To obtain precise information about characteristics of gamma ray detector system responses, we developed new GUI computer program to analize full-energy absorption peak using our developed Delphi computer code for educational purpose. By use of the well known 4 nonlinear peak shaping functions, peaks were fitted with least square fit method in this code. In this paper, we described the methods to search for 12 coefficients in above 4 nonlinear peak shaping functions by use of our developed code in details. The computer code was tested for 1 $\mu$Ci $^{137)Cs$ 661 keV gamma ray peak spectrum detected by 25 % relative efficiency HPGe detector with 5.35 cm (D) $\times$ 5.5 cm (L) size.
The purpose of this research is to analyze the radiation shielding effect of soft magnetic material to confirm the applicability to the military facilities. The soft magnetic material is known to be effective in shielding EMP. If this material is also effective in radiation shielding, it is expected that it has a lot of applicability in military protection. In particular, this material contains boron, so it will be effective in shielding neutrons. In this research, experiments were conducted using Cs-137 and Co-60 sources to check the gamma ray shielding effect. In addition, the Monte Carlo N-Particle(MCNP) modeling was applied to evaluate the gamma ray and neutron shielding effect of a military command tent. As a result, as the soft magnetic thickness increased, the shielding performance improved according the linear attenuation law of gamma ray and neutron. Therefore, this research verified that the application of soft magnetic material for military purposes in radiation shielding would be effective.
Hey Min Park;Tae Young Kim;Yang Soo Song;Un Jang Lee;Cheol Min Ham
Journal of Radiation Industry
/
v.17
no.1
/
pp.119-125
/
2023
Burnup of spent nuclear fuel should be determined accurately for the safety storage of spent nuclear fuel. In this study, a gamma detection system was developed as a part of basic research to measure the burnup of spent nuclear fuel, and its performance was evaluated using a calibration source. The prototype of the gamma detection system was based on a semiconductor sensor using a CZT (Cadmium Zinc Telluride). For quantitative evaluation, tests were conducted using 137Cs, 134Cs and 252Cf calibration source. In the performance evaluation, Its field applicability was verified by assessing the energy resolution, the detection linearity and the shielding attenuation according to the nuclide.
The prime purpose of this study is to realize an index quantity, absorbed dose index, defined by the ICRU for the characterization of ambient radiation level at any location for the purpose of radiation protection. The experiment has been designed to be carried out in two phases, namely, preliminary and main experiment. In the primary study a 30cm diameter sphere of polyethylene was used, while in the main experiment that of tissue equivalent material was fabricated and used. Both experiments were performed in the gamma-ray fields of $^{137}Cs\;and\;^{60}Co$, and in a neutron beam of thermal column of the TRIGA MARK-II research reactor. In the measurement of gamma-ray absorbed dose TLD-700 $(^{7}LiF)$ chips were used, and for the neutron dose both Au activation foils and TLD chips (TLD-600 $(^{6}LiF)$ and TLD-700 for the discrimination of gamma-ray contribution) were used. Theoretical assessment of the absorbed dose in the sphere phantom has been carried out in accordance with the Ehrlich's idea that deduced on the basis of Burlin's cavity theory in the case of gamma-ray irradiation. For the analysis of neutron dose fluence-KERMA rate conversion method was used. The explanation on the dose assessment is given in detail. Results obtained were numerically and statistically analyzed and the depth dose distributions are presented in the graphic forms with normalized values. In the concluding remarks, the possibility and difficulty of realizing the index quantity, including questions and problems to be solved are mentioned.
Compton suppression device is a device by using the Compton scattering reaction and suppress the Compton continuum portion of the spectrum, so can be made more clear analysis of gamma ray peak in the Compton continuum region. Measurements above background occurs or, radioactivity counts of radioactivity concentration value of $^{40}K$ nuclides $^{137}Cs$ and natural radioactivity artificial radioactivity detected from the surface soil sample, unwanted non-target analysis and interference peak who dotted line you know the calibration of the measurement energy is allowed to apply the (Compton suppression) non-suppressed spectrum inhibition spectrum and (Compton Unsuppression) the background to the measured value of the activity concentration value of the standard-ray source is detected relative to the peak of By measuring according to the different distances cause $^{137}Cs$, and comparative analysis of the Monte Carlo simulation, in order to obtain a detection capability for efficient, looking at the Compton inhibitor, as the CSF value increases with increase in the distance, more It was found that the background due to Compton continuum of the measured spectrum suppression mode Compton unrestrained mode can know that the Compton suppression many were made, using a $^{137}Cs$ is reduced.
In order to evaluate the effectiveness of some decontamination agents against skin contamination of $^{60}Co$ and $^{137}Cs$, the experiments were carried out in this study. In the experiments, pig skin was used instead of human skin , $^{60}CoC1_2$ and $^{137}CsCl$ were used the liquid sources of skin contamination. To examine the effectiveness of decontamination agents, skin decontamination was tried using soup, EDTA, KAERICON which was developed for decontamination of radionulides on the surface of building structure, and new decontamination agents such as IOCON, TRICON, and CHARCON, which were developed in this study. The absorption of radionuclides through the skin was evaluated by the gamma-tay detection on the surface of sample skin after radionuclides were penetrated into the skin during 16 hour soiling time. The results of this absorption experiment indicated that 11.5% and 3.2% of initial amounts of $^{137}Cs$ and $^{60}Co$, respectively, were panerated into the skin. In the experiment to remove the residual radioactivity fixed on the skin, KAERICON showed the decontamination rates up to 52.1%(decontamination factor of 2.1) and IOCON showed the equivalent decontamination rate (decontamination factor 1.9) for $^{137}Cs$. However, IOCON and CHARCON showed the poor decontamination rates of less than 20%(decontamination factor of 1.2) for $^{60}Co$, and KAERICON showed the poor decontamination rate (decontamination factor 1.1) for $^{60}Co$. For TRICON, the decontamination factors were 1.6 to 1.8 for $^{137}Cs$, and 1.0 to 1.2 for $^{60}Co$, respectively.
Ji Young-Yong;Ryu Young-Gerl;Kwak Kyoung-Kil;Kang Duck-Won;Kim Ki-Hong
Journal of Nuclear Fuel Cycle and Waste Technology(JNFCWT)
/
v.4
no.3
/
pp.275-284
/
2006
In the measurement of gamma rays emitted from the nuclide in the radioactive waste drum, to analyze the nuclide concentration accurately, it is necessary to use the proper calibration standards and to correct for the attenuation of the gamma rays. Two drums having a different density were used to analyze the nuclide concentration inside the drum in this study. After carrying out the system calibration, we measured the gamma rays emitted from the standard source inside the model drum with changing the distance between the drum and the detector. The measured values were corrected with the three kinds of gamma attenuation correction methode, as a results, the error was less than 10 % in the low density drum and less than 25 % in the high density drum. The measured activity in the short distance was more accruable than in the long distance. The transmission correction for the mass attenuation showed good results(very Low error) compared to the mean density and the differential peak correction method.
In the gamma-ray energy spectrum study, nuclide analysis through energy analysis is very important. High-purity Ge detectors, which are commonly used for gamma-ray energy measurements, are commonly used because of their high energy resolution and relatively high detection efficiency. However, in order to maintain a high energy resolution, the semiconductor detector has a problem in that it is difficult to maintain the original performance if the noise generated from the surrounding environment is not effectively blocked, and the effect of the expensive device is not achieved. Therefore, in this study, ground loop isolator (NEXT-001HDGL) was used to remove the electrical noise generated from the detector. In order to test the effect of improving energy resolution, HPGe detection device newly installed in the proton accelerator KOMAC was used. In the case of gamma-ray energy 2614 keV, the energy resolution was improved from (0.16 ± 0.02) % to (0.11 ± 0.01) %, and in the case of gamma-ray energy 662 keV of 137Cs isotope, the energy resolution was improved from (0.72 ± 0.07) % to (0.27 ± 0.03) %. This result is considered to be very useful for the gamma ray spectrum study using the HPGe detection equipment of KOMAC(Korea Multi-Purpose Accelerator Complex).
The Sea:JOURNAL OF THE KOREAN SOCIETY OF OCEANOGRAPHY
/
v.12
no.4
/
pp.273-279
/
2007
In order to estimate the sedimentation rates of continental shelf and slope of Ulleung Basin in the Southwestern East Sea, $^{210}Pb,\;^{226}Ra\;and\;^{137}Cs$ were simultaneously measured by a well-type high purity germanium(HPGe) gamma detector. $^{137}Cs$ was used to determine whether the sediment were affected by bioturbation or not, and to judge the accuracy of estimated sedimentation rates. The estimated sedimentation rates decreased exponentially from slope to basin - 0.6 cm/yr in the continental shelf, $0.3{\sim}0.4$ cm/yr in the slope, and below 0.2 cm/yr in the margin of Ulleung basin. From our and other research results, we suggest followings about sediment transport of the study area. The sediment particles were transported by coastal current from south to north through the Korea Straight. And much of them were accumulated in the shelf area. And then, the rest of sediment particles were deposited in the lower slope and the southwest margin of the basin. Also the excess $^{210}Pb$ profiles indicate that the depositional processes in the study area may have been very complicate.
Park, Jong Hoon;Lee, Han Rim;Kim, Chan Hyeong;Kim, Sung Hun;Kim, Seonghoon;Lee, Se Byeong
Progress in Medical Physics
/
v.26
no.1
/
pp.42-51
/
2015
In proton therapy, verification of proton dose distribution is important to treat cancer precisely and to enhance patients' safety. To verify proton dose distribution, in a previous study, our team incorporated a vertically-aligned one-dimensional array detection system. We measured 2D prompt-gamma distribution moving the developed detection system in the longitudinal direction and verified similarity between 2D prompt-gamma distribution and 2D proton dose distribution. In the present, we have developed two-dimension prompt-gamma measurement system consisted of a 2D parallel-hole collimator, 2D array-type NaI(Tl) scintillators, and multi-anode PMT (MA-PMT) to measure 2D prompt-gamma distribution in real time. The developed measurement system was tested with $^{22}Na$ (0.511 and 1.275 MeV) and $^{137}Cs$ (0.662 MeV) gamma sources, and the energy resolutions of 0.511, 0.662 and 1.275 MeV were $10.9%{\pm}0.23p%$, $9.8%{\pm}0.18p%$ and $6.4%{\pm}0.24p%$, respectively. Further, the energy resolution of the high gamma energy (3.416 MeV) of double escape peak from Am-Be source was $11.4%{\pm}3.6p%$. To estimate the performance of the developed measurement system, we measured 2D prompt-gamma distribution generated by PMMA phantom irradiated with 45 MeV proton beam of 0.5 nA. As a result of comparing a EBT film result, 2D prompt-gamma distribution measured for $9{\times}10^9$ protons is similar to 2D proton dose distribution. In addition, the 45 MeV estimated beam range by profile distribution of 2D prompt gamma distribution was $17.0{\pm}0.4mm$ and was intimately related with the proton beam range of 17.4 mm.
본 웹사이트에 게시된 이메일 주소가 전자우편 수집 프로그램이나
그 밖의 기술적 장치를 이용하여 무단으로 수집되는 것을 거부하며,
이를 위반시 정보통신망법에 의해 형사 처벌됨을 유념하시기 바랍니다.
[게시일 2004년 10월 1일]
이용약관
제 1 장 총칙
제 1 조 (목적)
이 이용약관은 KoreaScience 홈페이지(이하 “당 사이트”)에서 제공하는 인터넷 서비스(이하 '서비스')의 가입조건 및 이용에 관한 제반 사항과 기타 필요한 사항을 구체적으로 규정함을 목적으로 합니다.
제 2 조 (용어의 정의)
① "이용자"라 함은 당 사이트에 접속하여 이 약관에 따라 당 사이트가 제공하는 서비스를 받는 회원 및 비회원을
말합니다.
② "회원"이라 함은 서비스를 이용하기 위하여 당 사이트에 개인정보를 제공하여 아이디(ID)와 비밀번호를 부여
받은 자를 말합니다.
③ "회원 아이디(ID)"라 함은 회원의 식별 및 서비스 이용을 위하여 자신이 선정한 문자 및 숫자의 조합을
말합니다.
④ "비밀번호(패스워드)"라 함은 회원이 자신의 비밀보호를 위하여 선정한 문자 및 숫자의 조합을 말합니다.
제 3 조 (이용약관의 효력 및 변경)
① 이 약관은 당 사이트에 게시하거나 기타의 방법으로 회원에게 공지함으로써 효력이 발생합니다.
② 당 사이트는 이 약관을 개정할 경우에 적용일자 및 개정사유를 명시하여 현행 약관과 함께 당 사이트의
초기화면에 그 적용일자 7일 이전부터 적용일자 전일까지 공지합니다. 다만, 회원에게 불리하게 약관내용을
변경하는 경우에는 최소한 30일 이상의 사전 유예기간을 두고 공지합니다. 이 경우 당 사이트는 개정 전
내용과 개정 후 내용을 명확하게 비교하여 이용자가 알기 쉽도록 표시합니다.
제 4 조(약관 외 준칙)
① 이 약관은 당 사이트가 제공하는 서비스에 관한 이용안내와 함께 적용됩니다.
② 이 약관에 명시되지 아니한 사항은 관계법령의 규정이 적용됩니다.
제 2 장 이용계약의 체결
제 5 조 (이용계약의 성립 등)
① 이용계약은 이용고객이 당 사이트가 정한 약관에 「동의합니다」를 선택하고, 당 사이트가 정한
온라인신청양식을 작성하여 서비스 이용을 신청한 후, 당 사이트가 이를 승낙함으로써 성립합니다.
② 제1항의 승낙은 당 사이트가 제공하는 과학기술정보검색, 맞춤정보, 서지정보 등 다른 서비스의 이용승낙을
포함합니다.
제 6 조 (회원가입)
서비스를 이용하고자 하는 고객은 당 사이트에서 정한 회원가입양식에 개인정보를 기재하여 가입을 하여야 합니다.
제 7 조 (개인정보의 보호 및 사용)
당 사이트는 관계법령이 정하는 바에 따라 회원 등록정보를 포함한 회원의 개인정보를 보호하기 위해 노력합니다. 회원 개인정보의 보호 및 사용에 대해서는 관련법령 및 당 사이트의 개인정보 보호정책이 적용됩니다.
제 8 조 (이용 신청의 승낙과 제한)
① 당 사이트는 제6조의 규정에 의한 이용신청고객에 대하여 서비스 이용을 승낙합니다.
② 당 사이트는 아래사항에 해당하는 경우에 대해서 승낙하지 아니 합니다.
- 이용계약 신청서의 내용을 허위로 기재한 경우
- 기타 규정한 제반사항을 위반하며 신청하는 경우
제 9 조 (회원 ID 부여 및 변경 등)
① 당 사이트는 이용고객에 대하여 약관에 정하는 바에 따라 자신이 선정한 회원 ID를 부여합니다.
② 회원 ID는 원칙적으로 변경이 불가하며 부득이한 사유로 인하여 변경 하고자 하는 경우에는 해당 ID를
해지하고 재가입해야 합니다.
③ 기타 회원 개인정보 관리 및 변경 등에 관한 사항은 서비스별 안내에 정하는 바에 의합니다.
제 3 장 계약 당사자의 의무
제 10 조 (KISTI의 의무)
① 당 사이트는 이용고객이 희망한 서비스 제공 개시일에 특별한 사정이 없는 한 서비스를 이용할 수 있도록
하여야 합니다.
② 당 사이트는 개인정보 보호를 위해 보안시스템을 구축하며 개인정보 보호정책을 공시하고 준수합니다.
③ 당 사이트는 회원으로부터 제기되는 의견이나 불만이 정당하다고 객관적으로 인정될 경우에는 적절한 절차를
거쳐 즉시 처리하여야 합니다. 다만, 즉시 처리가 곤란한 경우는 회원에게 그 사유와 처리일정을 통보하여야
합니다.
제 11 조 (회원의 의무)
① 이용자는 회원가입 신청 또는 회원정보 변경 시 실명으로 모든 사항을 사실에 근거하여 작성하여야 하며,
허위 또는 타인의 정보를 등록할 경우 일체의 권리를 주장할 수 없습니다.
② 당 사이트가 관계법령 및 개인정보 보호정책에 의거하여 그 책임을 지는 경우를 제외하고 회원에게 부여된
ID의 비밀번호 관리소홀, 부정사용에 의하여 발생하는 모든 결과에 대한 책임은 회원에게 있습니다.
③ 회원은 당 사이트 및 제 3자의 지적 재산권을 침해해서는 안 됩니다.
제 4 장 서비스의 이용
제 12 조 (서비스 이용 시간)
① 서비스 이용은 당 사이트의 업무상 또는 기술상 특별한 지장이 없는 한 연중무휴, 1일 24시간 운영을
원칙으로 합니다. 단, 당 사이트는 시스템 정기점검, 증설 및 교체를 위해 당 사이트가 정한 날이나 시간에
서비스를 일시 중단할 수 있으며, 예정되어 있는 작업으로 인한 서비스 일시중단은 당 사이트 홈페이지를
통해 사전에 공지합니다.
② 당 사이트는 서비스를 특정범위로 분할하여 각 범위별로 이용가능시간을 별도로 지정할 수 있습니다. 다만
이 경우 그 내용을 공지합니다.
제 13 조 (홈페이지 저작권)
① NDSL에서 제공하는 모든 저작물의 저작권은 원저작자에게 있으며, KISTI는 복제/배포/전송권을 확보하고
있습니다.
② NDSL에서 제공하는 콘텐츠를 상업적 및 기타 영리목적으로 복제/배포/전송할 경우 사전에 KISTI의 허락을
받아야 합니다.
③ NDSL에서 제공하는 콘텐츠를 보도, 비평, 교육, 연구 등을 위하여 정당한 범위 안에서 공정한 관행에
합치되게 인용할 수 있습니다.
④ NDSL에서 제공하는 콘텐츠를 무단 복제, 전송, 배포 기타 저작권법에 위반되는 방법으로 이용할 경우
저작권법 제136조에 따라 5년 이하의 징역 또는 5천만 원 이하의 벌금에 처해질 수 있습니다.
제 14 조 (유료서비스)
① 당 사이트 및 협력기관이 정한 유료서비스(원문복사 등)는 별도로 정해진 바에 따르며, 변경사항은 시행 전에
당 사이트 홈페이지를 통하여 회원에게 공지합니다.
② 유료서비스를 이용하려는 회원은 정해진 요금체계에 따라 요금을 납부해야 합니다.
제 5 장 계약 해지 및 이용 제한
제 15 조 (계약 해지)
회원이 이용계약을 해지하고자 하는 때에는 [가입해지] 메뉴를 이용해 직접 해지해야 합니다.
제 16 조 (서비스 이용제한)
① 당 사이트는 회원이 서비스 이용내용에 있어서 본 약관 제 11조 내용을 위반하거나, 다음 각 호에 해당하는
경우 서비스 이용을 제한할 수 있습니다.
- 2년 이상 서비스를 이용한 적이 없는 경우
- 기타 정상적인 서비스 운영에 방해가 될 경우
② 상기 이용제한 규정에 따라 서비스를 이용하는 회원에게 서비스 이용에 대하여 별도 공지 없이 서비스 이용의
일시정지, 이용계약 해지 할 수 있습니다.
제 17 조 (전자우편주소 수집 금지)
회원은 전자우편주소 추출기 등을 이용하여 전자우편주소를 수집 또는 제3자에게 제공할 수 없습니다.
제 6 장 손해배상 및 기타사항
제 18 조 (손해배상)
당 사이트는 무료로 제공되는 서비스와 관련하여 회원에게 어떠한 손해가 발생하더라도 당 사이트가 고의 또는 과실로 인한 손해발생을 제외하고는 이에 대하여 책임을 부담하지 아니합니다.
제 19 조 (관할 법원)
서비스 이용으로 발생한 분쟁에 대해 소송이 제기되는 경우 민사 소송법상의 관할 법원에 제기합니다.
[부 칙]
1. (시행일) 이 약관은 2016년 9월 5일부터 적용되며, 종전 약관은 본 약관으로 대체되며, 개정된 약관의 적용일 이전 가입자도 개정된 약관의 적용을 받습니다.