수동적 감마선분석에 의해 U-235의 농축도를 비파괴적으로 측정하였다. 측정차상이 되는 선원은 U-235의 알파붕괴시 방출되는 185.7 keV 감마선이다. 농축도 측정에 영향을 미치는 인자, 즉 시료구성, 시료용기의 두께변화에 따른 감쇠효과, 감마선의 집속 및 검출효율 등을 평가하였다. 최적계측시스템하에서 측정된 상대오차는 95%신뢰구간에서 Tag값과 비교했을 때 감손 UF$_{6}$ 실린더에 대해서는 ~8%, 감손 및 천연 $UO_2$분말에 대해서는 ~8%, ~1%로 각각 나타났다.
원자력발전소에는 방사선 차폐체를 통한 수 많은 관통부들이 존재하며. 이를 통한 방사선 스트리밍의 해석은 발전소 작업자들의 방호를 위한 차폐 설계에 있어 중요한 고려사항 중 하나이다. 본 연구에서는 관통부 중 주종을 이루는 콘크리트 벽체 내 원통형 직관통부로 단방향. 단일 에너지의 감마선 면선원에 의한 방사선 스트리밍 해석을 위하여 몬테칼로방법에 따른 전산 프로그램을 개발하였으며, 이를 사용하여 여러 경우의 감마선원 에너지와 입사각. 관통부의 반경과 길이에 대하여 관통부 출구에서의 평균 선량을 계산하여 그 결과를 라이브러리화 하였다 또한. 이를 이용하여 등방향 점선원에 대하여 적절히 근사할 수 있음을 보임으로서 임의의 감마선원 분포에 대하여 짧은 전산시 간으로 정확한 결과를 구할 수 있는 방법을 제공하였다.
To improve the accuracy and safety of irradiation tests in High flux Advanced Neutron Application ReactOr (HANARO), the nuclear energy deposition rate, which is called nuclear heating, was estimated for an irradiation capsule with an iridium sample in the irradiation hole in order. The gamma rays emitted from the radioisotopes (RIs) of the structural materials such as flow tubes of fuel assemblies and heavy water reflector tank were considered as radiation source. Using the ORIGEN2.1 code, emission rates of delayed gamma rays were calculated in consideration of the activation procedure for 8 years and 2 months of HANARO operation. Calculated emission rates were used as a source term of delayed gamma rays in the MCNP6 code. By using the MCNP code, the nuclear heating rates of the irradiation capsules in the inner core, outer core, and heavy water reflector tank were estimated. Calculated nuclear heating in the inner core, outer core, and heavy water reflector tank were 200-260 mW, 80-100 mW, and 10 mW, respectively.
The primary dose effects on an insulated gate bipolar transistor (IGBT) irradiated with a $^{60}Co$ gamma-ray source are found in both of the components of the threshold shifting due to oxide charge trapping in the MOS and the reduction of current gain in the bipolar transistor. In this letter, the IGBT macro-model incorporating irradiation is implemented, and the electrical characteristics are analyzed by SPICE simulation and experiments. In addition, the collector current characteristics as a function of gate emitter voltage, VGE, are compared with the model considering the radiation damage of different doses under positive biases.
검출기 외부에 강한 선원은 collimator와 상호 작용으로 산란선이 만들어지게 되는데, 그 산란선이 영상에 얼마나 영향을 주는지 평가하고자 한다. SKY LITE를 사용하여, phantom study의 경우, $^{99m}Tc$ 1.11 GBq를 점선원으로 만들어 검출기 주변을 $10^{\circ}$ 간격으로 돌아가면서 측정하여 각 각도에서의 산란선의 정도를 계수율과 스펙트럼으로 분석을 하였다. Patient study의 경우, 3-phase bone scan을 하는 환자를 대상으로, blood flow와 blood pool 영상을 획득하면서 산란선의 양과 스펙트럼을 분석하였다. 추가로 blood pool 검사 시, 환자의 손위에 납가운을 올려놓고 영상을 획득하였고, 환자의 몸에 납가운을 입히고 영상을 획득하여 각 영상에서의 산란선과 스펙트럼을 비교, 평가하였다. 그 결과, phantom study의 경우, 후방에서는 산란선의 없었지만, 측면부터 전방 $50^{\circ}$ 까지는 산란선이 많이 검출 되었다. patient study의 경우 blood flow 영상과 blood pool 영상에서 환자 몸에서 나온 감마선으로 인해 생긴 산란선이 입사됨을 알 수 있었다. 그리고 납가운은 손 위를 차폐하는것 보다, 환자 몸을 차폐 하는 것이 산란선이 많이 줄었다. 그러므로 외부에 강한 선원이 존재하고, hand blood flow, blood pool 검사처럼 계수 자체가 낮을 검사를 할 경우, 몸에서 나오는 선원 자체를 차폐하는 것이 산란선을 줄이는데 보다 효과가 있으며, 영상에서도 배후 방사선을 줄이는데 효과가 있음을 알 수 있었다.
본 연구의 목적은 붕소 중성자 포획 치료 시 집적된 붕소 영역에서 중성자 선속의 변화와 그에 따른 방출된 즉발 감마선의 검출 시뮬레이션을 통하여 치료 영역에 대한 영상화의 가능성을 확인하고자 함이다. 전산 모사를 통하여 (1) 붕소 유무에 따른 중성자의 영향, (2) 내부와 외부에서의 즉발 감마선량 검출, (3) 즉발 감마선에 대한 에너지 스펙트럼 검출을 수행하였다. 모든 전산 모사는 Monte Carlo n-particle extended (MCNPX, Ver.2.6.0, Los Alamos National Laboratory, Los Alamos, NM, USA)를 이용하여 가상의 물 팬텀과 열중성자(thermal neutron) 소스, 붕소 영역을 지정하였다. 열중성자의 에너지는 1 eV 이하의 에너지였으며 선속은 2,000,000 n/sec.로 설정하였다. 이 때, 발생된 즉발 감마선의 검출은 물 팬텀과 수직 방향으로 위치시키고 납으로 둘러싸인 lutetium-yttrium oxyorthosilicate (Lu0,6Y1,4Si0,5:Ce; LYSO) 섬광체 검출기를 이용하였다. 붕소가 존재하는 영역인 5 cm 깊이에서의 28 분할로서 대략 0.18 cm의 bin을 도출하여 붕소 영역의 얕은 깊이에서부터 급격하게 저하되는 것을 확인하였다. 또한 붕소 영역이 시작되는 지점인 9 cm 깊이에서 감마선의 피크 레벨을 확인하였다. 그리고 478 keV 지점에서 정확한 즉발 감마선 피크가 관찰되는 것을 확인하였다. 478 keV의 즉발 감마선 피크는 41 keV의 반치폭으로 에너지 분해능 값은 8.5%로 측정되었다. 결론적으로 붕소 중성자 포획 치료 시 발생되는 즉발 감마선의 계측으로 치료가 행해지는 부위를 감마 카메라 또는 단일 광자 방출 단층 촬영 기기에서 영상화할 수 있는 가능성을 확인하였다.
방사선 영상장치는 방사능 누출사고의 조기처리 및 확산 피해 최소화에 필수적인 장비이며, 가까운 미래에 빅마켓으로 성장될 원전폐로 분야에서도 중요한 역할을 담당할 것으로 예상된다. 현재까지 개발된 방사선 영상장치는 방사선 오염원의 위치를 방향 정보만으로 탐지하여 가시화하고 있고 방사선원의 거리 측정은 불가능한 실정이다. 본 논문에서는 스테레오 카메라 원리를 적용하여 방사선원의 3차원 위치정보를 추출할 수 있는 새로운 기법의 방사선 3차원 영상장치의 구현에 대해 연구하였다. 한 대의 방사선 센서와 CCD 카메라, 그리고 팬틸의 컴팩트한 구성으로 설계된 방사선 3차원 영상장치(K3-RIS)는 위치변환 제어에 의한 스테레오 방사선 영상 취득과 연속모드 제어 및 고속 스테레오 영상정보처리 기능이 특징이다. 개발한 장치의 기능검증을 위해 감마 방사선원(Cs-137)을 대상으로 실험을 수행한 결과 선원간의 거리와 무관하게 3% 이하의 거리측정 오차를 확인하였다.
As nuclear industry has been developed, a various types of radiological contamination has occurred. After 9.11 terror in U.S.A., it has been concerned that terrorists' active area has been enlarged to use nuclear or radioactive substance. Recently, the most powerful earth-quake stroke, which triggered a massive tsunami in Japan and then Fukushima nuclear power plant reactor has suffered from a serious accident in history. The Fukushima reactor accident has occurred an anxiety of radiation leaks and about 170,000 people have been evacuated from the accidental area near the nuclear power plant. For these reasons, a social chaos can be occurred if radiological contamination occurs to the supply system for the drinking water. As such, the establishment of the radiation monitoring system for the city main water system is compelling for the national security. In this study, a feasibility test of radiation monitoring system which consists of unified hybrid-type radiation detectors was experimented for multi detection system by using gamma-ray imaging. The hybrid-type radiation sensors were fabricated with CsI(Tl) scintillators and photodiodes. A preamplifier and amplifier was also fabricated and assembled with the sensor in the shielding case. For the preliminary test of detection of radiological contamination in the river, multi CsI(Tl)-PIN photodiode radiation detectors and $^{137}Cs$ gamma-ray source were used. The DAQ was done by Linux based ROOT program and NI DAQ system with Labview program. The simulated contamination was assumed to be occurred at Gapcheon river in Daejeon city. Multi CsI(Tl)-PIN photodiode radiation detectors were positioned at the Gapcheon river side. Assuming that the radiological contaminations flows in the river the $^{137}Cs$ gamma-ray source has been moved and then, the contamination region was reconstructed.
Aboalatta, A.;Asad, J.;Humaid, M.;Musleh, H.;Shaat, S.K.K.;Ramadan, Kh;Sayyed, M.I.;Alajerami, Y.;Aldahoudi, N.
Nuclear Engineering and Technology
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제53권9호
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pp.3058-3067
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2021
Sodium zinc borate glasses doped with dysprosium and modified with different concentrations of barium oxide (0-50 mol %) were fabricated using the melting quenching technique. The structural properties of the prepared glass systems were characterized using XRD and FTIR methods. The absorption spectra of the prepared glasses were measured to determine their energy gap and their related optical properties. The density of the glasses and other physical parameters were also reported. Additionally, with the help of Photon Shielding and Dosimetry (PSD) software, we investigated the radiation shielding parameters of the prepared glass systems at different energy values. It was found that an increase in the density of the glasses by increasing the concentration of BaO significantly improved the gamma ray shielding ability of the samples. For practical results, a compatible irradiation set up was designed to check the shielding capability of the obtained glasses using a gamma ray source at 662 keV. The experimentally obtained results strongly agreed with the data obtained by PDS software at the same energy. These results demonstrated that the investigated glass system is a good candidate for several radiation shielding applications when comparing it with other commercial shielding glasses and concretes.
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[게시일 2004년 10월 1일]
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