The purpose of the study is to provide basic data for the management of individual exposure and the monitoring of natural radiation dose using D-Shuttle dosimeter (Chiyoda Technol Corporation, Tokyo, Japan). The dose was calculated using D-Shuttle dosimeter. The dose was 1.346 mSv when exposed for 400 days, the annual dose per year was 1.228 mSv/year and the average dose per hour was $0.014{\mu}Sv/hr$. Domestic individual external dose (1.295 mSv/year = Korea average natural individual external dose) and domestic additional dose per year is -0.0663 mSv/year. D-Shuttle is a personal dosimeter for radiation monitoring. It can be used as a very useful dosimeter for ALARA because of its excellent detection capability of radiation, real-time radiation exposure management, alarm function of radiation work, and efficient and easy to use personal radiation dose management.. Radiation monitoring equipment for radiation workers and local residents can be used for radiation monitoring in hospitals, industry, medical sites, nuclear accident areas and hazardous areas in non-destructive areas.
Na, Teresa W.;Kim, Han Soo;Yeon, Jei Won;Lee, Rena;Ha, Jang Ho
Journal of Radiation Industry
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v.5
no.2
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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.
Kim, Han-Soo;Ha, Jang-Ho;Park, Se-Hwan;Kim, Jung-Bok;Kim, Young-Kyun;Jin, Hyung-Ho
Journal of Radiation Protection and Research
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v.34
no.2
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pp.77-81
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2009
An Area Radiation Monitoring System (ARMS) ionization chamber, which had an 11.8 L active volume, was fabricated and performance-tested at KAERI. Low leakage currents, linearities at low and high dose rates were achieved from performance tests. The correlation coefficients between the ionization currents and the dose rates are 1 at high dose rate and 0.99 at low dose rate. In this study, an integration-type ARMS ionization chamber was tested over a year for an evaluation of its long-term stability at a radioisotope (RI) repository of the Young-gwang nuclear power plant. The standard deviation of dose rate of 1 day data and over a 100-days mean value were 6.2 $\mu$R/h and 2.9 $\mu$R/h, respectively. The fabricated ARMS ionization chamber showed stable performance from the results of the long-term tests. Design and performance characteristics of the fabricated ionization chamber for the ARMS from performance-tests are also addressed.
In recent years, the metal industry has become increasingly aware of an unwanted component in metal scrap-radioactive material. Worldwide, there have 38 instances where radioactive sources were unintentionally smelted in the course of recycling metal scrap. In some cases contaminated metal consumer products were distributed internationally. U.S. mill that have smelted a radioactive source face costs resulting from decontamination, waste disposal, and lost profits that range from 7 to 23 million U.S. dollars for each case. Despite radiation monitoring system does not provide 100% protection, POSCO has developed the system for the first time in the steel industry of KOREA.
Muhammad Saifullah ;Imran Sarwar Bajwa;Muhammad Ibrahim;Mutyyba Asgher
International Journal of Computer Science & Network Security
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v.23
no.5
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pp.135-147
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2023
Internet of things has revolutionaries every field of life due to the use of artificial intelligence within Machine Learning. It is successfully being used for the study of Radiation monitoring, prediction of Ultraviolet and Electromagnetic rays. However, there is no particular system available that can monitor and detect waves. Therefore, the present study designed in which IOT enables intelligence system based on machine learning was developed for the prediction of the radiation and their effects of human beings. Moreover, a sensor based system was installed in order to detect harmful radiation present in the environment and this system has the ability to alert the humans within the range of danger zone with a buzz, so that humans can move to a safer place. Along with this automatic sensor system; a self-created dataset was also created in which sensor values were recorded. Furthermore, in order to study the outcomes of the effect of these rays researchers used Support Vector Machine, Gaussian Naïve Bayes, Decision Trees, Extra Trees, Bagging Classifier, Random Forests, Logistic Regression and Adaptive Boosting Classifier were used. To sum up the whole discussion it is stated the results give high accuracy and prove that the proposed system is reliable and accurate for the detection and monitoring of waves. Furthermore, for the prediction of outcome, Adaptive Boosting Classifier has shown the best accuracy of 81.77% as compared with other classifiers.
The Transactions of the Korean Institute of Electrical Engineers P
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v.58
no.4
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pp.377-384
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2009
In this paper, leakage current sensing module of SoC(System on Chip)type and real time monitoring system under consideration of electromagnetic interface in power trunk line are developed. The first, leakage current sensing module of SoC type under consideration of electromagnetic interface is developed, and the developed sensing module of SoC type is composed of leakage sensing part, power supply part, interface part, communication part, AD(Alternating current to Direct current)convert part and amplification part. And also the electromagnetic compatibility is evaluated by conduction and radiation of EMI(Electromagnetic Interference) for developed sensing module. The developed system can have confidence, stability and do energy saving under mixed electric circumstance of the low voltage communication device and high voltage equipment. The second, the real time remote monitoring system is developed using designed wire and wireless communication module with leakage current sensing module of SoC type. The developed real time remote monitoring system can monitor sensing state, occurrence state of leakage current and alarm for each step etc.. And the device configuration, PCB layout for leakage current sensing module of system on chip type and the experiment configuration in consideration of EMI are presented. Also the measurement results of conduction and radiation for EMI are presented.
Proceedings of the Korean Institute of Information and Commucation Sciences Conference
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2013.05a
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pp.938-940
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2013
According to the increasing concern for the safety management of nuclear power plants, the growing need for the development of a monitoring system for the management. Smart revolution sparked the evolution of wireless networks and the spread of smart phones, smart pads and mobile-centric, as well as the change of life, injury, industrial growth, and the Internet economy. In this paper, a fusion of the latest smart technology to meet the traditional nuclear industry in the era of the smart revolution, radiation safety management system is proposed to Content Basic imaging and dose output data in real time, and provides basic monitoring functions required to manage the radiation safety.
Monitoring of environmental radioactivity is essential for ensuring the radiological safety of residents who live near nuclear power plants. Ulsan, South Korea, is surrounded by 16 nuclear power plants, the highest density in the country. In addition, the city contains facilities for conducting radiological nondestructive testing and using radioisotopes for medical purposes. It makes the confirmation of radiological safety particularly necessary. In this study, sampling points were selected based on regional characteristics, and surface water samples were pretreated and analyzed for gross beta and gamma radiation levels. In addition, the distribution of the city's gamma dose rate was determined using a mobile monitoring system and distribution visualization program. The results showed that there is no effect on the gross beta and gamma nuclides of artificial radionuclides, and the gamma dose rate of the entire region did not exceed the environmental radiation level in South Korea overall, confirming the radiological safety of the city.
Purpose: The current study investigates the feasibility of a platform for a nationwide dose monitoring system for dental radiography. The essential elements for an unerring system are also assessed. Materials and Methods: An intraoral radiographic machine with 14 X-ray generators and five sensors, 45 panoramic radiographic machines, and 23 cone-beam computed tomography (CBCT) models used in Korean dental clinics were surveyed to investigate the type of dose report. A main server for storing the dose data from each radiographic machine was prepared. The dose report transfer pathways from the radiographic machine to the main sever were constructed. An effective dose calculation method was created based on the machine specifications and the exposure parameters of three intraoral radiographic machines, five panoramic radiographic machines, and four CBCTs. A viewing system was developed for both dentists and patients to view the calculated effective dose. Each procedure and the main server were integrated into one system. Results: The dose data from each type of radiographic machine was successfully transferred to the main server and converted into an effective dose. The effective dose stored in the main server is automatically connected to a viewing program for dentist and patient access. Conclusion: A patient radiation dose monitoring system is feasible for dental clinics. Future research in cooperation with clinicians, industry, and radiologists is needed to ensure format convertibility for an efficient dose monitoring system to monitor unexpected radiation dose.
This contribution describes the application of HPGe detector for the airborne quantitative analysis. The hardware of the airborne HPGe system was designed from the commercial components with only exception of the newly designed AirHPGeSpec special software to control, measure and process the data. The system was calibrated for the local air kerma rates measured on helicopter board and its conversion to the air kerma rates at 1 m above the ground was proposed. Two examples of the air kerma rates measured over the former uranium mining areas are presented and compared with the results of other airborne system on the board. This airborne HPGe system could be also used for measuring the surface activities in a radiation event. The nuclides of 131I, 132Te - 132I, 133I, 134I, 135I, 137Cs, 134Cs, 88Rb and 103Ru were selected from possible nuclear power plant emergency scenarios. The Monte Carlo simulation was used to calculate HPGe detector efficiencies for the flight altitudes from 25 to 300 m for the energies from 300 keV to 3 MeV of the nuclides in question. Also, the detection limits according to the Currie method as well as ISO 11929-2010 for selected nuclides are presented.
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[게시일 2004년 10월 1일]
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