• Biomedical Engineering Letters
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• 제8권4호
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• pp.383-392
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• 2018

For prompt gamma ray imaging for biomedical applications and environmental radiation monitoring, we propose herein a multiple-scattering Compton camera (MSCC). MSCC consists of three or more semiconductor layers with good energy resolution, and has potential for simultaneous detection and differentiation of multiple radio-isotopes based on the measured energies, as well as three-dimensional (3D) imaging of the radio-isotope distribution. In this study, we developed an analytic simulator and a 3D image generator for a MSCC, including the physical models of the radiation source emission and detection processes that can be utilized for geometry and performance prediction prior to the construction of a real system. The analytic simulator for a MSCC records coincidence detections of successive interactions in multiple detector layers. In the successive interaction processes, the emission direction of the incident gamma ray, the scattering angle, and the changed traveling path after the Compton scattering interaction in each detector, were determined by a conical surface uniform random number generator (RNG), and by a Klein-Nishina RNG. The 3D image generator has two functions: the recovery of the initial source energy spectrum and the 3D spatial distribution of the source. We evaluated the analytic simulator and image generator with two different energetic point radiation sources (Cs-137 and Co-60) and with an MSCC comprising three detector layers. The recovered initial energies of the incident radiations were well differentiated from the generated MSCC events. Correspondingly, we could obtain a multi-tracer image that combined the two differentiated images. The developed analytic simulator in this study emulated the randomness of the detection process of a multiple-scattering Compton camera, including the inherent degradation factors of the detectors, such as the limited spatial and energy resolutions. The Doppler-broadening effect owing to the momentum distribution of electrons in Compton scattering was not considered in the detection process because most interested isotopes for biomedical and environmental applications have high energies that are less sensitive to Doppler broadening. The analytic simulator and image generator for MSCC can be utilized to determine the optimal geometrical parameters, such as the distances between detectors and detector size, thus affecting the imaging performance of the Compton camera prior to the development of a real system.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제46권1호
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• pp.93-100
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• 2014

The paper deals with the application of radio isotopic non-destructive technique in the characterization of two industrial grade anion exchange resins Indion GS-300 and Indion-860. For the characterization of the two resins, $^{131}I$ and $^{82}Br$ were used as tracer isotopes to trace the kinetics of iodide and bromide ion-isotopic exchange reactions. It was observed that the values of specific reaction rate ($min^{-1}$), amount of iodide ion exchanged (mmol), initial rate of iodide ion exchange (mmol/min) and log $K_d$ were calculated as 0.328, 0.577, 0.189 and 19.7 respectively for Indion GS-300 resin, which was higher than the respective values of 0.180, 0.386, 0.070 and 17.0 calculated for Indion-860 resins when measured under identical experimental conditions. Also at a constant temperature of $40.0^{\circ}C$, as the concentration of labeled iodide ion solution increases 0.001 M to 0.004 M, the percentage of iodide ions exchanged increases from 75.16 % to 78.36 % for Indion GS-300 resins, which was higher than the increases from 49.65 % to 52.36 % compared to that obtained for Indion-860 resins. The overall results indicate that under identical experimental conditions, Indion GS-300 resins show superior performance over Indion-860 resins.

• 유체기계공업학회:학술대회논문집
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• 유체기계공업학회 2003년도 유체기계 연구개발 발표회 논문집
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• pp.502-507
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• 2003

The HANARO, multi-purpose research reactor, 30 MWth open-tank-in-pool type, is under normal operation since it reached the initial critical in February 1995. The HANARO is used for fuel performance tests, radio isotope productions, reactor material performance tests, silicone semiconductor productions and etc. Specially, the HANARO is planning to produce a fission moly-99 of radio isotopes, a mother nuclide of Tc-99m, a medical isotope and is under developing a target handling tool for loading and unloading those at a flow tube (OR-5). The target should be sufficiently cooled in the flow tube without an interference with the cooling of the others and an induction of extremely vibration. This topic is described an analectic analysis for the cooling characteristics of the fission moly-99 target to find the minimum cooling water. It was confirmed through the analysis results that the minimum cooling water, about 2.717 kg/s flew through the flow tube under the worst case that the guide tube got no perforating holes for cooling water to pass through the holes and that the target was safely cooled under about seventy percent (70%) of the maximum allowable temperature of the target.

• 대한환경공학회지
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• 제39권5호
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• pp.282-287
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• 2017

본 연구의 목적은 방사능 사고로 인한 오염물질 유입으로 인한 영향을 최소화하기 위한 제염제의 혼합확산장치 개발에 앞서 장치 가동으로 인한 혼합 및 확산영향을 예측하는데 있다. 유동특성분석을 위해 사용된 추적자는 방사성 동위원소는 Gy, To이며, 이를 검측하기 위해 2인치 NaI 방사선 검출기를 사용했다. 본 연구에 적용된 제염제 혼합확산장치의 임펠러는 3가지 type으로 제작하였다. 방사혼합형 임펠러는 상향류 흐름을 이용하여 수표면으로 확산이 가능하며, 최적의 조건을 찾기 위해 핀 구조를 조정하였다. 방사능 동위원소를 이용한 제염제 혼합확산장치의 유동특성을 분석한 결과, 모델별 혼합확산과 유동패턴특성을 획득하였다. Model 3 type은 별도의 Fin유도부와 보조 Fin이 구성되어 있어 다른 type의 임펠러보다 확산속도가 크고 완전혼합에 도달하는 시간이 짧게 나타났다.

• 핵의학기술
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• 제12권1호
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• pp.91-98
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• 2008

산업의 발달과 기술개발을 통해 양적이나 질적으로 많은 성장을 해오고 있다. 특히 연구 개발 또는 진단용 방사성동위원소 사용 및 생산은 국내 사이클로트론 보급이 확대됨에 따라 그 성장추세가 급격하게 이루어지고 있다. 방사성동위원소를 취급하는 기관으로는 병원, 발전소, 연구소, 교육기관 등이며, 이러한 시설은 급기보다 배기시설을 중요시 하는데, 이러한 시설에서 발생되는 방사능 오염물질이 외부로 방출될 경우 주변 환경을 오염시키기 때문에 원자력법에 의하여 배기되는 공기 중 방사능 농도를 규제하고 있다. 본 과제에서는 현재 국내병원들의 배기관리 실태파악 및 현황을 설명하고 이러한 운영현황이 규제기관인 한국원자력 안전기술원의 원자력법에서 규정한 배출관리 기준을 만족하는지에 대해 알아보고 개선과제를 도출하여 기준안을 마련하여야 할 것이다. 필터의 정의 및 pre filter, hepa filter, charcol filter의 특징과 구조에 대해 알아보고 RI filter 교체 절차와 주의할 사항을 알아보았다. 규제기관인 한국원자력안전기술원의 원자력법에서 규정한 배출관리 기준 및 RI filter의 교체주기의 기준을 제시하겠고 국내 의료기관의 RI배기관리 실태파악 및 현황을 설명하고 이러한 운영현황의 장단점을 비교분석하여 기준안을 제시하였다. 분당서울대학교병원이 도입한 RCMS 기능 및 타 의료기관에서 사용 중에 있는 디지털 차압 게이지를 PC와 연동하여 구동하는 시스템을 제시하였다. RI를 사용하는 의료기관들의 의료시스템은 21세기를 맞아 눈부시게 개혁되고 있다. 특히 방사선안전관리 분야도 국제적 변화에 발맞추어 세분화, 고도화, 첨단화로 급격한 기술변화에 거듭나고 있다. 그러나 현재의 배기관리 시스템은 과거의 형태에서 변화를 찾아 볼 수 없다. 우선 우리나라의 발전된 정보통신 기술을 적극 활용하여 RCMS 및 디지털 차압게이지를 이용한 시스템 기능을 강화하여 RI filter의 교체주기와 배출관리 규정의 두 마리 토끼를 잡아야 할 것이다. 본 과제에서는 지금까지 배기관리 시스템을 현장에서 사용하는 방사선안전관리자로서 현재의 문제점 및 개선안에 대한 개인적인 제안사항을 제시하였다. 이러한 제안은 보다 심도 깊은 검토과정을 거쳐추진을 할 필요가 있다고 판단된다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제54권12호
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• pp.4693-4697
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• 2022

Parylene coating was adopted on CdZnTe (CZT) detector as a mechanical protection layer after wet passivation with hydrogen peroxide (H₂O₂) and ammonium fluoride (NH₄F). Wet chemical passivant lose their effectiveness when exposed to the ambient conditions for a long time. Parylene coating could protect the effectiveness of passivation, by mechanically blocking the exposure to the ambient conditions. Stability of CZT detector was tested with the measurement of leakage current density and response to radio-isotopes. When the enough thickness of parylene (>100 ㎛) is adopted, parylene is a promising protection layer thereby ensuring the performance and long-term stability of CZT detectors.

• Journal of Astronomy and Space Sciences
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• 제19권1호
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• pp.7-18
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• 2002

대덕전파천문대의 구경 13.7m 전파망원경으로 오리온 분자운 OMc-1에 대한 CO 동위원소 관측을 실시하였다. 관측 중심은 적경 (1950) $5^{h}32^{m}47^{s}$, 적위 $-5^{circ}24'23"$이고, 이 지역을 중심으로 전체 $11'{\times}11'$ 영역에 대한 mapping을 수행하였다. 관측 결과 각 지점에서의 속도, 정점 온도, 적분 온도 등을 얻었고 이 값들을 이용하여 $^{13}CO\;와\;C^{18}O$의 광학적 깊이와 기둥밀도를 계산하였다. $^{13}CO$의 광학적 두께는 0.1~0.4, $C^{18}O$의 경우 0.01~0.03의 값을 나타내었다. 계산 된 $^{13}CO$와 $C^{18}O$의 기둥밀도로부터 $^{12}C$와 $^{13}C$의 존재비를 결정하여 약 2~60사이의 값을 가짐을 알 수 있었고, OMC-1 내에서$^{13}C/^{13}C$의 중심거리에 대한 변화는 뚜렷한 경향을 보이지 않음을 볼 수 있었다수 있었다

• 한국산학기술학회논문지
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• 제11권12호
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• pp.4819-4825
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• 2010

치과 진료에 사용되는 세라믹 재료들은 고유존재비에 따라 자연방사성 핵종을 포함하고 있다. 이 방사성 핵종들은 치과 진료를 통하여 세라믹 재료들이 인체에 시술됨에 따라 구강 내에서 내부 방사선 피폭을 일으키게 된다. 본 연구에서는 치과재료 속에 포함된 방사성 핵종에 의해 인체에 영향을 미칠 수 있는 영향을 평가하기 위하여 치과 재료용으로 흔히 사용되는 22종류의 세라믹 재료와 1종류의 temporary resin 및 2종류의 glass ionomer cement에 대하여 전$\beta$ 방사능을 측정하였다. 측정 결과 치과 세라믹 재료의 전$\beta$ 방사능은 1.317 ~ 2.935 Bq/g 이었으며, 세라믹 재료 평균 전$\beta$ 방사능 농도는 2.379 Bq/g이었다. 세라믹 재료 중 전$\beta$ 방사능이 가장 높은 것은 opacious dentine의 code OD-A4로 2.935 Bq/g이었다. Dentine, opacious dentine, translucent 및 enamel의 평균 전$\beta$ 방사능은 각각 2.479 Bq/g, 2.491 Bq/g, 2.470 Bq/g 및 2.069 Bq/g 이었다. Temporary resin과 glass ionomer cement의 전$\beta$ 방사능 농도는 세라믹 재료에 비하여 측정오차범위 내의 무시할 만한 값이었으며, 전$\beta$ 방사능의 준위에 가장 많은 영향을 미치는 방사선동위원소는 40K으로 판단된다. 치과 재료의 방사선 준위에 추가적인 조사와 치과용 재료 내의 방사능 준위를 줄이기 위하여 이에 대한 기준이나 개선방안이 필요할 것으로 사료된다.

• 한국진공학회:학술대회논문집
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• 한국진공학회 2013년도 제44회 동계 정기학술대회 초록집
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• pp.243-244
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• 2013

Over the past 15 years, several groups have incorporated radio-frequency quadrupole (RFQ) based instruments before the accelerator in accelerator mass spectrometry (AMS) systems for ion-gas interactions at low kinetic energy (＜40 eV). Most AMS systems arebased on a tandem accelerator, which requires negative ions at injection. Typically, AMS sensitivity abundance ratios for radioactive-to-stable isotope are limited to Xr/Xs ＞10^-15, and the range of isotopes that can be analyzed is limited because of theneed to produce rather large negative ion beams and the presence of atomic isobaric interferences after stripping. The potential of using low-kinetic energy ion-gas interactions for isobar suppression before the accelerator has been demonstrated for several negative ion isobar systems with a prototype RFQ system incorporated into the AMS system at IsoTrace Laboratory, Canada (Ontario, Toronto). Requisite for any such RFQ system applied to very rare isotope analysis is large transmission of the analyte ion. This requires proper phase-space matching between the RFQ acceptance and the ion beam phase space (e.g. 35 keV, ${\varphi}3mm$, +-35 mrad), and the ability to control the average ion energy during interactions with the gas. A segmented RFQ instrument is currently being designed at Korea Institute for Science and Technology (한국과학기술연구원, KIST). It will consist of: a) an initial static voltage electrode deceleration region, to lower the ion energy from 35 keV down to ＜40 eV at injection into the first RFQ segment; b) the segmented quadrupole ion-gas interaction region; c) a static voltage electrode re-acceleration region for ion injection into a tandem accelerator. Design considerations and modeling will be discussed. This system should greatly lower the detection limits of the 6 MV AMS system currently being commissioned at KIST. As an example, current detection sensitivity of 41Ca/Ca is limited to the order of 10^-15 while the 41Ca/Ca abundance in modern samples is typically 41Ca/Ca~10^-14 - 10^-15. The major atomic isobaric interference in AMS is 41K. Proof-of-principal work at IsoTrace Lab. has demonstrated that a properly designed system can achieve a relative suppression of KF3-/41CaF3- ＞4 orders of magnitude while maintaining very high transmission of the 41CaF3- ion. This would lower the 41Ca detection limits of the KIST AMS system to at least 41Ca/Ca~10^-19. As Ca is found in bones and shells, this would potentially allow direct dating of valuable anthropological archives and archives relevant to our understanding of the most pronounced climate change events over the past million years that cannot be directly dated with the presently accessible isotopes.

• 한국전산유체공학회:학술대회논문집
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• 한국전산유체공학회 2004년도 춘계 학술대회논문집
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• pp.208-213
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• 2004

The HANARO, multi-purpose research reactor, 30 MWth open-tank-in- pool type, is under normal operation since it reached the initial critical in February 1995. The HANARO is planning to produce a fission moly-99 of radio isotopes, a mother nuclide of Tc-99m, a medical isotope and is under developing a target handling tool for loading and unloading it in a circular flow tube (OR-5). A guide tube is extended from the reactor core to the top of the reactor chimney for easily un/loading a target under the reactor normal operation. But active coolant through the core can be quickly raised up to the top of the chimney through the guide tube by jet flow. This paper is described an analytical analysis to calculate the hole size of a orifice inserted in the circular irradiation hole and to study the flow characteristics through the guide tube under reactor normal operation and loading the target. As results, the results show that the hole size of orifice was 31 mm of the inner diameter to suppress the guide tube jet flow and the coolant safely cooled the target of fission moly after inserting the orifice to the flow tube.