• 전기의세계
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• v.10
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• pp.62-71
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• 1963

공업계측분야에 대한 계수기술은 최근획기적인 발전을 거두고있다. 계수화된 계측기는 측정정도에 있어서 개인차나 오산이 없으므로 과거의 눈금식의 계측방식은 이로 대치되어 갈것인데 그 계측 가능한 속도에 있어서 종래의 진공관보다 Transistor식이 되면 훨씬 고속도까지도 계수가 쉽게 되고 장치 및 계수표시용소비전력도 개량되어가고 있다. 이러한것이 되므로서 높은 주파수측정, 짧은 시간측정은 물론이고 전기적인 진폭의 크기를 Analog to Digital 변환기로서 정밀도가 높은 계측을 가능하게 하고 특히 방사능 측정에 있어서 종래의것보다 더 고속화되므로서 방사능의 완전한 성질을 파악할 수 있을 것이다. 그것은 1Cure의 방사능이 3.7*$10^{10}$dps의 붕괴수를 갖고 있으나 현재는 약 2.8*$10^{7}$ cps정도의 계측이 가능할 따름이다. 따라서 계측속도를 더 향상시키므로서 강한 방사능계측도 가능하게 된다. 이러한 고속계수문제의 해결을 하기 위하여 Transistor회로로서 두가지면으로 추구되고 있다. 그 하나는 고속도용 Transistor자체의 개발이며 또하나는 회로적인 개량연구이다. 여기서는 후자에 관해서만 생각하고, 거기에 적합한 Transistor를 얻었을때의 설계기준과 기본적인 실험결과에 관해서 논하기로 한다.

• 대한방사선방어학회:학술대회논문집
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• 2010.04a
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• pp.80-81
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• 2010

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1997.10a
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• pp.387-391
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• 1997

냉각재중의 방사능을 띤 성분 중에는 이온교환기에서 제거가 가능한 이온성분과 함께 필터에 의해서 주로 제거되는 입자성 물질로 존재한다. 운전중의 냉각재내 방사성 부식생성물의 물리적 조성 분포 측정 결과에 따르면 90%이상이 0.45$mu extrm{m}$필터에 의해 제거되는 입자성 물질로 구성되어 있다. 이로 인해 새수지 충전후 얼마 사용하지 않은 탈염기의 제염계수가 탈염기에서 완벽한 제거가 어려운 입자성 부식생성물로 인해 10이하를 나타낼 수 있다. 1차계통에 쓰이는 수지의 성능검사를 위해 사용하고 있는 현재의 제염계수 측정법은 다음과 같은 두가지 이유로 완벽하지 않음을 알 수 있다. 첫째, 냉각재중의 방사능을 띤 성분중에는 이온교환기에서 제거가 가능한 이온성분과 함께 필터에 의해 제거되는 입자성 물질도 함께 존재하므로 탈염기의 제염계수 측정 절차는 입자성 물질을 배제한 후 측정해야 하며, 특히 수치 교체를 결정하기 위한 제염계수 측정시에는 여과된 여액으로 방사능 농도를 측정하는 것이 바람직하다. 둘째 운전중인 냉각재의 시료중에는 핵분열 수율이 높고 핵연료봉 손상부위로 유출이 용이한 불활성 기체핵종들이 많이 존재하며, 탈염기 후단에서 채취한 시료중에도 많이 존재하고, 시료 이송과 방사능 측정동안의 짧은 시간동안에도 계속 붕괴반응함으로서 새로 생긴 핵종으로 인해 마치 탈염기의 제거능이 낮은 것으로 오판될 수 있다. 이러한 측정 오차인자를 고려하여야 1차계통 탈염기의 교환능력을 정확히 판정할 수 있다.

• Journal of Radiation Protection and Research
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• v.24 no.4
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• pp.187-193
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• 1999

The specific radioactivity concentrations in the coal fly ash obtained from heat producing stations in Korea were analyzed and its radiological hazard for reuse in construction purpose was evaluated. The concentrations of uranium isotopes in the real fly ash measured by TBP solvent extraction method and $\alpha$-spectrometer were found to be about 116.1 Bq $kg^{-1}$ for $^{238}U$, 5.01 Bq $kg^{-1}$ for $^{235}U$, and 121.2 Bq $kg^{-1}$ for $^{234}U$, respectively. The activity ratio of $^{234}U/^{238}U$, in the coal fly ash was in $1.04\;{\pm}\;0.03$, which is similar to that of uncontaminated Korean soil in natural conditions (1.14). The specific radioactivities of $^{226}Ra,\;^{232}Th,\;and\;^{40}K$ in the coal fly ash were also determined using $\gamma$-spectrometer with a HPGe detector The results showed that $^{226}Ra,\;^{232}Th,\;and\;^{40}K$ in the coal fly ash were in concentrations of $101.7{\sim}113.9$, $39.5{\sim}54.2\;and\;315.0{\sim}990.6$ Bq $kg^{-1}$, respectively. With the specific radioactivities obtained from $\gamma$-spectrometric measurements of the coal fly ash, its radiological hazard for reuse was evaluated. The result showed that the radioactivity of the coal fly ash was in permissible level.

• Journal of Radiation Protection and Research
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• v.34 no.1
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• pp.37-42
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• 2009

Whole body counters (WBCs) are used to monitor radiation workers for internal contamination of radionuclides at domestic nuclear power plants (NPPs). A WBC is a scintillation detector using sodium iodide (NaI) and provides the identification of inhaled radionuclide and the measurement of its internal radioactivity in a short time. However, it is often possible to estimate external contamination as internal contamination due to radionuclides attached to the skin of radiation workers and this leads to an excessively conservative estimation of radioactive contamination. In this study, several experiments using a WBC and the Korean humanoid phantom were performed to suggest the more systematic method of discrimination between external and internal contamination. Furthermore, a WBC geometry experiment was conducted to suggest the optimal WBC geometry in consideration of deposited areas inside the body for dominant radionuclides at NPPs. The procedure of measurement and estimation of internal radioactivity for radiation workers at NPPs was improved on the basis of experimental results. Thus, it is expected to prevent from estimating internal exposure dose conservatively owing to the application of accurate whole body counting program to NPPs.

• Analytical Science and Technology
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• v.17 no.6
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• pp.514-519
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• 2004

Soil samples collected from around the BOMARC Missile Site were measured for their activity concentrations and isotopic ratios of Pu and Am isotopes with particle sizes. The activity concentrations of Pu and Am in the BOMARC soil were remarkably higher than the fallout levels, and the activities decreased nearly exponentially with an increasing particle size of the soil due to a decreasing surface area. The activity ratios of Pu-238 / Pu-239, 240, Pu-241 / Pu-239, 240 and Am-241 / Pu-239, 240 observed in the BOMARC soil were much lower than those attributed to the nuclear reprocess plants and the Chernobyl fallout. Also, the atomic ratio of Pu-240 / Pu-239 in the BOMARC soil was remarkably lower than the fallout value influenced by the nuclear weapons testing and the Chernobyl accident. The atomic ratio of Pu-240 / Pu-239 was so close to the value of the weapons grade Pu released from the crash of a B52 plane in the Thule of the Greenland, such that the Pu isotopes detected in the BOMARC soil could have originated from the weapons grade plutonium.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1998.05b
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• pp.752-756
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• 1998

산업용 및 의료용으로 사용되는 $^{192}$ Ir 방사선원에 대한 $\psi$선 자기흡수효과인자를 실험을 통하여 구하였다. 이를 위하여 3 mm $\psi$ x 3 mm t, 2.5 mm $\psi$ x 2.5 mm t, 2 mm $\psi$ x 2 mm Ir의 원주형 Ir 표적과 3 mm $\psi$ x 0.25 mm t, 3 mm $\psi$ x 0.1 mm t의 원판형 Ir 표적을 하나로의 PTS(Pneumatic Transport System)조사공에서 중성자 조사하였다. 이온전리함을 사용하여 각 Ir 표적의 방사능을 측정하고 계산에 의해서 구한 생성방사능 값과의 비를 구하는 방법으로 $^{192}$ Ir의 ${\gamma}$선 자기흡수효과인자를 구하였다. 이 값들은 원주형 표적에 대하여 각각 0.614, 0.687, 0.704 였고 원판형 표적에 대하여 각각 0.827, 0.875 였다. 원주형 Ir 표적내부의 중성자 자기흡수효과의 정도를 알아보기 위하여 2.5 mm $\psi$ x 0.25 mm t Ir 표적 10장을 포개어 중성자 방사화시킨 후 각 표적의 방사능을 측정한 결과 가장 바깥쪽 표적의 방사능이 중심부에 위치한 표적보다 약 2배정도 방사화가 많이 일어남을 알 수 있었다. 이번에 구한 ${\gamma}$선 자기흡수효과인자는 향후 산업용 및 의료용으로 사용되는 $^{192}$ Ir 방사선원의 사용자에게 제공되는 최종방사능을 평가하는데 유용하게 사용될 수 있다.

• The Journal of the Korea Contents Association
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• v.15 no.4
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• pp.357-362
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• 2015

In this experiment, we are to know the administered radioactivity in the actual patients by measuring the remained radioactivity when administering the isotope with noted MDP, the radiopharmaceutical product, to 50 visited patients for the bone scan, confirmed the radioactivity administered to actual patients. We confirmed the actual administered amount of remained radioactivity in the syringe and 3-way by using a gauger after administering the isotope with MDP noted via 3-way with 50 patients maintaining 3-way after CT or MRI among the visited patients for the bone scan in the department of nuclear medicine. As a result of radioactivity in the 3-way and syringe pre and post injection of radiopharmaceutical products in 50 patients, average radioactivity of pre-injection is 31.75 mCi, average remained radioactivity in the syringes after injection is 1.22 mCi, and the average remained radioactivity in 3-way after injection is 0.95 mCi. The average of actual administered radioactivity is 29.57, so it is obvious that average 2.18 mCi was administered for less than the dosage that we initially intended to inject. When determining the dosage in view of the radioactivity that remains in the 3-way with the syringe, it would be possible to accurately dose the desired dosage to be administered to actual patients.

• Applied Biological Chemistry
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• v.1
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• pp.41-42
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• 1960

식품회분(食品灰分)의 Kali함량(含量)을 ${\beta}$방사능측정(放射能測定)으로 산출(算出)한 것과 염광도법(焰光度法)으로 정량(定量)한 것을 비교(比較)하여 어느 한도(限度)에서 일치(一致)함을 보았으며 이용가치(利用價値)있음을 알았다.

• 대한방사선방어학회:학술대회논문집
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• 2009.04a
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• pp.270-271
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• 2009