였을 경우에 측정된 태아선량은 약 1 cGy로 측정되었고, 고안된 차폐구조물은 태아에 도달하는 방사선량을 감소시키기에 적합한 설계임이 입증되었다. 아니라 일반종합병원에서도 CTX-M형 ESBL 생성 E. coli와 K. pneumoniae가 존재하며 확산 중임을 시사한다. 앞으로 CTX-M형 ESBL의 만연과 변종 CTX-M형 ESBL의 출연을 감시하기 위한 정기적인 연구와 조사가 필

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국가 생물자원 정보화 현황 및 전망

  • Kim, Chan-Hoe;Byeon, Bong-Gyu
    • Proceedings of the Korean Society of Applied Entomolohy Conference
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    • 2006.09a
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    • pp.45-60
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    • 2006
  • 최근 국제적으로 생물자원의 중요성이 재인식됨에 따라 이들에 대한 체계적이고 안정적인 정보의 구축 및 활용이 국가경쟁력의 척도로 간주할 정도로 중요성이 커지고 있는 실정이다. 또한, 우리나라는 국토의 64%가 산림으로 되어 있어서 다양한 생물종이 서식하는데 매우 적합한 조건을 갖추고 있다. 이에 따라 산림청과 국립수목원은 국가식물자원정보시스템에 이어 곤충정보에 대한 정보화 사업을 2001년부터 추진해오고 있으며 이 결과로 현재 33만여 점에 곤충표본정보가 구축되기에 이르렀다. 현재까지 국내 유수 곤충표본보유기관 22개 기관이 본 사업에 참여하여 다양하고 내실 있는 정보구축이 이루어져 왔으며 이를 통해 명실 공히 국가적인 곤충자원정보망을 갖추게 되었다. 곤충DB의 국가적인 사업이 추진된 지 6년차에 이르는 2006년도에는 정보통신부의 지원을 받아 14개 표본보유기관이 참여하여 곤충표본DB구축을 중점 추진할 계획이다. 2006년도의 목표량은 곤충표본정보 17,000점으로 기존구축자료 이외에 추가가 필요한 표본정보위주로 구축될 예정이다. 또한, 이미 구축된 곤충표본자원의 활용도와 가치를 높이기 위해서는 더욱 다양하고 많은 자료의 표본을 추가하여 DB화를 추진함은 물론 이들 각각의 정보들을 식물정보와 연계하여 분석 가능토록 하고 GIS시스템을 도입하여 명실공히 국가적인 곤충자원정보의 종합관리가 될 수 있도록 추진하고 있다. 본 사업이 충실히 수행될 경우 국가 주요 생물자원 중 하나인 곤충정보의 DB확대 구축을 통한 전체적인 현황파악 및 체계적인 관리가 가능해 질 것이며, 이와 관련하여 정보화적인 측면, 경제적 측면, 사화 문화적 측면에서 다양한 효과가 기대되며 앞으로도 이에 대한 내실 있는 운영을 위해서는 정부차원의 종합적인 지원 및 관리가 요구되는 시점으로 판단된다.pm3.42$, 저층수 $23.43\pm3.38$이었으며, 전반적으로 해역별 수질기준 I등급 내지는 II등급을 유지하고 있었고, 공간적으로는 외해측으로 갈수록 외해수와 혼합 확산되어 양호한 수질을 나타내었다. 장기적인 변동특성은 세그룹으로 구분되어진다.기 실험결과 용출용매로 증류수와 해수를 이용했을 때, 제강 슬래그에서 용출되는 납, 구리, 카드뮴, 수은의 용출 경향의 차이를 확인할 수 있었고 이에 따라서, 납, 구리, 카드뮴의 용출 유해성은 낮기 때문에 해양구조물로의 제강슬래그 유효이용은 적합할 것으로 판단되었다.im80%$로 계산되었다. 열형광선량계로 측정된 방사선량은 각각 1.8, 1.2, 0.8, 1.2, 0.8 (70 cm 거리) cGy로 측정되었으며, 환자의 복부 표면에서의 서베이메터를 이용한 측정량은 10.9 mR/h였다. 차폐구조물의 사용 시 전체 치료 동안에 태아선량은 약 1 cGy 정도로 평가되었다. 결론 : AAPM Report No.50의 자료에 따르면, 임산부의 방사선 치료 시 태아의 방사선 피폭선량은 5 cGy 이하일 경우에 방사선 피폭에 따른 태아의 위험이 거의 없는 것으로 제시되고 있다. 본원에서 차폐 구조물을 설치하였을 경우에 측정된 태아선량은 약 1 cGy로 측정되었고, 고안된 차폐구조물은 태아에 도달하는 방사선량을 감소시키기에 적합한 설계임이 입증되었다. 아니라 일반종합병원에서도 CTX-M형 ESBL 생성 E. coli와 K. pneumoniae가 존재하며 확산 중임을 시사한다. 앞으로 CTX-M형 ESBL의 만연과 변종 CTX-M형 ESBL의 출연을 감시하기 위한 정기적인 연구와 조사가 필요한 것으로 생각한다., A2-1, B1-1, B2-1의 경우, 강우 일수 감소 이전과 연 유출량 변화는 거의

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The Effect of Adequate Radiation Shield Production for Radiation Worker (방사선 차폐체 제작을 통한 작업종사자 피폭 감소 방안)

  • Kim, Ki;Hong, Gun-Chul;Kwak, In-Suk;Park, Sun-Myung;Choi, Choon-Ki;Seok, Jae-Dong
    • The Korean Journal of Nuclear Medicine Technology
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    • v.14 no.2
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    • pp.41-44
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    • 2010
  • Purpose: Along with recent advances in PET/CT instrumentation and imaging technology, the number of patients has also been steadily increasing. This resulted in the increased radiation exposure to radiation workers in PET/CT rooms. In this study, we installed a radiation shield and investigated whether it could reduce radiation exposure to the workers and thus enhance job satisfaction. Materials and Methods: A radiation shield is composed of 5 cm thick lead and has a structure in which a radiation worker sits and watches a patient through lead glass while injecting radiopharmaceutical to the patient. Quarterly absorbed dose of radiation workers was measured using thermoluminescence dosimeters (TLD) and the results were compared for six months each before and after installation of the radiation shield. Exposure dose was also measured using a pocket dosimeter placed at the same location in the front and the back of the radiation shield. In addition, frequency of use of the shield and job satisfaction of radiation workers were investigated using a survey. Results: Quarterly absorbed dose of radiation workers was 2.70 mSv on average before installation of new radiation shield, whereas that dropped to 2.13 mSv after installation of radiation shield, reducing radiation exposure dose by 21%. Exposure dose on the front side of the shield was 61.2 R, whereas that on the back side of shield was 2.8 R. According to the survey, 85% of workers used the shield and were satisfied with the outcome: each radiation worker made injections to patients average of 6.5 times/day and preferred sitting to standing while injecting radiopharmaceutical to patients. Conclusion: Use of radiation shield reduced the exposure dose of radiation workers, which is the ultimate goal of radiation protection to minimize radiation exposure and is an appropriate method for the improvement of hospital working environment. Furthermore, we found that use of radiation shield not only relieves physical and psychological burden of radiation workers but also enhances job satisfaction. This result indicates that use of radiation shield is important for improvement of the radiation workers' job environment in terms of radiation protection.

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Study on the Difference in Intake Rate by Kidney in Accordance with whether the Bladder is Shielded and Injection method in 99mTc-DMSA Renal Scan for Infants (소아 99mTc-DMSA renal scan에서 방광차폐유무와 방사성동위원소 주입방법에 따른 콩팥섭취율 차이에 관한 연구)

  • Park, Jeong Kyun;Cha, Jae Hoon;Kim, Kwang Hyun;An, Jong Ki;Hong, Da Young;Seong, Hyo Jin
    • The Korean Journal of Nuclear Medicine Technology
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    • v.20 no.2
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    • pp.27-31
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    • 2016
  • Purpose $^{99m}Tc-DMSA$ renal scan is a test for the comparison of the function by imaging the parenchyma of the kidneys by the cortex of a kidney and by computing the intake ratio of radiation by the left and right kidney. Since the distance between the kidneys and the bladder is not far given the bodily structure of an infant, the bladder is included in the examination domain. Research was carried out with the presumption that counts of bladder would impart an influence on the kidneys at the time of this renal scan. In consideration of the special feature that only a trace amount of a RI is injected in a pediatric examination, research on the method of injection was also carried out concurrently. Materials and Methods With 34 infants aged between 1 month to 12 months for whom a $^{99m}Tc-DMSA$ renal scan was implemented on the subjects, a Post IMAGE was acquired in accordance with the test time after having injected the same quantity of DMSA of 0.5mCi. Then, after having acquired an additional image by shielding the bladder by using a circular lead plate for comparison purposes, a comparison was made by illustrating the percentile of (Lt. Kidney counts + Rt. Kidney counts)/ Total counts, by drawing the same sized ROI (length of 55.2mm X width of 70.0mm). In addition, in the format of a 3-way stopcock, a Heparin cap and direct injection into the patient were performed in accordance with RI injection methods. The differences in the count changes in accordance with each of the methods were compared by injecting an additional 2cc of saline into the 3-way stopcock and Heparin cap. Results The image prior to shielding of the bladder displayed a kidney intake rate with a deviation of $70.9{\pm}3.18%$ while the image after the shielding of the bladder displayed a kidney intake rate with a deviation of $79.4{\pm}5.19%$, thereby showing approximately 6.5~8.5% of difference. In terms of the injection method, the method that used the 3-way form, a deviation of $68.9{\pm}2.80%$ prior to the shielding and a deviation of $78.1{\pm}5.14%$ after the shielding were displayed. In the method of using a Heparin cap, a deviation of $71.3{\pm}5.14%$ prior to the shielding and a deviation of $79.8{\pm}3.26%$ after the shielding were displayed. Lastly, in the method of direct injection into the patient, a deviation of $75.1{\pm}4.30%$ prior to the shielding and a deviation of $82.1{\pm}2.35%$ after the shielding were displayed, thereby illustrating differences in the kidney intake rates in the order of direct injection, a Heparin cap and the 3-way methods. Conclusion Since a substantially minute quantity of radiopharmaceuticals is injected for infants in comparison to adults, the cases of having shielded the bladder by removing radiation of the bladder displayed kidney intake rates that are improved from those of the cases of not having shielded the bladder. Although there are difficulties in securing blood vessels, it is deemed that the method of direct injection would be more helpful in acquisition of better images since it displays improved kidney intake rate in comparison to other methods.

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Shielding 140 keV Gamma Ray Evaluation of Dose by Depth According to Thickness of Lead Shield (140 keV 감마선 차폐 시 납 차폐체 두께에 따른 깊이별 선량 평가)

  • Kim, Ji-Young;Lee, Wang-Hui;Ahn, Sung-Min
    • Journal of radiological science and technology
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    • v.41 no.2
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    • pp.129-134
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    • 2018
  • The present study made a phantom for gamma ray of 140 keV radiated from $^{99m}Tc$, examined shielding effect of lead by thickness of the shielding material, and measured surface dose and depth dose by body depth. The OSL Nano Dot dosimeter was inserted at 0, 3, 15, 40, 90, and 180 mm depths of the phantom, and when there was no shield, 0.2 mm lead shield, 0.5 mm lead shield, The depth dose was measured. Experimental results show that the total cumulative dose of dosimeters with depth is highest at 366.24 uSv without shield and lowest at 94.12 uSv with 0.5 mm lead shield. The shielding effect of 0.2 mm lead shielding was about 30.18% and the shielding effect of 0.5 mm lead shielding was 74.30%, when the total sum of the accumulated doses of radiation dosimeter was 100%. The phantom depth and depth dose measurements showed the highest values at 0 mm depth for all three experiments and the dose decreases as the depth increases. This study proved that the thicker a shielding material, the highest its shielding effect is against gamma ray of 140 keV. However, it was known that shielding material can't completely shield a body from gamma ray; it reached deep part of a human body. Aside from the International Commission on Radiation Units and Measurements (ICRU) recommending depth dose by 10 mm in thickness, a plan is necessary for employees working in department of nuclear medicine where they deal with gamma ray, which is highly penetrable, to measure depth dose by body depth, which can help them manage exposed dose properly.

A Convenient Method on the Methyl-Ethyl-Ketone Extraction of $^{99m}TcO^-{_4}$ ($^{99m}TcO^-{_4}$의 메틸-에틸-케톤-간편 추출법)

  • Lee, Jong-Du;Lee, Byung-Hyn
    • Journal of Radiation Protection and Research
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    • v.9 no.2
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    • pp.103-111
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    • 1984
  • A convenient method of $^{99m}Tc$-methyl-ethyl-ketone (MEK) extraction technique was developed and a mobile $^{99m}Tc$-extraction generator was designed. The MEK extraction and the phase separation of $^{99m}TcO^-{_4}$ were carried out with a simple procedure in the same container. The shielding of $^{99}Mo$ radioactivity was made with one lead container. The system was simplified by shielding $^{99m}TcO_4{^-}({\gamma}_e=0.14\;MeV)$ separately. $^{99m}TcO^-{_4}\;in\;^{99m}Tc-MEK$ extract was recovered by adsorption and elution only, and therefore, the possibility of volatilization was reduced. The volume of $^{99m}TcO^{-}{_4}$-saline product was reduced to 1 ml by using a small alumina column and the column operation time was shortened. The separation time of $^{99m}Tc$ was reduced to 30 minutes, and the operation was carried out at the outside of the shielding. The system was designed to operate under the condition of bacteria-free.

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Analysis of Scattering Rays and Shielding Efficiency through Lead Shielding for 0.511 MeV Gamma Rays Based on Skin Dose (피부선량을 기준으로 0.511 MeV 감마선에 대한 납 차폐체의 산란선 및 차폐 효율 분석)

  • Jang, Dong-Gun;Park, Eun-Tae
    • Journal of radiological science and technology
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    • v.43 no.4
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    • pp.259-264
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    • 2020
  • Radiation causes radiation hazards in the human body. In Korea, a case of radiation necrosis occurred in 2014. In this study, the scatter and shielding efficiency according to lead shielding were classified into epidermis and dermis for 0.511 MeV used in nuclear medicine. In this study, experiments were conducted using the slab phantom that represents calibration and the dose of human trunk. Experimental results showed that the shielding rate of 0.25 mmPb was 180% in the epidermis and 96% in the dermis. Shielding at 0.5mmPb showed shielding rates of 158%in the epidermis and 82% in the dermis. As a result of measuring the absorbed dose by subdividing the thickness of the dermis into 0.5 mm intervals, when the shielding was carried out at 0.25 mmPb, the dose appeared to be about 120% at 0.5 mm of the dermis surface, and the dose was decreased at the subsequent depth. Shielding at 0.5 mmPb, the dose appeared to be about 101% at the surface 0.5 mm, and the dose was measured to decrease at the subsequent depth. This result suggests that when lead aprons are actually used, the scattering rays would be sufficiently removed due to the spaces generated by the clothes and air, Therefore, the scattered ray generated from lead will not reach the human body. The ICRU defines the epidermis (0.07), in which the radiation-induced damage of the skin occurs, as the dose equivalent. If the radiation dose of the dermis is considered in addition, it will be helpful for the evaluation of the prognosis for radiation hazard of the skin.

The system design for contents measurement of density and moisture in compaction (성토의 밀도 및 수분 함량을 측정하기 위한 시스템 설계)

  • 김기준
    • Journal of Korea Society of Industrial Information Systems
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    • v.7 no.4
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    • pp.37-45
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    • 2002
  • In this study, to measure the density and moisture of compaction, it is designed to use the 2 neutron and 5 gamma-ray detectors. Also, it can be know that Co-60 gamma-ray and Cf-252 neutron source are more useful for this system, because discharge of radiation are better than other sources. They are more profitable to improve their accuracy. Especially, to remove the interference of their reciprocal action between neutron and gamma-ray detectors it is designed shield materials with lead between 2 neutron and 5 gamma-ray detectors each other. It is performed the optimal design to shield under the suggested values completely. Because this system will use portable, so decrease of their weight are so important. For this reason, it can be decrease their weight of 5.2[kg] with shield material between each detectors and it can be think mote easy to carry and use on the industrial Spot.

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