In this study, radiation sensor tips are fabricated for remote sensing of X or gamma ray with inorganic scintillators and plastic optical fiber. The visible range of light from the inorganic scintillator that is generated by radiation source is guided by the plastic optical fiber and is measured by optical detector and power-meter. Two kinds of sensor tips are designed and fabricated such as film type and powder type. Many kinds of inorganic scintillators are used to fabricate both sensor tips, and the different wavelength of emitting lights from them are measured to determine the optimal inorganic scintillator which has maximum light output. As a radiation source X-ray generator and Ir-192 are selected to test a performance of sensor tip. It is expected that the fiber-optic radiation sensor is widely used in nuclear industry and medical applications due to its special characteristics such as good flexibility, easy in processing, long lengths and no interference to electro magnetic field.
KITSAT-1에 탑재된 Total Dose Experiment (TDE)로 부터 관측된 RADFET의 문턱전압 변화를 원자력 연구소 조사실의 Co-60 감마선 조사 장치를 이용한 보정 실험을 통해 총 방사능양으로 환산하였다. 위성 내 센서의 위치에 따라 측정되는 총 방사능양이 다르게 나타났으며, 지구 자기권에서의 NASA 방사선 모델을 이용한 시뮬레이션을 통해 이러한 차이가 센서 위치에 따라 위성체에 의한 차폐 효과가 다르기 때문에 나타나는 현상임을 확인하였다.
일반적으로 방사선 선원의 강도는 거리의 역자승 법칙을 따른다. 그러나 방사선 선원과 검출기와의 거리가 가까울수록 거리의 역자승 법칙 실험은 이론과 실험의 일치하지 못하는 오류를 가져오게 된다. 본 연구에서는 방사선 선원과 검출기와의 거리에 따른 거리의 역자승 법칙이 실제 실험에서는 정확하게 성립하지 않는 이유를 실험적으로 확인하였다. 그리고 이 문제를 해결하기 위하여 측정된 방사능을 보정하기 위하여 보정계수를 실험적으로 얻었다. 측정에 사용한 검출기는 $2^{{\prime}{\prime}}{\times}2^{{\prime}{\prime}}{\phi}$ NaI(Tl) 신틸레이션 검출기를 사용하였고, 방사선에너지의 변화에 따른 효과를 확인하기 위하여 감마선 선원 $^{60}Co$(1.174 MeV, 1.333 MeV)와 $^{137}Cs$(0.662 MeV)에 대한 실험도 병행하였다. 측정에서 얻어진 거리의 역자승 법칙의 결과들을 보정계수를 이용하여 측정값들을 보정한 결과 거리의 역자승 법칙과 매우 일치하는 경향을 보였고, 오류에 대한 원인을 실험적으로 확인하였다. 이러한 결과는 유한한 체적을 가진 검출기를 사용하여 방사선의 강도가 거리의 역자승에 반비례하는 실험을 할 경우 모두 해당되는 문제이므로 본 연구의 결과는 방사선계측 분야에 매우 유용하게 사용되어질 것으로 사료된다.
전구체로 ($NH_4)[Al(ethylenediaminetetraacetate)]{\cdot}2H_2O$ 착물을 이용한 수정된 열탄소환원질화법으로 질화알루미늄(AlN) 분말과 휘스커를 합성하였다. 이 분말은 질소분위기에서 별도의 환원용 탄소를 혼합하지 않고 1200$^{\circ}$C에서 1500$^{\circ}$C까지의 온도에서 하소시킨 다름 잔류탄소를 태워 버림으로써 얻어졌다. 이 질화과정을 Al-27 마법각 스핀 핵자기공명, 적외선 분광법 및 X-선 회절법으로 연구했다. 전구체 착물은 열분해되어 ${\rho}$-알루미나와 ${\gamma}$-알루미나로 되었다가 ${\gamma}-{\alpha}$알루미나 전이없이 AlN으로 바뀌었다. ${\gamma}$-알루미나가 AlN으로 바뀌면서 분말의 형상이 유지되는 것으로 보아 이 변환과정에서의 중간체는 알루미늄이나 aluminum suboxides와 같은 기체상이 아니고, 고체상의 $AlO_xN_y$임을 알 수 있다. (0001) 사파이어를 이용하면 AlN 휘스커를 합성할 수 있다.
Park, Kwang-June;Ju, June-Sik;Kang, Hee-Young;Shin, Hee-Sung;Kim, Ho-Dong
Journal of Radiation Protection and Research
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제34권1호
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pp.9-14
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2009
High density polyethylene (HDPE) is degraded due to a radiation-induced oxidation when it is used as a neutron moderator in a neutron counter for a nuclear material accounting of spent fuels. The HDPE exposed to the gamma-ray emitted from the fission products in a spent nuclear fuel results in a radiation-induced degradation which changes its original molecular structure to others. So a neutron moderating power variation of HDPE, irradiated by a gamma radiation, was investigated in this work. Five HDPE moderator structures were exposed to the gamma radiation emitted from a $^{60}Co$ source to a level of $10^5-10^9$ rad to compare their post-irradiation properties. As a result of the neutron measurement test with 5 irradiated HDPE structures and a neutron measuring system, it was confirmed that the neutron moderating power for the $10^5$ rad irradiated HDPE moderator revealed the largest decrease when the un-irradiated pure one was used as a reference. It implies that a neutron moderating power variation of HDPE is not directly proportional to the integrated gamma dose rate. To clarify the cause of these changes, some techniques such as a FTIR, an element analysis and a densitometry were employed. As a result of these analyses, it was confirmed that the molecular structure of the gamma irradiated HDPEs had partially changed to others, and the contents of hydrogen and oxygen had varied during the process of a radiation-induced degradation. The mechanism of these changes cannot be explained in detail at present, and thus need further study.
본 연구에서는 고체 안에 둘러쌓인 감마선 원천핵 $^{133}Cs$를 금판(gold plate)으로 된 실린더 안에 놓았을 때 첫 여기상태인 81 keV 에너지 준위폭이 더 좁아짐을 볼 수 있었다. 이러한 결과는 에너지 준위의 수명이 연장된 것을 의미한다. 두께 0.5 mm, 길이 5 cm, 반경 1 mm의 실린더를 사용했을 때 4.2 K에서 에너지 준위폭은 6.1 %정도 좁아지는 결과를 얻었다.
Park, Seoryeong;Boo, Jiwhan;Hammig, Mark;Jeong, Manhee
Nuclear Engineering and Technology
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제53권4호
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pp.1266-1276
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2021
The mask parameters of a coded aperture are critical design features when optimizing the performance of a gamma-ray camera. In this paper, experiments and Monte Carlo simulations were performed to derive the minimum detectable activity (MDA) when one seeks a real-time imaging capability. First, the impact of the thickness of the modified uniformly redundant array (MURA) mask on the image quality is quantified, and the imaging of point, line, and surface radiation sources is demonstrated using both cross-correlation (CC) and maximum likelihood expectation maximization (MLEM) methods. Second, the minimum detectable activity is also derived for real-time imaging by altering the factors used in the image quality assessment, consisting of the peak-to-noise ratio (PSNR), the normalized mean square error (NMSE), the spatial resolution (full width at half maximum; FWHM), and the structural similarity (SSIM), all evaluated as a function of energy and mask thickness. Sufficiently sharp images were reconstructed when the mask thickness was approximately 2 cm for a source energy between 30 keV and 1.5 MeV and the minimum detectable activity for real-time imaging was 23.7 MBq at 1 m distance for a 1 s collection time.
본 논문에서는 감마선을 이용하여 석유화학 공정설비 내부의 단면영상을 복원하였다. 감마 CT 영상 복원을 위해 $5\;mm{\phi}$ 감마선을 팬텀에 조사하여 NaI(T1) 섬광검출기로 스캔하였으며 반복적인 영상복원 방법인 EM 기법으로 가중치 함수를 비교하였다. 감마 CT 영상이 정확히 복원되었는지 확인하기위하여 3가지 가중치 함수에 대해 히스토그램의 명암값 분포를 비교하였다. 실험 결과를 통해 빔 면적에 의한 가중치 함수로 복원할 경우, 원 영상에 가장 가깝게 복원되는 것을 확인하였다.
감마선 원천핵을 두 개의 금속 평행판 사이, 실린더나 구와 같은 유한한 공간 내부에 놓았을 때 에너지 준위폭이 어떻게 변경되는가에 대하여 이론적으로 조사했다. 2개의 금속판에 의해 뒤쪽 산란된 감마선이 원천핵에 재흡수됨으로써 $^{133}Cs$핵의 여기상태(81 keV)의 에너지폭은 평행판 간격이 1.0 mm일 때 4.2 K에서 3.7% 정도 감소됨을 볼 수 있었다. 여기서 금속판은 두께 0,5 mm, 반경이 3 cm이며 금으로 만들었다. 반경 1.0 mm, 두께 0.5 mm, 길이 5 cm의 실린더 금판에 의해 뒤쪽 산란되었을 때에는 4.2 K에서 6.5% 에너지 폭이 좁아지는 결과를 얻었다. 또한, 두께 0.5 mm, 반경 1.0 mm의 금으로 된 구 안에 원천핵을 놓았을 때 4.2 K에서 18.2% 에너지준위 폭이 감소하였다. 이러한 에너지 준위 폭의 감소는 그 준위의 반감기가 연장된 것을 의미한다.
3C 84 (NGC 1275) is one of the most famous radio galaxies and a lot of VLBI observations have been conducted to date because of its brightness and proximity (z = 0.0176; 1 mas = 0.36 pc). The source is entering a significantly active phase with long-term increase in radio flux at cm wavelengths since 2005, and the increased activity at very-high-energy (VHE) gamma rays. In order to study properties of sub-pc-scale structure and the circumnuclear environment in 3C 84, we have conducted multi-epoch VLBI observations with the Korean VLBI Network (KVN) at 86 and 129 GHz, and monthly monitoring by the KVN and VERA Array (KaVA) at 43 GHz from 2015 August. Following the report in the previous KAS meeting (cf. 2016 KAS Autumn Annual Meeting, [구 GC-10]), we present further results mainly on the basis of twelve-epoch observations with KaVA at 43 GHz. Through the monthly monitoring with KaVA, we found that peak intensity of the pc-scale southern lobe (C3) was increased from $2.60\;Jy\;beam^{-1}$ in 2015 October to $9.80\;Jy\;beam^{-1}$ in 2016 June, corresponding to a flux increase of 3.7 times in eight months. We also detected change in direction of motion of C3 from transversal to outward with respect to C1, concurrently with the beginning of its flux increase in 2015 October. We consider that these phenomena are due to interaction of C3 with the ambient medium, and are related to the gamma-ray flare which has been detected with VHE gamma-ray telescopes such as MAGIC and VERITAS.
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[게시일 2004년 10월 1일]
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