• Nuclear Engineering and Technology
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• 제56권7호
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• pp.2659-2665
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• 2024

This study proposes an algorithm that combines a Kalman Filter method with effective decay constant correction to improve the accuracy of predicting radiation dose rate distribution during emergencies. The algorithm addresses the limitations of relying solely on measurement data by incorporating calculation data and refining the estimations. The effectiveness of algorithm was assessed using hypothetical test scenarios, which demonstrated a significant improvement in the accuracy of dose rate prediction compared to the model predictions. The estimates generated by the algorithm showed a good agreement with the measured data, and the discrepancies tend to decrease over time. Furthermore, the application of the effective decay constant correction accelerated the reduction of prediction errors. In conclusion, it was confirmed that the combined use of the Kalman filter method and effective decay constant correction is an effective approach to improve the accuracy of dose rate prediction.

• 한국물환경학회지
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• 제24권6호
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• pp.793-800
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• 2008

Recently domestic drinking water industry has recognized membrane-based technology as a promising alternative for water treatment. To ensure successful application of membrane processes, the integrity of membrane systems should be maintained. According to US EPA guidance, the pressure decay test based on the bubble point theory is recommended to detect any membrane defection of which size is close to the smallest diameter of Cryptosporidium oocysts, $3{\mu}m$. Proper implementation of the pressure decay test is greatly affected by initial test pressure, and the interpretation of the test results is associated with upper control limit. This study is conducted to investigate various factors affecting determination of initial test prtessure and upper control limit, including membrane-based parameters such as pore shape correction factor, surface tension and contact angle, and system-based parameters, such as volumetric concentration factor and total volume of system. In this paper, three different hollow fibers were used to perform the pressure decay test. With identical initial test pressure applied, their pressure decay tendency were different from each other. This finding can be explained by the micro-structure disparity of those membranes which is verified by FESEM images of those membranes. More specifically, FESEM images revealed that three hollow fibers have asymmetry, deep finger, shallow finger pore shape, respectively. In addition, sensitivity analysis was conducted on five parameters mentioned above to elucidate their relation to determination of initial test pressure and upper control limit. In case of initial pressure calculation, the pore shape correction factor has the highest value of sensitivity. For upper control limit determination, system factors have greater impact compared to membrane-based parameters.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제53권1호
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• pp.44-60
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• 2021

In this paper, we validate the decay heat calculation capability via a two-step method to analyze spent nuclear fuel (SNF) discharged from pressurized water reactors (PWRs). The calculation method is implemented with a lattice code STREAM and a nodal diffusion code RAST-K. One of the features of this method is the direct consideration of three-dimensional (3D) core simulation conditions with the advantage of a short simulation time. Other features include the prediction of the isotope inventory by Lagrange non-linear interpolation and the use of power history correction factors. The validation is performed with 58 decay heat measurements of 48 fuel assemblies (FAs) discharged from five PWRs operated in Sweden and the United States. These realistic benchmarks cover the discharge burnup range up to 51 GWd/MTU, 23.2 years of cooling time, and spanning an initial uranium enrichment range of 2.100-4.005 wt percent. The SNF analysis capability of STREAM is also employed in the code-to-code comparison. Compared to the measurements, the validation results of the FA calculation with RAST-K are within ±4%, and the pin-wise results are within ±4.3%. This paper successfully demonstrates that the developed decay heat calculation method can perform SNF back-end cycle analyses.

• 핵의학기술
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• 제16권1호
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• pp.102-107
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• 2012

단 반감기 핵종을 이용한 PET검사는 방사성동위원소의 빠른 물리적 붕괴로 인하여 영상 획득을 위한 계수검출이 제한적이다. 이러한 이유로 비교적 낮은 감도의 검사에서는 보다 정확한 정량적 평가를 위하여 긴 시간동안 영상 획득을 적용하기도 한다. 본 연구에서는 $^{11}C$와 $^{18}F$를 이용한 PET 검사 시 영상 획득 시간에 따른 차이를 평가하여 합리적인 영상 획득 시간에 관하여 알아보고자 한다. 1994 NEMA Phantom에 $^{11}C$은 $30.08{\pm}4.22MBq$, $^{18}F$은 $40.08{\pm}8.29MBq$을 증류수에 희석하여 채운 후 $^{11}C$은 동적영상 1분씩 20회, 정적 영상 20분, $^{18}F$은 동적영상 2분30초씩 20회, 정적영상 50분을 획득하였다. 모든 데이터는 동일한 재구성법을 적용하였으며, 시간의 경과에 따른 붕괴보정을 적용하였다. 방출영상에 관심영역을 설정하고 최대 방사능 농도값(kBq/mL)을 비교하였으며, 각각의 동적영상을 영상 획득 시간의 증가에 따라 1개씩 증가시켜 영상 합산(Image summation) 후 영상의 관심 영역 내에서의 최대 방사능 농도값(kBq/mL)을 평가하였다. $^{11}C$ 동적영상의 시간 경과에 따른 최대 방사능 농도값은 $3.85{\pm}0.45{\sim}5.15{\pm}0.50kBq/mL$, 정적영상은 $2.15{\pm}0.26kBq/mL$였다. $^{18}F$ 동적영상은 $9.09{\pm}0.42{\sim}9.48{\pm}0.31kBq/mL$, 정적영상은 $7.24{\pm}0.14kBq/mL$였다. $^{11}C$의 동적영상 합산에서 영상 획득 시간의 합이 5, 10, 15, 20분으로 증가할수록 $2.47{\pm}0.4$, $2.22{\pm}0.37$, $2.08{\pm}0.42$, $1.95{\pm}0.55kBq/mL$으로 감소하였으며, $^{18}F$의 경우 합산된 영상 획득 시간의 합이 12분 30초, 25분, 37분 30초, 50분으로 증가할수록 $7.89{\pm}0.27$, $7.61{\pm}0.23$, $7.36{\pm}0.21$, $7.31{\pm}0.23kBq/mL$으로 감소하였다. 영상의 질을 평가 하는 SNR에서는 $^{11}C$과 $^{18}F$ 모두 동적영상획득 방법에서는 주사 후 시간이 흐를수록 SNR가 저하 되었으나, 영상 합산획득 방법에서는 합산 횟수가 증가 할수록 SNR가 향상 되는 것을 알 수 있었다. 동적영상에서 시간 경과에 따른 최대 방사능 농도값은 $^{11}C$과 $^{18}F$에서 증가하였고, 동적영상 합산의 경우는 합산수가 증가함에 따라 최대 방사능 농도값은 $^{11}C$과 $^{18}F$ 감소함을 보였다. $^{18}F$을 이용할 경우에는 시간 경과에 따른 정량평가의 오차를 크게 고려하지 않아도 될 것으로 사료되고, $^{11}C$를 이용한 PET 검사는 시간경과에 따른 감쇠 보정의 오차를 감안하여 추가의 감쇠 보정법을 적용하거나 30%정도의 오차를 적용하여 정적영상 획득시간을 반감기의 25% 이내인 5분 내외로 설정해야 할 것이다.

• 한국항만경제학회지
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• 제19권2호
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• pp.55-67
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• 2003

The purpose of this study is to estimate and forecast the marine trading volumes based on the structural model. We employ GPH cointegration test since the structural model must be stationary to get the accurate predicted values. The empirical results show that our model is stationary. This paper also applies variance decompositions and impulse-response functions to the structural model composed of exchange rate, domestic industrial activity, and world business. The results indicate that while both loading and unloading volumes respond positively to the shocks in income and then decay very slowly, their responses are different to the shocks in exchange tate.

• Investigative Magnetic Resonance Imaging
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• 제16권1호
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• pp.6-15
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• 2012

목적: 이 연구의 목적은 excitation pulse profile을 이용하여 불균일 자장에 의하여 발생하는 배경 경사 자장에 의한 영향을 보상하여 2차원 다중 단면 경사에코 간 영상에서의 정확한 지방 및 $T_2{^*}$ 측정을 하는 데에 있다. 대상과 방법: 2차원 경사에코영상에서 불균일 자장에 의한 배경경사자장으로 인하여 유도되는 신호의 감소는 excitation pulse profile weighting으로 나타난다. 이에 의한 영향을 최소화 하기 위하여 $B_0$ field map을 통하여 단면선택방향으로의 선형 경사자장의 정도를 추정한 후, 획득한 신호를 excitation pulse profile을 이용하여 보정하였다. $T_2{^*}$ 및 지방은 보정된 신호로부터 측정되었으며 보정방법은 3.0T 임상용 장비에서 팬텀 및 in vivo 실험을 통하여 이루어 졌다. 결과: 팬텀 실험 결과는 보정 후 측정된 $T_2{^*}$ 및 지방의 양이 자장이 균일한 경우에 가까워 진 것을 보여 주었다. In vivo 실험에서는 간에서 배경경사자장의 크기가 약 120 ${\mu}T/m$ 정도 까지로 나타났으며 보정하기 전에 비하여 측정된 $T_2{^*}$ 및 지방의 정도의 균일도가 높아지는 것을 확인할 수 있었다. 결론: Excitation pulse profile을 이용한 배경경사자장 보정 방법은 경사 에코 신호에서의 거시적인 불균일 자장에 의한 영향을 줄여 주며 2차원 간 영상에서의 적용을 통하여 보다 정확한 지방 및 $T_2{^*}$의 측정에 도움이 될 수 있다.

• Journal of Radiation Protection and Research
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• 제30권3호
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• pp.107-112
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• 2005

단일 핵종의 붕괴시 방출된 두 감마선이 함께 검출기에 흡수될 때 cascade summing이 일어난다. 이 효과는 일부 핵종에서 10% 이상의 계통적 오차를 야기한다. 이들 동시합성 효과를 추산하기 위해 검출기 주위에서 측정한 피크-토탈 비를 사용하여 그 효과를 직접 계산하였다. 검출기 주번에서 주어진 에너지에 대한 피크-토탈 비는 일정하지 않을 수 있으며, 따라서 측정된 값의 평균을 사용하여야 한다 산란 물체에 의한 피크-토달 비의 영향에 대한 결과도 함께 포함되어 있다.

• Journal of Radiation Protection and Research
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• 제46권3호
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• pp.127-133
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• 2021

Background: Phosphogypsum is material produced as a byproduct in fertilizer industry and is generally used for building materials. This material may contain enhanced radium-226 (²²⁶Ra) activity concentration compared to its natural concentration that may lead to indoor radon accumulation. Therefore, an accurate measurement method is proposed in this study to determine ²²⁶Ra activity concentration in phosphogypsum sample, considering the potential radon leakage from the sample container. Materials and Methods: The International Atomic Energy Agency (IAEA) phosphogypsum reference material was used as a sample in this study. High-purity germanium (HPGe) gamma spectrometry was used to measure the activity concentration of the ²²⁶Ra decay products, i.e., ²¹⁴Bi and ²¹⁴Pb. Marinelli beakers sealed with three different sealing methods were used as sample containers. Due to the potential leakage of radon from the Marinelli beaker (MB), correction to the activity concentration resulted in gamma spectrometry is needed. Therefore, the leaked fraction of radon escaped from the sample container was calculated and added to the gamma spectrometry measured values. Results and Discussion: Total activity concentration of ²²⁶Ra was determined by summing up the activity concentration from gamma spectrometry measurement and calculated concentration from radon leakage correction method. The results obtained from ²¹⁴Bi peak were 723.4 ± 4.0 Bq·kg^-1 in MB1 and 719.2 ± 3.5 Bq·kg^-1 in MB2 that showed about 5% discrepancy compared to the certified activity. Besides, results obtained from ²¹⁴Pb peak were 741.9 ± 3.6 Bq·kg^-1 in MB1 and 740.1 ± 3.4 Bq·kg^-1 in MB2 that showed about 2% difference compared to the certified activity measurement of ²²⁶Ra concentration activity. Conclusion: The results show that radon leakage correction was calculated with insignificant discrepancy to the certified values and provided improvement to the gamma spectrometry. Therefore, measuring ²²⁶Ra activity concentration in TENORM (technologically enhanced naturally occurring radioactive material) sample using radon leakage correction can be concluded as a convenient and accurate method that can be easily conducted with simple calculation.

• 한국방사선학회논문지
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• 제12권1호
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• pp.1-7
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• 2018

$^{68}Ga$ 방사성 핵종은 $^{68}Ge/^{68}Ga$ 제너레이터에서 생산되는 양전자 방출핵종으로서 PET 검사에 이용되는 방사성 핵종이다. $^{68}Ga$은 67.8분의 반감기를 가지고 88.9 %의 ${\beta}$+ 붕괴와 11.1 %의 전자포획으로 $^{68}Zn$으로 붕괴된다. ${\beta}$+ 붕괴 과정에서 87.7 %는 기저상태의 $^{68}Zn$로 붕괴되며, 1.2 %는 여기상태의 $^{68}Zn$로 붕괴된다. 여기상태의 $^{68}Zn$은 1.077 Mev의 ${\gamma}$선을 방출하며 기저상태의 $^{68}Zn$가 된다. 이때 방출되는 1.077 Mev의 ${\gamma}$선을 Prompt Gamma라 하며, Prompt Gamma-ray가 환자와 상호작용하게 되면 저에너지 ${\gamma}$선의 산란선이 발생되게 되는데 이 산란선이 PET의 동시계수 회로에 검출되어 질 수 있다. 이 연구의 목적은 $^{68}Ga$을 이용하는 PET검사 중 신경내분비 종양진단에 사용되는 $^{68}Ga$-DOTATOC PET/CT영상에 Prompt Gamma-ray 보정 전 후의 표준섭취계수(SUV)를 평가해 보고자 하였다. $^{68}Ga$-DOTATOC PET/CT를 시행한 15명의 환자에 대해서 병변부위(Pancreas, Liver, Thoracic Spine, Brain)와 정상으로 섭취되는 조직(Pituitary, Lung, Liver, Spleen, Kidney, Intestine)의 SUVmax와 SUVmean을 비교하였으며, 임상영상의 정량적 평가를 위해 Target to Background Ratio(TBR)을 산출하여 비교하였다. Prompt Gamma-ray 보정 후 Thoracic Spine을 제외한 병변부위와 Pituitary를 제외한 정상조직에서 SUVmax, SUVmean은 높은 값을 나타내었으며, TBR은 Prompt Gamma-ray 보정 전 후 각각 $51.51{\pm}49.28$, $55.50{\pm}53.12$로 보정 후 높은 값을 나타냈다. (p<0.0001)

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제34권2호
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• pp.154-164
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• 2002

Neutron cross section data on Dy-160, Dy-161, Dy-162, Dy-163 and Dy-164 were calculated and evaluated in the energy range of 1 keV to 20 MeV using a spherical optical model, statistical model and pre-equilibrium model. The energy dependent optical model potential parameters were obtained based on the recent experimental data. The width fluctuation correction in Hauser-Feshbach particle decay and the quantum mechanical approach in pre-equilibrium analysis were introduced and gave a better cross section calculation in EMPIRE-II. The total, elastic scattering and threshold reaction cross sections were evaluated and compared with the evaluated files. The model calculated (n, tot), (n, ${\gamma}$) and (n, p) cross sections were in good agreement with the experimental data in the measured energy range. The results will be applied to ENDF/B-VI for data improvement.