• 대한방사선방어학회:학술대회논문집
• /
• 2010.04a
• /
• pp.82-83
• /
• 2010

환경시료 중 삼중수소의 방사능을 분석하기 위하여 전처리과정을 수행한다. 전처리의 주요 절차는 증류와 발광액의 첨가 그리고 약 24시간의 암실보관 등이다. 본 보고서에서는 각 전처리 과정이 방사능 측정결과에 미치는 영향을 평가하고 전처리과정에서 피할 수 없는 오차와의 관계를 확인한 후 이를 통해 삼중수소의 방사능 세기에 따라 전처리과정의 상대적 중요도를 확인하고자 한다. 이 과정을 통해 전처리가 꼭 필요한 경우와 그렇지 않은 경우를 구분할 수 있는 방사능 세기의 문턱 값을 확인하고자 한다.

• The Korean Journal of Nuclear Medicine Technology
• /
• v.18 no.1
• /
• pp.43-48
• /
• 2014

Purpose: In the PET/CT images, The SUV (standardized uptake value) enables the quantitative assessment according to the biological changes of organs as the index of distinction whether lesion is malignant or not. Therefore, It is too important to enter parameters correctly that affect to the SUV. The purpose of this study is to evaluate an allowable error range of SUV as measuring the difference of results according to input errors of Activity, Weight, uptake Time among the parameters. Materials and Methods: Three inserts, Hot, Teflon and Air, were situated in the 1994 NEMA Phantom. Phantom was filled with 27.3 MBq/mL of 18F-FDG. The ratio of hotspot area activity to background area activity was regulated as 4:1. After scanning, Image was re-reconstructed after incurring input errors in Activity, Weight, uptake Time parameters as ${\pm}5%$, 10%, 15%, 30%, 50% from original data. ROIs (region of interests) were set one in the each insert areas and four in the background areas. $SUV_{mean}$ and percentage differences were calculated and compared in each areas. Results: $SUV_{mean}$ of Hot. Teflon, Air and BKG (Background) areas of original images were 4.5, 0.02. 0.1 and 1.0. The min and max value of $SUV_{mean}$ according to change of Activity error were 3.0 and 9.0 in Hot, 0.01 and 0.04 in Teflon, 0.1 and 0.3 in Air, 0.6 and 2.0 in BKG areas. And percentage differences were equally from -33% to 100%. In case of Weight error showed $SUV_{mean}$ as 2.2 and 6.7 in Hot, 0.01 and 0.03 in Tefron, 0.09 and 0.28 in Air, 0.5 and 1.5 in BKG areas. And percentage differences were equally from -50% to 50% except Teflon area's percentage deference that was from -50% to 52%. In case of uptake Time error showed $SUV_{mean}$ as 3.8 and 5.3 in Hot, 0.01 and 0.02 in Teflon, 0.1 and 0.2 in Air, 0.8 and 1.2 in BKG areas. And percentage differences were equally from 17% to -14% in Hot and BKG areas. Teflon area's percentage difference was from -50% to 52% and Air area's one was from -12% to 20%. Conclusion: As shown in the results, It was applied within ${\pm}5%$ of Activity and Weight errors if the allowable error range was configured within 5%. So, The calibration of dose calibrator and weighing machine has to conduct within ${\pm}5%$ error range because they can affect to Activity and Weight rates. In case of Time error, it showed separate error ranges according to the type of inserts. It showed within 5% error when Hot and BKG areas error were within ${\pm}15%$. So we have to consider each time errors if we use more than two clocks included scanner's one during the examinations.

• Journal of Radiation Protection and Research
• /
• v.33 no.1
• /
• pp.21-26
• /
• 2008

When the calibration on Liquid Scintillation Counter using the Solid $^3H$ Standard Source of 200,000DPM is executed, the uncertainty due to activity and geometry difference, exists. Therefore, this paper intends to evaluate environmental samples comparatively accurately as decreasing this uncertainty existing in the process of calibration. For this, measurements on samples manufactured by $^3H$ Standard Source and sensitivity study were performed. Also, this paper verified calibration results using Radioactivity-Error-Analysis Method, and evaluated quantitatively the effect by geometry and activity difference based on verification result. According to the result of sensitivity study, in case of using the exposure time of 75 sec and Repeat method, the measuring accuracy and precision of about $1{\sim}3%$ were increased in comparison with the existing method. By analysis result, the effect by activity difference did not appear, and a plastic cell existing into Teflon vial made a role as reflector. The less the effect of plastic cells are decreased, the more activity is high, and the effect of those can be neglected at the activity of 200,000 DPM.

• Proceedings of the Korean Radioactive Waste Society Conference
• /
• 2003.11a
• /
• pp.562-571
• /
• 2003

A series of factors such as sampling, pretreatment measurement, volume estimation which induces uncertainty of the calculated radioactivity in liquid effluent released from a nuclear power plant were analyzed. It is innately impossible to estimate exact error of the calculated radioactivity, since most of the input parameters are determined by a single measurement and true value of the released radioactivity cannot be known. In this paper, a systematic model to calculate uncertainty of the released liquid radioactivity was developed based upon the guidance report published by the ISO in 1993, and the model was applied to a set of hypothetical batch release conditions. As a result, the Priority of each input parameter was turned out to be (1) wastewater volume, (2) sample volume, and (3) measured radioactivity of the sample. In addition, probability distribution of the released radioactivity was simulated by Monte Carlo method combining the probability distribution of each input parameter It was shown that the radioactivity released to the environment, which has been reported as a single value, has a certain form of probability distribution.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
• /
• 1997.05b
• /
• pp.373-378
• /
• 1997

시험가동중인 다목적연구용 '하나로'를 이용하여 근접치료용으로 사용되는 $^{192}$ IR seed 제조실험을 하였다. '하나로'의 특성을 고려하여 제작된 조사표적용기에 표적용 Ir seed를 넣고 밀봉한 후 He 누출시험을 통과한 표적만 원자로의 HTS 조사공에서 중성자 조사시켰다. HTS 조사공의 평균 열중성자속은 측정결과 원자로출력 15 MWt일 때 2.54 $\times$ $10^{13}$ n/$\textrm{cm}^2$.sec였다. 5회에 걸쳐 5개의 조사표적을 사용하여 총 200개의 $^{192}$ Ir seed를 제조, 실험하였으며 2시간 조사후 14일간 냉각시킨 Ir seed의 r-ray spectrum을 분석한 결과 $^{l92}$Ir외의 불순핵종은 검출되지 않았다. Ir seed의 방사능은 이온전리함을 사용하여 측정하였으며 방사능 측정결과 개별 $^{192}$ Ir seed의 방사능값은 평균 방사능값으로부터 $\pm$5 % 이내오차의 방사능 균일도를 갖는 것이 확인되었다.차의 방사능 균일도를 갖는 것이 확인되었다.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
• /
• 1996.11b
• /
• pp.583-589
• /
• 1996

원자력발전소에서 발생되는 방사성폐기물들은 폐기물형태 및 방사능 농도가 다양하며 영구처분장으로 이송전까지는 발전소내의 임시 저장고에 안전하게 보관, 관리하고 있다. 생성된 폐기물드럼내에는 감마방출핵종을 비롯하여 알파 및 베타방출 핵종들이 균질 또는 비균질하게 존재하고 있으며 방사능의 세기나 폐기물의 특성에 따라 안정화시키거나 압축처리하여 드럼에 담겨져 있기 때문에 일반적인 파괴분석에 의한 화학분석법으로는 작업자의 피폭, 시료의 대표성 선정 및 장시간의 화학처리 시간소요 등으로 핵종분석이 곤란하다. 따라서 본 논문은 일반적으로 감마핵종분석시 흔히 사용하고 있는 고순도게르마늄(HPGe) 검출기를 이용하여 드럼의 감마핵종농도를 분석하는 방법과 장치의 개발에 대해 언급하였으며 알파나 베타핵종과 같이 직접 분석이 곤란한 핵종들은 각 폐기물드럼내에 존재하는 Co-60이나 Cs-137과의 상관관계를 미리 예측한 척도인자 (scaling factor)를 이용하여 간접적으로 구하는 방법을 사용하고 있으나 본 논문에서는 드럼으로부터 감마핵종만을 분석하는 방법에 대해서만 언급하였다. 또한 핵종분석시스템의 최적 운전조건을 도출하기 위해 드럼회전테이블의 속도결정 및 모의드럼을 이용한 방사능측정 등을 통해 핵종 농도 분석시의 오차를 30% 이내로 유지할 수 있었다.

• Journal of Radiation Protection and Research
• /
• v.20 no.1
• /
• pp.8-15
• /
• 1995

An estimate of a change in radioactivity's circumstances around the nuclear power plant is validated with the results of the radioactivity measurements are compared. In this study, to further enhance the reliability of the results obtained from the environmental radioactivity measurements and analysis around the nuclear power plants that have been carried out up to the present. In the korea standard, there is the technical analysis guide for general stable chemical element's, but there is not the technical analysis guide for the radionuclei. therefore the environmental sample collection, the pretreatment of the sample and radionuclide analysis in the sample, the result's of the environmental radioactivity measurements by each organization, etc. are different. It is not sufficient for the database to forecasting a change in radioactivity's circumstances. A comparative study of collection and pretreatment techniques for the soil sample, the results by comparison, the method of minimizing the relative error are proposed. At one side of sample collection, there are going to considered that the surroundings of sample collection like the lay of the land, the provision of the selection standard for the area and pathway of radionuclide adhesion, the coherence of sample collection, etc.. at another side of pretreatment of the sample and measurement in the case of soil sample, how to do homogeneously the soil particle size and the standard tools, i.e. kinds of meshes, must to be selected.

• Proceedings of the Korean Radioactive Waste Society Conference
• /
• 2006.11a
• /
• pp.329-330
• /
• 2006

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
• /
• 1998.05b
• /
• pp.612-617
• /
• 1998

폐부하량 측정에 사용되는 폐 카운터의 교정시 폐내 방사능의 균일분포 가정은 폐부하량 측정결과에 영향을 줄 것으로 예상된다. 따라서 본 연구에서는 균일분포 가정에 따른 측정오차를 평가하기 위해 몬데칼로시뮬레이션을 통해 분포패턴에 따른 계측효율을 구해 이률 비교·분석하였다. 그 결과 균일분포 패턴에 비해 17 keV에서 1.39배, 60 keV에서 1.14배, 185 keV에서 1.12배 까지 폐부하량이 과대평가되는 것으로 밝혀졌다 균일분포를 가정하더라도 문제가 될 정도로 과대평가가 되지 않음을 알 수 있었다. 반면, 과소평가는 17keV에서 50.2배, 60 keV에서 3.6배, 185 keV에서 2.7배 까지 나타나, 에너지가 작을수록 균일분포에 의한 교정에 문제의 심각성이 있는 것으로 보였다.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
• /
• 1998.05b
• /
• pp.600-605
• /
• 1998

체내방사능 측정시스템의 교정인자는 측정결과에 주요한 요인으로 작용한다. 교정인자는 특정 집단으로부터 표준체위와 표준장기를 도출, 이를 기초로 하여 제작한 펜텀으로부터 구하는 것이 일반적인 방법이다. 그러나 팬텀의 기하학적 구조 및 내부장기의 형상은 특정 집단에 따라 다르므로 이로 인한 측정오차가 발생할 수 있다. 따라서 본 연구에서는 북아메리카 성인남성의 표준자료에 근거하여 제작된 LLNL 팬텀과 일본성인 남성의 표준자료에 근거하여 제작된 JAERI 팬텀을 한국원자럭연구소 폐 카운터를 이용하여 상호비교.분석하였다. 이와 함께 LLNL 팬텀으로 교정된 폐 카운터의 성능시험을 JAERI 팬텀으로 DOELAP 성능시험범주 I, II, III 및 IV에 대해 수행하여 편텀의 구조 및 형상으로부터 발생하는 측정오차를 분석하였다. 비교.분석결과 1.7 cm ~ 3.7 cm 근육등가 가슴벽두께 범위내에서 JAERI 팬텀에 의한 교정인자가 전반적으로 LLNL 팬텀의 것보다 다소 높은 수치를 보였으나 허용수준이었고, 성능시험결과 상대편중은 DOELAP 성능 용인 기준을 만족하였다. 결국 두 팬텀간의 측정오차는 측정 및 체내피폭선량 평가시 수반되는 오차와 비교해 보면 그다지 크지 않은 것으로 결론지울 수 있다. 따라서 LLNL 펜텀으로부터 구한 교정인자를 국내 성인남성의 일상 모니터링에 사용할 경우 측정결과가 다소 과대평가되기는 하나 허용수준으로서 큰 문제가 없는 것으로 나타났다.