• Journal of Radiation Protection and Research
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• 제42권1호
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• pp.48-55
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• 2017

Background: Simultaneous detection of neutrons and gamma rays have become much more practicable, by taking advantage of good gamma-ray discrimination properties using pulse shape discrimination (PSD) technique. Recently, we introduced a commercial CLYC system in Korea, and performed an initial characterization and simulation studies for the CLYC detector system to provide references for the future implementation of the dual-mode scintillator system in various studies and applications. Materials and Methods: We evaluated a CLYC detector with 95% $^6Li$ enrichment using various gamma-ray sources and a $^{252}Cf$ neutron source, with validation of our Monte Carlo simulation results via measurement experiments. Absolute full-energy peak efficiency values were calculated for gamma-ray sources and neutron source using MCNP6 and compared with measurement experiments of the calibration sources. In addition, behavioral characteristics of neutrons were validated by comparing simulations and experiments on neutron moderation with various polyethylene (PE) moderator thicknesses. Results and Discussion: Both results showed good agreements in overall characteristics of the gamma and neutron detection efficiencies, with consistent ~20% discrepancy. Furthermore, moderation of neutrons emitted from $^{252}Cf$ showed similarities between the simulation and the experiment, in terms of their relative ratios depending on the thickness of the PE moderator. Conclusion: A CLYC detector system was characterized for its energy resolution and detection efficiency, and Monte Carlo simulations on the detector system was validated experimentally. Validation of the simulation results in overall trend of the CLYC detector behavior will provide the fundamental basis and validity of follow-up Monte Carlo simulation studies for the development of our dual-particle imager using a rotational modulation collimator.

• 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.

• Journal of Radiation Protection and Research
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• 제43권1호
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• pp.20-28
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• 2018

Background: Heat energy produced in nuclear reactors and nuclear fuel cycle facilities interactions modifies the physical properties of the shielding materials containing water content. Therefore, in the present paper, effect of the heat on shielding effectiveness of the concretes is investigated for gamma and neutron. The mass attenuation coefficients, effective atomic numbers, fast neutron removal cross-section and exposure buildup factors. Materials and Methods: The mass attenuation coefficients, effective atomic numbers, fast neutron removal cross-section and exposure buildup factors of ordinary and heavy concretes were investigated using NIST data of XCOM program and Geometric Progression method. Results and Discussion: The improvement in shielding effectiveness for photon and reduction in fast neutron for ordinary concrete was observed. The change in the neutron shielding effectiveness was insignificant. Conclusion: The present investigation on interaction of gamma and neutron radiation would be very useful for assessment of shielding efficiency of the concrete used in high temperature applications such as reactors.

• Journal of Radiation Protection and Research
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• 제30권1호
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• pp.35-37
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• 2005

한국원자력연구소의 방사선 검출기 연구팀에서는 가스 전자 증폭기를 이용하여 고효율 중성자 검출기를 개발하고 있다. 이중 가스 전자 증폭기를 제작하였고 Ar/Isobutane 혼합기체에서 동작시켰다. 고효율 중성자 검출기에 적용하기 위해서 다중 가스 전자 증폭기 포일 양면에 중성자 변환 물질인 $^6Li$ 또는 $^{10}B$를 코팅하는 것이 고려되었다. 중성자 검출을 위한 박막의 최적화된 두께를 MCNP와 SRIM으로 계산하였다. 중성자 검출 효율은 박막을 구성하는 화합물과 박막 두께를 변화시키면서 계산하였다. 열중성자는 drift plate에 중성자 반응 박막을 입힌 GEM 검출기에 의해서 측정되있다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제56권2호
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• pp.666-672
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• 2024

In the present work, a new brick series based on the Vietnamese white clay minerals from the Bat Trang was fabricated to be applied in the radiation protection applications during the decommissioning of the nuclear power reactors. The bricks were constructed under various pressure rates varied from 7.61 MPa to 114.22 MPa. The influence of pressure rate on the physical and γ-ray shielding properties were investigated in the study. The experimental measurement for the material's density using the MH-300A density meter showed an enhancement in the prepared bricks' density by 22.5 % with increasing the applied pressure rate while the bricks' porosity reduced by 31.2 % when the pressure rate increased from 7.61 MPa to 114.22 MPa. The increase in the fabricated bricks density and the reduction in their porosities enhances the bricks' linear attenuation coefficients as measured by the NaI (Tl) detector along the energy range extended from 0.662 MeV to 1.332 MeV. The linear attenuation coefficient increased by 13.8 %, 17.6 %, 17.0 %, and 17.1 % at gamma ray energies of 0.662 MeV, 1.173 MeV, 1.252 MeV, and 1.332 MeV, respectively. The enhancement in the linear attenuation coefficient increases the bricks' radiation protection efficiency by 10.22 %, 14.48 %, 14.09 %, and 14.26 % at gamma ray energies of 0.662 MeV, 1.173 MeV, 1.252 MeV, and 1.332 MeV, respectively.

• Journal of Radiation Protection and Research
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• 제39권1호
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• pp.46-53
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• 2014

방사선사고 시 내부오염 평가대상의 범위는 성인뿐만 아니라 소아까지 전 연령층으로 확대된다. 본 연구에서는 전신계수기의 측정 정확도를 향상시키기 위해 측정대상의 인체 크기와 측정 위치에 따른 계수효율을 평가하였다. 본 연구에서는 한국원자력의학원에서 사용하는 전신계수기인 FASTSCAN에 대해 방사선수송코드를 이용하여 전산 모사하였다. 측정한 계수효율과 계산한 계수효율의 상대편중은 4세 소아의 경우 2% 이하이였으며, 성인의 경우에도 5% 이하로 일치하였다. 측정 대상의 키가 작을수록 검출기와의 거리가 멀어지는 문제를 보완하고 인체 크기에 따른 계수효율의 일관적인 경향성을 도출하기 위해, 측정대상의 측정 위치를 조절하여 전신계수기의 계수효율을 평가하였다. 조절된 측정 위치에서의 전신계수기 계수효율을 바탕으로 측정 대상의 인체 크기 차이에 의한 내부오염도 평가 시 측정 오차를 줄일 수 있는 인체 크기 보정인자를 도출하였다. 도출된 보정인자는 전신계수기 측정결과에 곱하여 측정대상의 내부오염도를 쉽게 평가할 수 있으며, 궁극적으로 방사선사고 시 전신계수기를 이용한 내부오염도의 측정 정확도를 크게 향상시킬 수 있을 것이다.

• 대한방사선기술학회지:방사선기술과학
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• 제34권2호
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• pp.141-147
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• 2011

의료방사선 차폐체로 납과 같은 차폐효과를 가지는 동시에, 납과 동일한 경제성과 가공성을 지니고 있어 의료방사선 방어복인 에이프런(Apron)을 제작할 수 있는 납 대체물질을 시트형태로 개발하고자 연구하였다. 이는 의료 환경에 친환경 방사선 차폐시트로 제작하여 1차 실험과 동일한 조건에서 황산바륨의 충전률을 높이고 제작 시트의 유연성을 확보하기 위해 토르말린(Tourmaline)을 실리콘 폴리머에 첨가하여 차폐율과 시트의 가공성을 높이고자 하였다. 실험결과 저에너지에서는 5 mm에서 고에너지에서는 7 mm에서 실용적인 차폐효과가 있었으며, 황산바륨만을 충전했을 때보다는 제작시트의 유연성과 충전률이 다소 높은 결과를 얻을 수 있었으나, 독립적인 방사선 차폐효과의 토르말린 효과는 크지 않아 차폐율의 큰 변화는 기대할 수 없었다. 다만, 향후 차폐 시트 제작의 혼합과정의 재현성과 황산바륨의 혼합과 분산과정의 충전율과 공극률을 정량적으로 평가할 수 있는 연구가 지속되어야 할 것으로 사료된다.

• 한국방사선학회논문지
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• 제17권3호
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• pp.449-457
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• 2023

방사선 감수성이 높은 부위의 방사선 검사 시 피폭선량 감소를 위해 사용하는 차폐체가 조사야에 포함될 경우 방사선 영상에서 밝게 표현되며 영상 정보의 손실이 발생한다. 영상 정보의 손실은 진단과 치료에 제한점을 주며 재촬영이 필요할 경우, 불필요한 방사선에 노출될 수 있다. 본 논문에서는 수용성 요오드 조영제와 물을 혼합한 다양한 농도의 차폐체를 제작하여 영상 손실을 최소화하면서 기존 차폐체와 동등한 차폐 효과를 발생하는 방사성 방호 차폐체를 연구하고자 하였다. 차폐체는 물 100 ml, 수용성 요오드 조영제 100 ml, 수용성 요오드 조영제와 물을 20 : 80, 40 : 60, 60 : 40, 80 : 20 비율로 각각 100 ml를 제작했다. 차폐 효율을 측정하기 위해서 차폐체를 가로 9.5 cm, 세로 9.5cm의 플라스틱 용기에 약 1.5 cm 높이로 담고 흡수선량 감쇠율을 평가하였다. 조사 조건은 골반 촬영 조건을 기준으로 5회 반복 측정하였고 측정한 조사선량 값을 흡수선량 값으로 변환한 뒤 평균값을 산출 비교하였다. 영상 정보 손실 정도는 팬텀의 골반강 부위를 차폐하고 획득한 영상을 근골격 전문의 2명과 방사선사 8명이 주요 해부학적 구조물의 관찰 정도를 평가 후 선택하였다. 또한 차폐한 부위의 영상에서 표현되는 골격과 가스의 신호 강도 차이를 분석한 결과 방사선 감쇠 효율성은 수용성 요오드 조영제의 비율이 높을수록 높은 차폐 효율을 나타냈다. 영상 정보의 손실 평가에서 평가자들은 수용성 요오드 조영제 20 ml 혼합물에서 해부학적 구조물의 관찰이 용이하다 평가하였으며 60 ml 이상의 혼합물에서는 구조물의 관찰이 불가능하였다. 골격과 가스의 신호강도 차이는 p < 0.001로 평균값의 차이가 유의미한 차이가 있었으며, 조영제의 농도가 높을수록 신호 강도의 차이는 적었다. 수용성 요오드 조영제 차폐체는 방사선 감쇠 효율이 기존의 차폐체 보다 떨어지지만, 차폐체가 관찰하는 목적부위 이거나 가까이 위치하여 차폐체를 적용하지 못하는 경우에 사용한다면, 영상 손실을 최소화하며 보다 더 적극적인 방사선 방호의 역할을 수행할 수 있다.

• 대한방사선방어학회:학술대회논문집
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• 대한방사선방어학회 2009년도 춘계 학술발표
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• pp.152-153
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• 2009

• 방사선산업학회지
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• 제9권2호
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• pp.103-109
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• 2015

More recently, companies that have obtained permission to use radioactive materials or radiation device and registered radiation workers have increased by 10% and 4% respectively. The increased use of radiation could have an effect on radiation safety control. However, there is not nearly enough manpower and budget compared to the number of workers and facilities. This paper will suggest a counteroffer thought analyzing pending issues. The results of this paper indicate that there are 47 and 31.3 workers per radiation protection officer in educational and research institutes, respectively. There are 20.1 persons per RPO in hospitals, even though there are 2 RPOs appointed. Those with a special license as a radioisotope handler were ruled out as possible managers because medical doctors who have a special license for radioisotope handling normally have no experience with radiation safety. The number of staff members and budget have been insufficient for safety control at most educational and research institutes. It is necessary to build an optimized safety control system for effective Radiation Safety Control. This will reduce the risk factor of safety, and a few RPOs can be supplied for efficiency and convenience.