• Nuclear Engineering and Technology
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• 제56권1호
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• pp.335-339
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• 2024

Employees of nuclear medicine facilities performing medical procedures with the use of open radioactive sources require continuous detailed control of exposure to ionizing radiation. Thermoluminescent (TL) detectors placed in dosimeters: for the whole body, for lenses, ring and wrist dosimeters were used to assess exposure. The highest whole-body exposure of (1.70 ± 1.09) µSv/GBq was recorded in nurses administering radiopharmaceutical to patients. The highest exposure to lenses and fingers was recorded for employees of the quality control zone and it was (8.08 ± 2.84) µSv/GBq and a maximum of (1261.46 ± 338.93) µSv/GBq, respectively. Workers in the production zone received the highest doses on their hands, i.e. (175.67 ± 13.25) µSv/GBq. The measurements performed showed that the analyzed workers may be classified as exposure category A. Wrist dosimeters are not recommended for use in isotope laboratories due to underestimation of ionizing radiation doses. Appropriately selected shields, which significantly reduce the dose received by employees, must be used in isotope laboratories. Periodic measurements confirmed that the appropriate optimization of exposure reduces the radiation doses received by employees.

• 대한방사선방어학회:학술대회논문집
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• 대한방사선방어학회 2009년도 춘계 학술발표
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• pp.142-143
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• 2009

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• Journal of Radiation Protection and Research
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• 제47권3호
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• pp.134-142
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• 2022

Background: This study investigated the characteristics of optically stimulated luminescence dosimeters (OSLDs) with fully filled deep electron/hole traps in the kV energy ranges. Materials and Methods: The experimental group consisted of InLight nanoDots, whose deep electron/hole traps were fully filled with 5 kGy pre-irradiation (OSLD_exp), whereas the non-pre-irradiated OSLDs were arranged as a control group (OSLD_cont). Absorbed doses for 75, 80, 85, 90, 95, 100, and 105 kVp with 200 mA and 40 ms were measured and defined as the unit doses for each energy value. A bleaching device equipped with a 520-nm long-pass filter was used, and the strong beam mode was used to read out signal counts. The characteristics were investigated in terms of fading, dose sensitivities according to the accumulated doses, and dose linearity. Results and Discussion: In OSLD_exp, the average normalized counts (sensitivities) were 12.7%, 14.0%, 15.0%, 10.2%, 18.0%, 17.9%, and 17.3% higher compared with those in OSLD_cont for 75, 80, 90, 95, 100, and 105 kVp, respectively. The dose accumulation and bleaching time did not significantly alter the sensitivity, regardless of the filling of deep traps for all radiation qualities. Both OSLD_exp and OSLD_cont exhibited good linearity, by showing coefficients determination (R²) > 0.99. The OSL sensitivities can be increased by filling of deep electron/hole traps in the energy ranges between 75 and 105 kVp, and they exhibited no significant variations according to the bleaching time.

• 제어로봇시스템학회:학술대회논문집
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• 제어로봇시스템학회 2003년도 ICCAS
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• pp.1220-1224
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• 2003

In this paper, we measured the radiation dose of a fuel handling machine of the CANDU type Wolsong nuclear reactor directly during operation, in spite of the high radiation level. In this paper we will describe the sensor development, measurement techniques, and results of our study. For this study, we used specially developed semiconductor sensors and matching dosimetry techniques for the mixed radiation field. MOSFET dosimeters with a thin oxide, that are tuned to a high dose, were used to measure the ionizing radiation dose. Silicon diode dosimeters with an optimum area to thickness ratio were used for the radiation damage measurements. The sensors are able to distinguish neutrons from gamma/X-rays. To measure the radiation dose, electronic sensor modules were installed on two locations of the fuel handling machine. The measurements were performed throughout one reactor maintenance cycle. The resultant annual cumulative dose of gamma/X-rays on the two spots of the fuel handling machine were 18.47 Mrad and 76.50 Mrad, and those of the neutrons were 17.51 krad and 60.67 krad. The measured radiation level is high enough to degrade certain cable insulation materials that may result in electrical insulation failure.

• Journal of Radiation Protection and Research
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• 제46권3호
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• pp.106-111
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• 2021

Background: Crookes tube is utilized in junior high and high schools in Japan to study the character of electrons and current, and not for radiological education. There is no official guideline or regulation for these radiation source to the public. Therefore, most teachers have no information about the leakage of X-rays from Crookes tube. The peak energy of X-rays is approximately 20 keV, and it is impossible to measure using conventional survey meters. Materials and Methods: Each leakage dose of low energy X-rays from 38 Crookes tube in the education field, such as junior and senior high schools in Japan, was explored by the teachers in the school using radio-photoluminescence (RPL) dosimeters. Before and after the measurements, the dosimeters were sent by postal mails. Results and Discussion: At the exploration in this study, it was estimated that the 70 ㎛ dose equivalent, H_p(0.07) of X-rays from 31 Crookes tubes were smaller than 100 µSv in 10 minutes, at the distance of 1 m, where the Crookes tube was usually observed. However, the highest dose was estimated as 0.69 mSv by an equipment with the full power. Furthermore, one Crookes tube exhibited 0.62 mSv with minimum output power of the induction coil. This relatively large dose was reduced by the shorter distance of discharge electrodes of the induction coil. Conclusion: The leakage dose of low energy X-rays from 38 Crookes tube was explored using RPL dosimeters. It was estimated that the H_p(0.07) of X-rays from 31 Crookes tubes were smaller than 100 µSv in 10 minutes at the distance of 1 m, while some equipment radiated a higher dose. With this study, the provisional guideline for the safety operation of Crookes tube is established.

• Journal of Radiation Protection and Research
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• 제22권2호
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• pp.85-95
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• 1997

전통적으로 개인방사선감시에 열형광선량계와 필름배지가 공식개인선량계로 이용되어 왔고 현재까지도 여전히 가장 보편적으로 사용되고 있지만, 최근에는 Si 다이오드와 G-M관을 이용한 능동형 전자개인선량계가 개발 보급되고 있다. 전자개인선량계는 누적선량을 곧바로 알 수 있다는 분명한 장점을 가지고 있을 뿐만 아니라 선량률에 관한 정보도 제공하므로 높은 비용부담에도 불구하고 피폭관리의 용이함으로 인해 주목을 받고 있다. 이에 세 종류의 전자개인선량계 즉, EPD2, STEPHEN6000, PD-3i에 대하여 재현성, 정확성, 선형성, 에너지와 방향 의존성, 반응시간을 포함하는 선량계의 전반적인 성능을 실험적으로 평가한 후 판단기준으로 IEC standard 그리고 Ontario Hydro standard와 비교함으로써 전자개인선량계가 방사선방호의 핵심인 개인선량측정에 충분한 신뢰도를 제공하여 공식선량계로 적합한가를 논의하였다. STEPHEN6000 및 PD-3i는 표층선량 측정능력의 보완이 필요하였다.

• Journal of Radiation Protection and Research
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• 제24권3호
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• pp.143-154
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• 1999

Panasonic UD-809P 알비도 중성자 열형광선량계를 팬텀에 장착시켜 원자력발전소에서 중성자 개인선량당량을 측정하였다. 측정된 판독값으로부터 Panasonic 사의 사용자 매뉴얼에 제시되어 있는 방법을 이용하여 열중성자와 초열중성자 및 속중성자로 인한 개인선량당량을 평가하였다. 그 결과 열중성자 성분의 비율이 높은 원자력발전소에서는 속중성자로 인한 개인선량당량을 적절하게 평가할 수 없는 것으로 확인되었는데, 이는 열중성자로 인한 알비도 성분이 열형광선량계로 재입사 되는 양이 이론적인 값과 상당한 차이가 나기 때문인 것으로 추정되었다. 따라서 원자력발전소와 같이 열중성자 성분의 비율이 높은 조건에서 속중성자로 인한 중성자 개인선량당량을 평가하기 위하여 중성자 성분을 열중성자와 속중성자로 구분한 새로운 중성자 선량계산 알고리즘을 제안하였으며, 각각의 성분에 대한 개인선량당량과 교정인자, 민감도 인자 평가공식을 유도하였다.

• Journal of Radiation Protection and Research
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• 제21권2호
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• pp.131-138
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• 1996

본 논문에서는 1995년에 시행된 우리나라 최초의 개인선량판독 성능시험에 대한 방법 및 결과들을 기술하고 있다 성능시험은 ANSI N13.11-1993의 방법중 중성자를 제외한 7개의 범주에 한하여 실시하였다. 시험에 참가한 개인선량계는 1:l개 판독기관으로 부터 15종류이었다 한 종류 별로 총129개의 선량계가 제출되었는데 이는 한 범주 별로 15개씩 7범주와.24개의 컨트롤을 합한 것이다. 재시험을 포함한 총 시험범주 수는 144개이었고 제출된 선량계 수는 컨트롤 400개를 포함하여 총 2560개이었다. 이는 한 범주별로 15개씩 7개 범주와 15종류에 소요된 것과 재시험을 위한 39범주에 소요된 선량계 수를 합한 것이다. 절차서에 따라 결정된 각 범주의 성능지수는 판독선량과 부여선량으로 편중 값의 절대치와 표준편차의 합으로 계산되었다. 만약 어느 범주의 심부 또는 표층 선량당량(흡수선량)의 성능지수가 0.5 미만일 경우에는 해당범주는 합격으로 평가되었다. 시험결과 첫 번째 성능시험에서 전 범주를 합격한 기관은 전체의 54%. 두 번째 시험에서는 전체의 33% 그리고 세 번째 시험에서는 전체의 13%로 나타났다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제55권6호
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• pp.2283-2287
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• 2023

We propose in the present work how the reference glass dosimeters can be introduced, which reflects the user irradiation condition. The reference glass dosimeters are used for correcting the reader fluctuation by reading it with sample glass dosimeters at the same time. Since they can be used without annealing after irradiation for long periods, one should consider both the fading effect and the natural background dose accumulation quantitatively. We construct an empirical but practical formalism of evaluating the absorbed dose on the glass dosimeter with the fading effect and the natural background dose accumulation considered.

• Journal of Radiation Protection and Research
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• 제31권4호
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• pp.165-171
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• 2006

국내에서는 현재 물리적 인형 모의피폭체와 수십 개의 소형 MOSFET 선량계를 이용하여 유효선량(Effective Dose)을 실시간으로 정확하게 측정할 수 있는 시스템을 개발 중에 있다. 이때 사용되는 MOSFET 선량계는 그 크기가 매우 작으며, 상대적으로 높은 민감도를 가지고 선량을 실시간으로 측정할 수 있다는 장점이 있는 반면, 검출부위가 조직등가 물질이 아닌 실리콘으로 이루어져 있어 저에너지 광자에 대하여 적절한 보정이 필요하다. 본 연구에서는 몬테칼로 전산모사 방법을 사용하여 증기발생기 수실 내부의 에너지 스펙트럼에 대한 MOSFET 선량계의 선량보정인자 값들을 계산하였으며, 이렇게 계산된 보정인자 값들을 선행 연구에서 구한 값, 즉 0.662 MeV와 1.25 MeV의 광자만을 이용하여 구한 선량보정인자 값들과 비교하여 보았다. 비교 결과, 두 서로 다른 조건에서의 선량보정인자들은 큰 차이를 보이지 않았으며$(\leq1.5%)$, 따라서 선행 연구에서 구한 선량보정인자들을 원자력발전소의 증기발생기 수실에 그대로 적용하여도 큰 문제가 없음을 알 수 있었다. 또한, 증기발생기 수실에 대하여 결정된 선량보정인자들을 실측된 MOSFET 선량계의 선량값들에 적용하여 선량보정에 따라 유효선량이 어느 정도 변화하는 가를 확인한 결과, 유효선량은 선량보정인자를 적용할 경우가 적용하지 않을 경우에 비해 약 7% 정도 낮게 평가됨을 알 수 있었다.