• 전자공학회논문지
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• 제50권7호
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• pp.3-9
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• 2013

본 논문에서는 IR-UWB (Ultra Wideband-Impulse Radio) 시스템을 위한 선택적 가중치를 적용한 에너지 검출기와 이에 적합한 동기 방법이 제안되었다. 구현이 용이한 에너지 검출기(ED)는 IR-UWB 시스템의 수신기로 많이 사용되나, 심볼 주기로 샘플링 된 에너지를 데이터 검출에 이용하기 때문에 수신 성능이 좋지 않은 단점이 있다. 이러한 단순한 에너지 검출기의 성능을 개선하고자 가중치를 적용한 에너지 검출기가 제안 되었다. 가중치를 적용한 에너지 검출기는 데이터 검출 이전에 동기 획득과 함께 가중치의 결정이 요구된다. 한편, 에너지를 이용한 검출 방법에서 최적의 가중치는 에너지 값이 되기 때문에 동기 획득과 가중치 획득이 동시에 이루어질 수 있다. 본 논문에서는 이러한 점을 이용하여 심볼 동기와 가중치 획득을 동시에 얻는 간단한 동기 방법을 제안한다. 또한, 제안된 알고리즘에서는 잡음 레벨 이하의 구간은 에너지 누적에서 제외함으로써 기존의 WED 보다 간단하지만 낮은 SNR에서 좀 더 향상된 성능을 가진 수신기를 얻을 수 있게 된다. 제안된 알고리즘은 IEEE 802.15.4a의 프리앰블 심볼과 채널 모델을 이용해 모의실험을 통해 검증되었다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제46권2호
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• pp.273-280
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• 2014

The spectrum weighted responses of various detectors were calculated to provide guidance on the proper selection and use of survey instruments on the basis of their energy response characteristics on the neutron fields. To yield the spectrum weighted response, the detector response functions of 17 neutron-measuring devices were numerically folded with each of the produced calibration neutron spectra through the in-house developed software 'K-SWR'. The detectors' response functions were taken from the IAEA Technical Reports Series No. 403 (TRS-403). The reference neutron fields of 21 kinds with 2 spectra groups with different proportions of thermal and fast neutrons have been produced using neutrons from the $^{241}Am$-Be sources held in a graphite pile, a bare $^{241}Am$-Be source, and a DT neutron generator. Fluence-average energy ($E_{ave}$) varied from 3.8 MeV to 16.9 MeV, and the ambient-dose-equivalent rate [$H^*(10)/h$] varied from 0.99 to 16.5 mSv/h.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제56권1호
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• pp.189-194
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• 2024

This paper presents a radiation-hardened-by-design preamplifier that utilizes a self-compensation technique with a charge-sensitive amplifier (CSA) and replica for total ionizing dose (TID) effects. The CSA consists of an operational amplifier (OPAMP) with a 6-bit binary weighted current source (BWCS) and feedback network. The replica circuit is utilized to compensate for the TID effects of the CSA. Two comparators can detect the operating point of the replica OPAMP and generate appropriate signals to control the switches of the BWCS. The proposed preamplifier was fabricated using a general-purpose complementary metal-oxide-silicon field effect transistor 0.18 ㎛ process and verified through a test up to 230 kGy (SiO₂) at a rate of 10.46 kGy (SiO₂)/h. The code of the BWCS control circuit varied with the total radiation dose. During the verification test, the initial value of the digital code was 39, and a final value of 30 was observed. Furthermore, the preamplifier output exhibited a maximum variation error of 2.39%, while the maximum rise-time error was 1.96%. A minimum signal-to-noise ratio of 49.64 dB was measured.

• 한국음향학회지
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• 제19권8호
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• pp.35-46
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• 2000

본 논문은 부밴드별 반향제거 필터 뱅크를 구현하기 위한 가중 Overlap-add 적응필터를 이용한 단일 채널 음향 반향제거기를 제안한다. 기준 입력 신호의 고유치 분포율에 의존하여 수렴특성이 결정되는 NLSM (Normalize US)알고리즘을 사용하여 전대역 처리 과정에서 발생하는 수렴 성능의 저하를 방지하고, 효율적인 블록 병렬처리가 가능한 부밴드 처리기법인 가중 Overlap-add 방식을 적용한 적응 반향제거기의 성능을 고찰한다. 또한 본 논문에서는 동시 통화 검출을 위한 전용 필터와 에너지 비교 방법을 동시에 사용하는 새로운 형태의 동시통화 검출 기법을 제안한다. 모의 실험을 통해 제안한 적응 반향 제거기와 동시 통화 검출기의 효과적인 근단 화자 검출 방법을 보인다.

• 대한방사선기술학회지:방사선기술과학
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• 제40권3호
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• pp.443-451
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• 2017

유방촬영술은 유방암의 조기검진을 위해 시행되는 대표적인 검사이다. 하지만 유방 구성물질의 물리적 특성에 의존하는 유방촬영상은 병변의 악성 또는 양성 여부에 대한 정보 제공이 불가능하다. 이중에너지 영상 감산법을 시행하는 경우 유방촬영상에서 특정 물질에 대한 정보를 추출할 수 있지만 피폭선량을 증가시킬 뿐만 아니라 물질분리의 정확도를 감소시키는 단점이 있다. 본 연구에서는 물질의 선감약계수를 적용한 유방팬텀을 모사하여 광자계수검출기 기반 이중에너지 유방촬영에서 특정 물질에 대한 가중함수를 적용하여 분리의 정확도를 향상시킬 수 있는 기술을 제안하였다. 그리고 유방팬텀영상으로부터 물질분리의 정확도를 평가하기 위해 대조도 및 잡음 특성을 분석하였다. 분석 결과 이중에너지 가중 영상 감산법의 악성종양에 대한 대조도는 일반적인 유방촬영과 이중에너지 영상 감산법에 비해 각각 0.98, 1.06배로 큰 차이가 없다. 그렇지만 이중에너지 가중 영상 감산법 적용 시 양성종양에 대한 대조도가 0에 근사하기 때문에 양성종양에 대한 악성종양의 상대적인 대조도가 13.54배로 크게 향상된 것으로 확인되었다. 따라서 본 연구에서 제안하는 이중에너지 가중 영상 감산법은 유방촬영 진단의 정확도 향상에 기여할 수 있을 것이다.

• 한국통신학회논문지
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• 제42권3호
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• pp.639-648
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• 2017

위협의 핵심정보 추출을 위해 활용되는 전자전 지원시스템은 경로손실 등의 환경 상 제약으로 인해 수신신호의 전력이 낮은 미약신호 환경 하에서 운용될 수 있다. 이러한 상황에서 위협신호를 신속하고 정확하게 검출하기 위해서는 기존의 단일 샘플 에너지 검출 기법이 아닌 수신 신호의 전체 에너지를 최대한 활용함으로써 검출 성능을 향상시키는 기법이 요구된다. 하지만 신호원에 대한 사전정보가 존재하지 않는 전자전 환경에서 신호의 전체 에너지를 활용하기 위해서는 모든 신호원의 길이를 고려할 수 있도록 크기가 다양한 다수의 윈도우를 가지는 검출기를 설계해야 하므로 연산량이 과도하게 증가하는 문제점이 존재한다. 이러한 문제를 현실적으로 해결하기 위해 적은 수의 대표 윈도우를 사용하여 윈도우의 수를 줄이는 방법이 활용되지만 결과적으로 하나의 윈도우가 일정 구간의 미상신호를 고려해야 하므로 수신되는 신호의 길이와 검출기의 윈도우 크기의 불일치로 인해 검출 성능이 저하되는 문제점이 여전히 존재한다. 따라서 본 논문에서는 수신신호의 길이와 검출기의 윈도우 길이가 일치하지 않을 경우의 성능 저하를 분석하고, 성능향상이 가능한 상황인 수신신호의 길이가 검출기의 윈도우 길이보다 작은 경우에는 검출성능을 향상시킬 수 있고, 이외의 상황에는 기존의 에너지 검출기의 성능과 유사한 가중에너지 검출기를 제안하고 그 성능을 분석한다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제55권10호
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• pp.3907-3912
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• 2023

Radiation portal monitors (RPMs) installed at airports and harbors to prevent illicit trafficking of radioactive materials generally use large plastic scintillators. However, their energy resolution is poor and radionuclide identification is nearly unfeasible. In this study, to improve isotope identification, a RPM system based on a multi-array plastic scintillator and convolutional neural network (CNN) was evaluated by measuring the spectra of radioactive sources. A multi-array plastic scintillator comprising an assembly of 14 hexagonal scintillators was fabricated within an area of 50 × 100 cm². The energy spectra of ¹³⁷Cs, ⁶⁰Co, ²²⁶Ra, and ⁴K (KCl) were measured at speeds of 10-30 km/h, respectively, and an energy-weighted algorithm was applied. For the CNN, 700 and 300 spectral images were used as training and testing images, respectively. Compared to the conventional plastic scintillator, the multi-arrayed detector showed a high collection probability of the optical photons generated inside. A Compton maximum peak was observed for four moving radiation sources, and the CNN-based classification results showed that at least 70% was discriminated. Under the speed condition, the spectral fluctuations were higher than those under dwelling condition. However, the machine learning results demonstrated that a considerably high level of nuclide discrimination was possible under source movement conditions.

• Journal of Radiation Protection and Research
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• 제26권3호
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• pp.249-253
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• 2001

Neutron dose assessment in criticality accidents using Whole Body Counter (WBC) was proved to be an effective method as rapid neutron dose estimation at the JCO criticality accident in Tokai-mura. The 1.36MeV gamma-ray of $^{24}Na$ in a body can be detected easily by a germanium detector. The Minimum Detectable Activity (MDA) of $^{24}Na$ is approximately 50Bq for 10miniute measurement by the germanium-type whole body counter at JNC Tokai Works. Neutron energy spectra at the typical shielding conditions in criticality accidents were calculated and the conversion factor, whole body activity-to-organ mass weighted neutron absorbed dose, corresponding to each condition were determined. The conversion factor for uncollied fission spectrum is 7.7 $[(Bq^{24}Na/g^{23}Na)/mGy]$.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제51권5호
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• pp.1417-1427
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• 2019

In this study, we evaluated the performance of a commercial pixelated cadmium zinc telluride (CZT) detector for spectroscopy and identified its feasibility as a Compton camera for radiation monitoring in a nuclear power plant. The detection system consisted of a $20mm{\times}20mm{\times}5mm$ CZT crystal with $8{\times}8$ pixelated anodes and a common cathode, in addition to an application specific integrated circuit. The performance of the various radioisotopes $^{57}Co$, $^{133}Ba$, $^{22}Na$, and $^{137}Cs$ was evaluated. In general, the amplitude of the induced signal in a CZT crystal depends on the interaction position and material non-uniformity. To minimize this dependency, a drift time correction was applied. The depth of each interaction was calculated by the drift time and the positional dependency of the signal amplitude was corrected based on the depth information. After the correction, the Compton regions of each spectrum were reduced, and energy resolutions of 122 keV, 356 keV, 511 keV, and 662 keV peaks were improved from 13.59%, 9.56%, 6.08%, and 5%-4.61%, 2.94%, 2.08%, and 2.2%, respectively. For the Compton imaging, simulations and experiments using one $^{137}Cs$ source with various angular positions and two $^{137}Cs$ sources were performed. Individual and multiple sources of $^{133}Ba$, $^{22}Na$, and $^{137}Cs$ were also measured. The images were successfully reconstructed by weighted list-mode maximum likelihood expectation maximization method. The angular resolutions and intrinsic efficiency of the $^{137}Cs$ experiments were approximately $7^{\circ}-9^{\circ}$ and $5{\times}10^{-4}-7{\times}10^{-4}$, respectively. The distortions of the source distribution were proportional to the offset angle.

• Journal of Radiation Protection and Research
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• 제15권2호
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• pp.87-100
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• 1990

자연환경 방사선의 주 요소의 하나인 지각 방사선에 의한 피폭선량을 정량적으로 측정 해석하기 위하여 24개월간에 걸친 TLD에 의한 연속 적산선량 측정과 주기적인 감마선 분광분석을 수행하였다. TLD로는 LiF PTFE disk형을 사용하였으며 감마선 분광분석에서는 $3&{\phi}{\times}3'$원주형 Nal(Tl) 섬광검출기와 휴대형 다중파고 분석기 (4096 ch)를 사용하였다. 측정한 선량은 모두 실효 선량당량으로 평가하였으며 부수적으로 우주선 전리 성분에 의한 선량당량도 평가할 수 있었다. 분산 가중 평균값을 취한 결과에 의하면 대전 지역의 측정점에서 지각 방사선과 우주선 전리 성부의 체외 피폭에 의한 년간 실효 선량당량은 각각 $564{\pm}4\;{\mu}Sv(64.8{\pm}0.5nSv{\cdot}h^{-1}$ 및 $300{\pm}2\;{\mu}Sv(34.3{\pm}0.2nSv{\cdot}h^{-1}$로 나타났다.