Journal of Institute of Control, Robotics and Systems
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v.9
no.4
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pp.296-303
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2003
A personal portable type electronic dosimeter using silicon PIN photodiode and small GM tube is recently attracting much attention due to its advantages such as an immediate indication function of dose and dose rate, alerting function, and efficient management of radiation exposure history and dose data. We designed and manufactured a semiconductor radiation detector aimed to directly measure X-ray and v-ray irradiated in silicon PIN photodiode, without using high-priced scintillation materials. Using this semiconductor radiation detector, we developed an active electronic dosimeter, which measures the exposure dose using pulse counting method. In this case, it has a shortcoming of over-evaluating the dose that shows the difference between the dose measured with electronic dosimeter and the dose exposed to the human body in a low energy area. We proposed an energy compensation filter and developed a dose conversion algorithm to make both doses indicated on the detector and exposed to the human body proportional to each other, thus enabling a high-precision dose measurement. In order to prove its reliability in conducting personal dose measurement, crucial for protecting against radiation, the implemented electronic dosimeter was evaluated to successfully meet the IEC's criteria, as the KAERI (Korea Atomic Energy Research Institute) conducted test on dose indication accuracy, and linearity, energy and angular dependences.
Journal of Nuclear Fuel Cycle and Waste Technology(JNFCWT)
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v.6
no.2
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pp.73-100
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2008
For the purpose of evaluating dose rate to individual due to long-term release of nuclides from the HLW repository, a biosphere assessment model and the implemented code, ACBIO, based on BIOMASS methodology have been developed by utilizing AMBER, a general compartment modeling tool. To show its practicability and usability as well as to see the sensitivity of compartment scheme or parametric variation to concentration and activity in compartments as well as annual flux between compartments at their peak values, some calculations are made and investigated: For each case when changing the structure of compartments and GBIs as well as varying selected input Kd values, all of which seem very important among others, dose rate per nuclide release rate is separately calculated and analyzed. From the maximum dose rates (Bq/y), flux-to-dose conversion factors (Sv/Bq) for each nuclide were derived, which are to be used for converting the nuclide release rate appearing from the geosphere through various GBIs to dose rate (Sv/y) for individual in critical group. It has been also observed that compartment scheme, identification of possible exposure group and GBIs could be all highly sensitive to the final consequences in biosphere modeling.
Yang, Myung Sic;Park, Ju Kyeong;Lee, Seung Hun;Kim, Yang Su;Lee, Sun Young;Cha, Seok Yong
The Journal of Korean Society for Radiation Therapy
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v.28
no.1
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pp.47-55
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2016
To evaluate the position accuracy of the MLC. This study analyzed the variations of the dosimetric leaf gap(DLG) and MLC transmission factor to reflect the location of the MLC leaves according to the dose rate variation for dynamic IMRT. We used the 6 MV and 10 MV X-ray beams from linear accelerator with a Millennium 120 MLC system. We measured the variation of DLG and MLC transmission factor at depth of 10 cm for the water phantom by varying the dose rate to 200, 300, 400, 500 and 600 MU/min using the CC13 and FC-65G chambers. For 6 MV X-ray beam, a result of measuring based on a dose rate 400 MU/min by varying the dose rate to 200, 300, 400, 500 and 600 MU/min of the difference rate was respectively -2.59, -1.89, 0.00, -0.58, -2.89%. For 10 MV X-ray beam, the difference rate was respectively ?2.52, -1.69, 0.00, +1.28, -1.98%. The difference rate of MLC transmission factor was in the range of about ${\pm}1%$ of the measured values at the two types of energy and all of the dose rates. This study evaluated the variation of DLG and MLC transmission factor for the dose rate variation for dynamic IMRT. The difference of the MLC transmission factor according to the dose rate variation is negligible, but, the difference of the DLG was found to be large. Therefore, when randomly changing the dose rate dynamic IMRT, it may significantly affect the dose delivered to the tumor. Unless you change the dose rate during dynamic IMRT, it is thought that is to be the more accurate radiation therapy.
In brachytherapy, it is important to determine the positions of the radiation sources which are inserted into a patient and to estimate the dose resulting from the treatment. Calculation of the dose distribution throughout an implant is so laborious that it is rarely done by manual methods except for model cases. It is possible to calculate isodose distributions and tumor doses for individual patients by the use of a microcomputer. In this program, the dose rate and dose distributions are calculated by numerical integration of point source and the localization of radiation sources are obtained from two radiographs at right angles taken by a simulator developed for the treatment planning. By using microcomputer for brachytherapy, we obtained the result as following 1. Dose calculation and irradiation time for tumor could be calculated under one or five seconds after input data. 2. It was same value under$\pm2\%$ error between dose calculation by computer program and measurement dose. 3. It took about five minutes to reconstruct completely dose distribution for intracavitary irradiation. 4. Calculating by computer made remarkly reduction of dose errors compared with Quimby's calculation in interstitial radiation implantation. 5. It could calculate the biological isoffect dose for high and low dose rate activities.
Kwon, Seog-Guen;Kim, Kyung-Eung;Ha, Chung-Woo;Moon, Philip S.;Yook, Chong-Chul
Nuclear Engineering and Technology
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v.12
no.3
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pp.171-179
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1980
This paper presentss flux-to-dose conversion factors for neutrons and gamma-rays based on the concept of the maximum absorbed dose. Neutron flux-to-does-rate conversion factors for energies from 2.5$\times$10$^{-8}$ to 20 MeV are presented while the conversion factors for gamma-rays are given in the energy range of 0.01 to 15MeV. Flux-to-does-rate conversion factors, which were calculated under the assumption that the radiation energy distribution has nonlinearity in phantom, are different from those values obtained by monoenergetic radiation. Especially, these values obtained here were determined for the cross section libray such as DLC-23, DLC-27, and DLC-31. The flux-to-dose-rate conversion factors obtained in this work are in a good agreement with the values presented by American National Standard Institute (ANSI) N666. These results are used to calculate the dose rate distribution of neutron and gamma-ray in any radiation fields, and will be useful for the radiation shielding analysis, radiation protection and radiation dosimetry concerned with problems of continuous energy distribution.
Effect of ethanol on the absorption rate, blood level and bioavailability of sulfamethazine (SM) in rats was determined. Absorption rate of SM was determined both by the in vitro and in situ experiment. In vitro, absorption rate of SM in rat small intestine was increased by 0.3, 1.0 and 3.0% ethanol. In situ, absorption rate of SM was increased by 0.3 and 1.0% ethanol but not by 3.0% ethanol. After oral administration, blood level of SM was elevated and relative bioavailability was significantly increased to 114.8% at the dose of 0.6g/kg ethanol but not significantly at the dose of 3.0g/kg ethanol. The time for attainment of peak blood level was changed from 2.5 to 1.5hr. Ethanol enhanced absorption rate constant of SM significantly and reduced elimination rate constant of SM administered orally at the dose of 0.6g/kg ethanol.
We have presented with the "A study on overexposure rate according to over-density in chest X-ray radiography(I)" last year. In this report, We could calculate the entrance skin dose from chest X-ray film density the formula $I_0=Ix/e^{-{\mu}x}{\times}mG$, (mG is Bucky factor) was used to deliver the skin dose. At that time, There was two problems that the Bucky factor from maker was not equal to field experience and the field size influenced on the Attenuation Rate. The experiment of Bucky factor was done from film method and retried the Attenuation Rate of Acryle phantom according to Good & Poor geometry. As the results, The Bucky factor from maker higher than in this experiments $30{\sim}40%$. The Attenuation Rate in good geometric condition brings about a little alteration compare with poor geometric condition. In the field experiment, we could get the chest image with very low entrance skin radiation dose $29.3{\mu}Sv$, especially with air gap methode, the entrance skin dose was detected $10{\mu}Sv$.
Park, Chinyoung;Seo, Sangwon;Cho, Ikhwan;Jun, Yongsung;Ha, Hyunsup;Hwang, Tae-Mun
Journal of Korean Society of Water and Wastewater
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v.33
no.6
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pp.469-480
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2019
This study was conducted to evaluate the degradation and mineralization of PPCPs (Pharmaceuticals and Personal Care Products) using a CBD(Collimated Beam Device) of UV/H2O2 advanced oxidation process. The decomposition rate of each substance was regarded as the first reaction rate to the ultraviolet irradiation dose. The decomposition rate constants for PPCPs were determined by the concentration of hydrogen peroxide and ultraviolet irradiation intensity. If the decomposition rate constant is large, the PPCPs concentration decreases rapidly. According to the decomposition rate constant, chlortetracycline and sulfamethoxazole are expected to be sufficiently removed by UV irradiation only without the addition of hydrogen peroxide. In the case of carbamazepine, however, very high UV dose was required in the absence of hydrogen peroxide. Other PPCPs required an appropriate concentration of hydrogen peroxide and ultraviolet irradiation intensity. The UV dose required to remove 90% of each PPCPs using the degradation rate constant can be calculated according to the concentration of hydrogen peroxide in each sample. Using this reaction rate, the optimum UV dose and hydrogen peroxide concentration for achieving the target removal rate can be obtained by the target PPCPs and water properties. It can be a necessary data to establish design and operating conditions such as UV lamp type, quantity and hydrogen peroxide concentration depending on the residence time for the most economical operation.
We evaluated the distributions of primordial radionuclides and effective dose rate of the Ogcheon Group, which includes rocks with high uranium content. Terrestrial gamma radiation was measured at 421 points using a portable gamma ray spectrometer. Dividing the study area into five geological units (og1, og2, og3, og4, and igneous rocks) revealed no significant difference in the concentration of surface radioactivity among the types. The concentrations of 40K, eU, and eTh for all samples ranged from 0.7% to 10.3% (average 5.2%), 0.6 to 287.0 ppm (average 8.5 ppm), and 4.0 to 102.4 ppm (average 31.3 ppm), respectively. The absorbed dose rate in the study area (calculated from the activity concentrations of 40K, eU, and eTh) was in the range of 28.84 to 1,714.5 nGy/h (average 195.4 nGy/h). Among the five geological units, the lowest average was 166.3 nGy/h (for og1) and the highest average was 233.3 nGy/h (for og2; median 198.1 nGy/h). The outdoor effective dose rate for the area obtained from the absorbed dose rate was in the range of 0.04 to 2.10 mSv/y (average 0.24 mSv/y). Except for the four sites located in the uranium-bearing coal bed of og2, none of the studied sites exceeded 1 mSv/y.
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[게시일 2004년 10월 1일]
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