• Nuclear Engineering and Technology
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• 제51권3호
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• pp.784-791
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• 2019

In the present study, a series of tungsten austenitic stainless steel alloys have been developed by interchanging the molybdenum in standard SS316 by tungsten. This was done to minimize the long-life residual activation occurred in molybdenum and nickel after decommissioning of the power plant. The microstructure and mechanical properties of the prepared alloys are determined. For the sake of increasing multifunction property of such series of tungsten-based austenitic stainless steel alloys, gamma shielding properties were studied experimentally by means of NaI(Tl) detector and theoretically calculated by using the XCOM program. Moreover, fast neutrons macroscopic removal cross-section been calculated. The obtained combined mechanical, structural and shielding properties indicated that the modified austenitic stainless steel sample containing 1.79% tungsten and 0.64% molybdenum has preferable properties among all other investigated samples in comparison with the standard SS316. These properties nominate this new composition in several nuclear application domains such as, nuclear shielding domain.

• 대한핵의학회지
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• 제32권4호
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• pp.365-373
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• 1998

목적: 일반 감마카메라는 그 크기(${\sim}500mm$ 폭)가 전신영상 획득에 적합하도록 설계되어있어 유방영상 획득에는 비 이상적이다. 이 연구의 목적은 물리적 영상 저하요인인 배후 방사능과 광자감쇠 효과를 최소화하여 높은 공간분해능과 시스템 민감도를 가지며 유방영상에 적합하도록 소형화된 저가-고성능유방암 진단전용 소형 감마카메라 개발이다. 대상 및 방법: 크기가 $60 mm{\times}60 mm{\times}6 mm$인 NaI(T1) 섬광결정을 위치민감형 광전자증배관에 접합시켜 감마선 측정신호인 $X^+,\;X^-,\;Y^+,\;Y^-$를 얻은 다음, 증폭기 등을 포함한 전자회로(nuclear instrument modules, NIM)를 통하여 검출기로부터 발생하는 위치신호와 트리거 신호를 처리하였다. 이 신호들을 아날로그-디지털 변환기와 앵거로직을 사용하여 분석한 후 감마카메라 영상을 구성하여 일반 개인용컴퓨터에 표현하는 시스템을 개발하였다. 개발된 감마카메라의 1차적인 성능을 평가하기 위해 Tc-99m 점선원을 이용하여 내인성 계수율과 플러드 영상을 획득하였다. 또한 일정간격의 구멍이 있는 구멍 마스크와 직경 2, 3, 4, 5, 6, 7 mm 크기의 구모양에 방사능 용액을 채울 수 있는 유방모형을 제작하여 평행구멍형조준기를 장착하고 영상을 획득하였다. 결과: 개발된 감마카메라는 약 $8{\times}10^3 counts/sec/{\mu}Ci$의 계수율을 보였으며, 공간왜곡은 관찰되나 양질의 플러드 영상과 구멍 마스크 영상을 획득할 수 있었고, 유방모형에 위치한 방사능 분포를 정확하게 영상화할 수 있을 뿐 아니라 최소 2 mm의 방사능 위치를 판별할 수 있는 영상을 획득하였다. 결론: NaI(T1)-위치민감형 광전자증배관를 이용하여 유방영상에 적합한 소형감마카메라를 개발하였다. 추후 선형성, 장균일도 및 불응시간에 대한 보정 알고리즘을 완성하여 적용하고, 정상작동 여부를 검사하기 위한 정도관리 방법을 설정하면, 유방 신티그라피의 정확도를 높이는데 기여할 것이다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제48권5호
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• pp.1230-1236
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• 2016

This study aims to determine the effect of fly ash with a high replacing ratio of clay on the radiation shielding properties of bricks. Some interaction parameters (mass attenuation coefficients, half value layer, effective atomic number, effective electron density, and absorption efficiency) of clay fly ash bricks were measured with a NaI(Tl) detector at 661.6 keV, 1,173.2 keV, and 1,332.5 keV. For the investigation of their shielding behavior, fly ash bricks were molded using an admixture to clay. A narrow beam transmission geometry condition was used for the measurements. The measured values of these parameters were found in good agreement with the theoretical calculations. The elemental compositions of the clay fly ash bricks were analyzed by using an energy dispersive X-ray fluorescence spectrometer. At selected energies the values of the effective atomic numbers and effective electron densities showed a very modest variation with the composition of the fly ash. This seems to be due to the similarity of their elemental compositions. The obtained results were also compared with concrete, in order to study the effect of fly ash content on the radiation shielding properties of clay fly ash bricks. The clay fly ash bricks showed good shielding properties for moderate energy gamma rays. Therefore, these bricks are feasible and eco-friendly compared with traditional clay bricks used for construction.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제53권8호
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• pp.2640-2645
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• 2021

We report the development of a gamma-ray imaging device, named Large-Area Hybrid Gamma Imager (LAHGI), featuring high imaging sensitivity and good imaging resolution over a broad energy range. A hybrid collimation method, which combines mechanical and electronic collimation, is employed for a stable imaging performance based on large-area scintillation detectors for high imaging sensitivity. The system comprises two monolithic position-sensitive NaI(Tl) scintillation detectors with a crystal area of 27 × 27 cm² and a tungsten coded aperture mask with a modified uniformly redundant array (MURA) pattern. The performance of the system was evaluated under several source conditions. The system showed good imaging resolution (i.e., 6.0-8.9° FWHM) for the entire energy range of 59.5-1330 keV considered in the present study. It also showed very high imaging sensitivity, successfully imaging a 253 µCi ¹³⁷Cs source located 15 m away in 1 min; this performance is notable considering that the dose rate at the front surface of the system, due to the existence of the ¹³⁷Cs source, was only 0.003 µSv/h, which corresponds to ~3% of the background level.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제56권7호
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• pp.2489-2497
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• 2024

The current study aims to develop new clay bricks doped with metallic waste for radiation shielding applications. The aforementioned new bricks were fabricated with various metallic waste concentrations under a pressure rate reaching ≈114 MPa and firing temperature of 1100 ℃. The impacts of the metallic waste and the firing temperature on the developed brick samples' physical, radiation shielding, and structural properties were studied. In order to identify the fabricated bricks' mineral content, the X-ray diffraction pattern was used. Additionally, the fabricated bricks' porosity and density were experimentally determined, where the porosity was reduced by 28.03%, while their densities increased by ≈ 10.5% by raising the concentration of metallic waste. The linear attenuation coefficient (LAC) for the developed brick was investigated experimentally using a NaI (Tl) scintillation detector over the 0.033-1.408 MeV energy interval. The measured LAC values were enhanced by increasing the concentrations of metallic waste within the fabricated bricks over the examined energy interval. The fabricated brick's LAC enhancement improves the gamma-ray shielding characteristics. Therefore, the fabricated bricks are a cheap and suitable choice for radiation protection applications.

• 대한화학회지
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• 제21권6호
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• pp.427-433
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• 1977

강물 시료속에 함유된 크롬, 철, 란탄, 스칸듐 및 아연의 함량을 방사화 분석법으로 동시정량하는 방법을 확립하였다. 10ml의 강물 시료를 사전 처리없이 석영관 속에 밀봉한 다음 열중성자속이 $1{\times}10^{13}n{\cdot}cm^{-2}{\cdot}sec^{-1}$인 곳에서 1주일간 조사하였다. 약 2일간 냉각시킨 후 시료 속에든 원소들을 0.1M 옥신의 클로로포름용액으로 여러 pH에서 연속적으로 추출하였다. 감마선 분광분석을 위하여 유기층을 800챈널 펄스높이 분석기에 연결된 $″3\;{\times}\;3″$ NaI (T1) 검출기로 계측하였다. 본분석법에 의하여 대부분의 강물 시료에 ppb 농도범위로 함유된 이들 원소들의 정량이 가능하였다. 추적자를 써서 이들 원소의 정량적 분리를 위한 연구를 수행하였다.

• 분석과학
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• 제18권1호
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• pp.59-65
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• 2005

방사능 준위가 낮은 시료의 경우에는 방사능 측정 시 많은 양의 시료가 요구되며, 시료량의 증가로 인하여 방출된 감마선이 시료 자체에서 산란되거나 흡수될 확률이 증가하게 되므로 검출기에 도달할 확률은 감소하게 된다. 이러한 자체흡수효과를 보정하기 위해서는 측정시료의 기하학적 조건 및 밀도에 따른 효율을 보정하여야 한다. 대부분의 측정에서 기하학적인 조건은 표준선원과 동일한 측정용기를 사용함으로서 해결될 수 있다. 그러나 다양한 종류의 폐기물을 측정대상으로 할 경우에는 측정시료와 동일한 기하학적 조건 및 밀도를 가지는 표준선원을 이용하여 효율을 결정한다는 것은 사실상 불가능하다. 다양한 측정 용기에 대하여 측정 시료의 밀도 차이에 따른 자체흡수효과를 비교하기 위하여 수용액 상태의 표준선원에 용해도가 높고 밀도가 큰 NaI를 첨가하면서 밀도차이에 따른 검출기의 효율 변화를 조사하였다. 모든 결과는 Monte Carlo 방법에 의한 계산결과와 비교하였으며, 500 keV 이하의 낮은 에너지 영역에서는 자체흡수효과에 대한 보정이 이루어지지 않을 경우 많은 오차가 발생한다는 것으로 확인하였다.

• 대한핵의학회지
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• 제33권1호
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• pp.100-109
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• 1999

목적: 핵의학장비를 구성하는 신호처리단의 전단증 폭기와 주증폭기는 방사선의 에너지 정보를 주는 펄스를 분석하는데 중요한 부분이다. 이러한 신호처리부분들은 대부분 크기가 표준화된 상용의 Nuclear Instrument Module (NIM)을 사용한파. 그러나, NIM은 이동형 감마프로브에 사용하기에는 너무 부피가 커서 부적합한 편이다. 이를 위해 본 연구는 이동형 감마프로브에 적합한 소형화된 전단증폭기와 주증폭기를 자체 제작하여 성능평가를 하였다. 대상 및 방법: 본 연구에서 제작된 전단증폭기는 전하민감형 전단증폭기였으며, 주증폭기는 capacitor resistor-resistor capcitor (CR-RC) 회로를 이용하여 제작되었다. 제작 후 성능평가를 위해 $2"{\times}2"$ NaI(T1) 섬광체가 부착된 EP-047 (Bicron Saint-Gobain/Norton Industrial Ceramics Co., Ohio, U.S.A) 검출기와 $1"{\times}1"$ NaI(T1) 섬광체가 부착된 R1535 (Ha-mamatsu Photonics K.K., Electron Tube Center, Shizuoka-ken, Japan) 검출기를 다중채널분석기인 AccuSpec/A (Canberra Industries Inc., Meriden Conneticut, U.S.A)를 이용 에너지 스펙트럼을 얻었다. NIM은 TC 145 (Oxford Instruments Inc., Oak Ridge, U.S.A)와 TC241 (Oxford Instruments Inc., Oak Ridge, U.S.A)을 이용하였다. 에너지 스펙트럼은 37 kBq ($1{\mu}Ci$) Cs-137과 2.96 MBq ($80{\mu}Ci$) Tc-99m의 방사선원을 이용하여 250초씩 얻었다. 결과: 자체 제작한 진단증폭기와 주증폭기를 EP-047 검출기와 연결하여 얻은 Tc-99m (140 keV)과 Cs-137 (662 keV)의 에너지 분해능은 각각 12.92%, 5.01%이었으며, R1535 검출기를 연결하여 얻은 Tc-99m과 Cs-137의 에너지 분해능은 각각 13.75%, 5.19%이었다. 그리고 NIM을 EP-047 검출기와 연결하여 얻은 Tc-99m과 Cs-137의 에너지 분해능은 14.6%, 718%이었으나, R1535 검출기를 연결하여 얻은 Cs-137 에너지 스펙트럼은 광봉우리 위치가 변화되어 안정되지 못하였고, Tc-99m의 에너지 스펙트럼은 쉽게 얻을 수 없었다. 결론: 본 연구에서 자체 제작한 전단증폭기와 주증폭기는 광증배관의 종류에 관계없이 우수한 성능을 보여주었다. 결론적으로, 본 연구에서 제작한 전단증폭기와 주증폭기는 소형화된 계수용 감마프로브와 영상용 감마프로브에 활용하는데 유용할 것이라고 사료된다.

• 방사선산업학회지
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• 제5권2호
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• pp.185-189
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• 2011

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.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제52권5호
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• pp.1029-1035
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• 2020

The detector suffers from pulse pileup by overlapping of the signals when it was used in high radiation fields. The pulse pileup deteriorates the energy spectrum and causes count losses due to random co-incidences, which might not resolve within the resolving time of the detection system. In this study, it is aimed to propose a new pulse pileup correction method. The proposed method is to correct the start point of the pileup pulse. The parameters are obtained from the fitted exponential curve using the peak point of the previous pulse and the start point of the pileup pulse. The amplitude at the corrected start point of the pileup pulse can be estimated by the peak time of the pileup pulse. The system is composed of a NaI (Tl) scintillation crystal, a photomultiplier tube, and an oscilloscope. A 61 μCi ¹³⁷Cs check-source was placed at a distance of 3 cm, 5 cm, and 10 cm, respectively. The gamma energy spectra for the radioisotope of ¹³⁷Cs were obtained to verify the proposed method. As a result, the correction of the pulse pileup through the proposed method shows a remarkable improvement of FWHM at 662 keV by 29, 39, and 7%, respectively.