• 에너지공학
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• 제13권2호
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• pp.93-100
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• 2004

간접법을 이용한 표면오염도 측정 시 시료채취와 동시에 방사선 검출이 가능한 스메어 매체를 제조하고 성능을 평가하였다. 스메어 매체는 무기섬광체를 고분자 막에 함침시킨 것으로서, 용매로는 디메틸포름아마이드(DMF)와 메틸렌클로라이드(MC) 그리고 고분자 소재로서 폴리설폰(PSF)을 사용하였고, 무기섬광체는 CAYS(cerium activated yttrium silicate)를 사용하였다. 함침막은 단일 및 이중구조로 제조하였고, 물. 메타놀 등 비용매성 욕조에 침지하거나 용매 증발을 통하여 고형화하여 특성을 비교하였다. 방사선과의 상호작용에 의하여 무기섬광물질 함침막으로부터 방출되는 광자의 계측은 광전증배관과 고전압원, 증폭기. 계수기로 구성된 원형계수기를 사용하였다. $^{14}$ C표면오염에 대해 무기섬광 함침막을 이용해 얻은 계수율을 통상의 저준위 알파/베타 계수기로 얻은 결과와 비교할 때 상대 감도가 약 50%로 나타났다. 또한, 계수효율이 상대적으로 낮았지만 저에너지 베타선 방출핵종인 $^3$H표면오염도측정이 가능하다는 것을 확인하였다.

• 한국방사선학회논문지
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• 제13권6호
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• pp.847-856
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• 2019

오늘날 경제의 발전과 함께 여러 가지 환경 문제가 발생했다. 자연스레 사람들은 환경에 대한 관심이 높아졌으며 특히 식수에 대한 안전성과 오염도 조사에 대한 중요성이 부각되고 있다. 우리나라 국민들이 식수로 이용하는 지하수에서 우라늄 및 ²²²Rn 이 다수 지역에서 검출되고 있다. 따라서 이 연구는 지하수 내포함된 ²²²Rn 농도를 측정하는데 보다 정확한 측정을 위한 방법을 알아보고자 한다. 실험은 알파, 베타 펄스의 분석이 용이한 펄스파형분석 기능을 가진 저 준위 액체섬광계수기를 이용하여 실험하였다. 지하수 시료와 혼합하는 섬광체의 조제, 유효기간은 시간이 지날수록 검출값은 낮아지고, 에너지 스펙트럼도 낮은 쪽으로 channel 이동이 있었다. 섬광체의 구입시기가 오래 될수록, 개봉한 후 방치시간이 지날수록 검출값이 낮아짐을 확인했다. 사용목적이 다른 섬광체를 사용했을 경우 channel 이동으로 에너지를 확인할 수 있다.

• Journal of Radiation Protection and Research
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• 제28권3호
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• pp.183-187
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• 2003

컴프턴 산란 실험을 수행하기 위해 $M{\ddot{o}}ssbauer$ 선원용 콜리메이터를 제작하였다. 콜리메이터 제작에 앞서 방사선량 평가를 위해 조사선량을 계산하였고, 동일 위치에서 GM 계측기를 이용해 측정을 수행하였다. 계산 및 실험결과는 잘 일치하였다. 10 cm에서의 조사선량률이 2 mR/h 정도이므로 SUS303을 사용하여 콜리메이터를 제작하였다. 콜리메이터의 35 mm, 65 mm Hole에서 방출되는 방사선을 4' 감마카메라를 사용해 측정하여 감마카메라 위치에서 2차원 방사선 영상을 얻을 수 있었다. 감마카메라 위치에서 콜리메이터의 집속 크기는 각각 8.0 mm, 5.8 mm로 측정되었다.

• 방사선산업학회지
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• 제5권4호
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• pp.313-316
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• 2011

[$^{18}F$]FDG (2-[$^{18}F$] Fluoro-2-deoxy-D-Glucose), which is required Automated Synthetic Module for production, is most often used Radiopharmaceuticals in nuclear medicine. In this study, an Automated Synthesis Module was developed to produce FDG in two consecutive time when F-18 feds continuously by modifying a domestic FDG Automated Synthetic Module on structural geometry and control system. The results were showed that the Average Synthesis Yields on the developed Automated Synthetic Module were $45{\pm}3%$ (n=20), $50{\pm}3%$ (n=20) respectively. The Quality Control results, such as Radio TLC, Radiochemical purity, Gamma-counter, pH, LAL Test, Micro bacteria test, showed in same level with domestic [$^{18}F$]FDG Auto-Synthetic modules. Therefore, if some features were improved by considering the components life time and appearance, commercial sales can be expected because of low price and easy maintenance compared with foreign products.

• Journal of Radiation Protection and Research
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• 제34권3호
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• pp.129-136
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• 2009

국내 원전의 계획예방정비기간 중에 원자로계통의 개방과정에서 원자로건물내 공기 중으로 누설된 $^{131}I$의 체내 흡입으로 원전종사자의 내부피폭이 발생하였다. 이에 따라 원전에서 보유하고 있는 전신계측기(Whole body counter)를 이용하여 내부방사능을 측정하였다. 이들 측정값을 근거로 국제방사선방호위원회(ICRP)의 내부피폭 선량평가 지침을 적용하여 섭취량을 산정하고, 내부 피폭 방사선량을 평가하였다. $^{131}I$은 체내에서 섭취와 배설이 빠르고 갑상선으로 재축적이 일어나기 때문에 섭취 후 측정시점에 따라 섭취량이 차이를 보였다. 또한 ICRP 간행물에서 $^{131}I$의 전선에 대한 섭취잔류분율 자료를 제공하고 있지 않아 갑상선 섭취잔류분율 자료를 이용함으로써 섭취량 평가에서 오차를 나타내었다. 이에 따라 수계산과정으로 섭취량을 산정하고 예탁유효선량을 평가하였다. 한편 전선에 대한 섭취잔류분율을 새로 계산하였으며, 이 결과를 검증하였다. 또한 국제적으로 이용되고 있는 내부 피폭 선량평가 전신코드들 이용하여 섭취량 산정과 내부피폭 선량평가 평가결과에 대한 비교 계산이 병행하여 이루어졌다.

• Journal of Radiation Protection and Research
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• 제34권2호
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• pp.55-64
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• 2009

In a pressurized heavy water reactor (PHWR), radiation workers who have access to radiation controlled areas submit their urine samples to health physicists periodically; internal radiation exposure is evaluated by the monitoring of these urine samples. Internal radiation exposure at PHWRs accounts for approximately 20 $\sim$ 40% of total radiation exposure; most internal radiation exposure is attributed to tritium. Carbon-14 is not a dominant nuclide in the radiation exposure of workers, but it is one potential nuclide to be necessarily monitored. Carbon-14 is a low energy beta emitter and passes relatively easily into the body of workers by inhalation because its dominant chemical form is radioactive carbon dioxide ($^{14}CO_2$). Most inhaled carbon-14 is rapidly exhaled from the worker's body, but a small amount of carbon-14 remains inside the body and is excreted by urine. In this study, a method for dual analysis of tritium and carbon-14 in urine samples of workers at nuclear power plants is developed and a method for internal dose assessment using its excretion rate result is established. As a result of the developed dual analysis of tritium and carbon-14 in urine samples of radiation workers who entered the high radiation field area at a PHWR, it was found that internal exposure to carbon-14 is unlikely to occur. In addition, through the urine counting results of radiation workers who participated in the open process of steam generators, it was found that the likelihood of internal exposure to either tritium or carbon-14 is extremely low at pressurized water reactors (PWRs).

• 한국산학기술학회논문지
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• 제11권3호
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• pp.802-807
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• 2010

산업용 컴퓨터를 포한한 다양한 형태의 공작기계나 자동화 시스템의 배전반이나 제어 패널을 고효율적으로 냉각시킬 수 있는 시스템은 매우 중요한 요소이다. 따라서 이러한 냉각장치는 산업용 로봇, 수치제어 공작기계 등과 같은, 다양한 산업용 시스템에 널리 사용되고 있다. 본 연구에서는 패널 내부를 순환하는 공기를 강제적으로 유동시키는 냉각방식을 채택하여 효과적인 패널 냉각을 위한 대향류형 냉각장치를 개발하였다. 본 연구를 통하여 효과적인 냉각장치를 위한 핀 어셈블리를 개발하여 제어용 패널에 적용한 결과, 기존의 시스템에 비하여 냉각 성능과 열교환율이 개선된 결과를 확인할 수 있었다. 연구에 적용된 상용의 시스템에 비해 공기의 유동량은 약 20% 정도 증가하는 현상을 보였고, 열교환량은 약 2배 이상 증가하는 현상을 확인할 수 있었다.

• 분석과학
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• 제24권6호
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• pp.414-420
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• 2011

본 연구에서는 알파선, 베타선 및 감마선 방출 핵종에 대한 검출기를 선정하여, 방사성 시료의 핵종분석을 위한 방사선 측정 시스템을 연구하고 구성하였다. 그리고 알파, 베타 및 감마 측정 시스템에 대한 검출효율을 교정하였다. 방사선 검출기에 대한 안정도를 확보하기 위해 품질관리 프로그램이 확립되었다. 또한 분석결과에 대한 신뢰도를 확보하기 위해 시료유형에 따른 최소검출방사능을 구하였다.

• Journal of Radiation Protection and Research
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• 제10권2호
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• pp.130-136
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• 1985

전자포획 핵종인 $^{133}Ba$ 용액의 방사능 측정이 ${\beta}-{\gamma}$ 동시계수 방법에 의하여 수행되었다. $4{\pi}$ 비례계수기와 두개의 NaI(Tl) 섬광검출기를 사용하여 베타, 감마 및 동시계수 채널에서 계수율을 측정하였다. 효율외삽법으로 산출된 용액의 비 방사능은 기준시간(1984년 3월 15일 0시, UT)에 대하여 $(1151.01{\pm})2.99)\;kBq{\cdot}g^{-1}$이었다. 국제도량형국이 주관한 방사능 측정의 국제비교에 의하면, 이 결과는 그 비교에서 얻어진 평균값에 대하여 약 0.84%의 차이를 나타냈다.

• 대한방사선기술학회지:방사선기술과학
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• 제41권5호
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• pp.437-444
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• 2018

Whole-Body counters have been used to evaluate the internal contamination of gamma emitting radionuclides. Among the whole-body counters used in domestic nuclear facilities, Fastscan made by CANBERRA contains 2 NaI(Tl) detectors and is generally used to monitor the primary internal exposure. It has the advantage of achieving MDA even with short time measurements. Accuscan is a bed type, and has good energy resolution because it is composed of HPGe detector. Since the Accuscan with better energy resolution than Fastscan has better able to identify radionuclides, it is used to monitor secondary internal exposure. Some nuclear facilities have only Fastscan. We analyzed statistically whether Fastscan is enough to ensure accuracy and precision comparing with Accuscan. To do this, we prepared a CRM created by the Korea Research Institute of Standards and Science. We also obtained the data of 6 Fastscans and 5 Accuscans in domestic nuclear facilities. As a result of the study, although Fastscan compared with Accuscan is not as accurate as the Accuscan, the precision is statistically same. However, accuracy of Fastscan is in compliance with international standards except low energy range. In terms of accuracy and precision except radionuclides emitting low energy, it is possible to measure radioactivity inside workers even in nuclear facilities where only Fastscan is used.