• 방사선산업학회지
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• 제17권3호
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• pp.293-297
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• 2023

The burnup profile of spent fuel should be determined accurately for the safety storage of spent fuel. In this study, a neutron detection system was developed as a part of basic research to analyze the burnup profile of spent fuel, and a performance was evaluated using a radiation source. The prototype of the neutron detection system was based on a ³He proportional chamber. The ³He proportional chamber is often used for neutron measurement and analysis because of its high neutron detection efficiency and simplicity for gamma ray rejection. For quantitative evaluation, tests were conducted using calibrated ²⁵²Cf and ¹³⁷Cs sources. In the performance evaluation, a field applicability was verified by analyzing the detection characteristics according to the nuclide.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제50권6호
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• pp.929-936
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• 2018

A basic characterization of uranium samples was performed using gamma- and X-ray spectroscopy. The studied uranium samples were eight types of certified reference materials with $^{235}U$ enrichments in the range of 1-97%, and the measurements were performed over 24 h using a high-resolution and high-purity planar germanium detector. A general peak analysis of the spectrum and the $XK_{\alpha}$ region of the uranium spectra was carried out by using HyperGam and HyperGam-U, respectively. The standard reference sources were used to calibrate the spectroscopy system. To obtain the absolute detection efficiency, an effective solid angle code, EXVol, was run for each sample. Hence, the peak activities and isotopic activities were determined, and then, the total U content and $^{234}U$, $^{235}U$, and $^{238}U$ isotopic contents were determined and compared with those of the certified reference values. A new method to determine the model age based on the ratio of the activities of $^{223}Ra$ and $^{235}U$ in the sample was studied, and the model age was compared with the known true age. In summary, the present study developed a method for basic characterization of uranium samples by nondestructive gamma-ray spectrometry in 24 h and to obtain information on the sample age.

• 한국방사성폐기물학회:학술대회논문집
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• 한국방사성폐기물학회 2003년도 가을 학술논문집
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• pp.233-238
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• 2003

플라스틱 광섬유섬광체(PSF)를 여러 가닥의 다발로 묶은 방사선센서를 제작하여 $^137Cs$ 감마선원에 적용하여 가닥수에 따른 방사선 계측 특성을 분석하였다. 이를 통하여 센서부위와 전송용 광섬유간의 집광을 용이하게 하는 끝이 가늘어지는 광섬유(Tapered fiber)의 필요성을 발견하였다. Tapered 광섬유의 성능을 예측하기 위하여 polystyrene을 기반으로 미량의 dPOPOP와 PPO 또는 dPBD를 첨가한 Tapered 플라스틱 섬광체를 제작하였으며, $^137Cs$ 선원 1 1.5, 3, 5 ${\mu}Ci$에 적용하여 출력파고 및 방사능과 총계수치 사이의 비례관계를 분석하였다. 본 연구를 통하여 플라스틱 광섬유섬광체를 Tapered 형태로 제작하는 경우 ${\mu}Ci$ 수준의 감마선 장에서 방사선 계측기로 개발될 수 있음을 확인하였다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제54권9호
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• pp.3317-3323
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• 2022

Half Value Layer calculations theoretically need prior specification of linear attenuation calculations, since the HVL value is derived by dividing ln(2) by the linear attenuation coefficient. The purpose of this study was to establish a direct computational model for determining HVL, a vital parameter in nuclear radiation safety studies and shielding material design. Accordingly, a typical gamma-ray transmission setup has been modeled using MCNPX (version 2.4.0) general-purpose Monte Carlo code. The MCNPX code's INPUT file was designed with two detection locations for primary and secondary gamma-rays, as well as attenuator material between those detectors. Next, Half Value Layer values of some well-known gamma-ray shielding materials such as lead and ordinary concrete have been calculated throughout a broad gamma-ray energy range. The outcomes were then compared to data from the National Institute of Standards and Technology. The Half Value Layer values obtained from MCNPX were reported to be highly compatible with the HVL values obtained from the NIST standard database. Our results indicate that the developed INPUT file may be utilized for direct computations of Half Value Layer values for nuclear safety assessments as well as medical radiation applications. In conclusion, advanced simulation methods such as the Monte Carlo code are very powerful and useful instruments that should be considered for daily radiation safety measures. The modeled MCNPX input file will be provided to the scientific community upon reasonable request.

• 방사성폐기물학회지
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• 제17권3호
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• pp.321-328
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• 2019

본 연구에서는 원자력 사고 또는 방사선 비상 시 지표면에 침적될 수 있는 감마선방출 핵종의 방사능을 신속하게 평가하기 위해 이용될 수 있는 NaI(Tl), $LaBr_3$(Ce) 및 $CeBr_3$ 섬광검출기의 성능을 비교 평가하였다. 검출성능은 최소검출가능방사능(MDA, Minimum Detectable Activity)을 통해 평가하였으며, 각 검출기의 지표면 침적 감마선방출 핵종에 대한 검출효율은 수학적 모델링과 점선원을 이용하여 반실험적으로 산출하였다. MDA 평가를 위한 백그라운드 감마선에너지스펙트럼은 비교적 넓고 평탄한 초지에서 측정되었으며, 원자력 사고 시 방출될 수 있는 주요 핵종에 대한 각 검출기의 MDA를 산출하였다. 그 결과 일반 환경방사능 준위에서 지표면 침적 감마핵종에 대한 각 검출기의 MDA 크기는 대체로"NaI(Tl)> $LaBr_3$(Ce)> $CeBr_3$"로 평가되었으며, 백그라운드 준위가 유사한 에너지 영역에서는 분해능이 가장 우수한 $LaBr_3$(Ce)에서 최소 값을 보였다. 이는 관심 핵종의 감마선에너지 영역에 대한 각 검출기의 자체 및 측정 환경 백그라운드, 측정 효율, 그리고 에너지 분해능 특성을 바탕으로 비교 분석되었다.

• Journal of Radiation Protection and Research
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• 제39권3호
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• pp.150-158
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• 2014

각 의료기관 내 방사선 관련 종사자나 방사선 치료환자들은 진단 및 치료 시 필연적으로 의료상 피폭을 수반하게 된다. 국제방사선방호위원회(ICRP) 권고나 국제원자력기구(IAEA)의 기준에 따라 기준선량 제약치를 적용 및 권고 받고 있지만 1차 피폭대상자인 종사자나 환자들의 피폭최적관리를 위해서는 잠재적인 피폭대상자들에게 기존의 피폭관리 시스템보다 직접적이고 가용성이 높은 측정 및 분석 방법이 필요하다. 따라서 본 연구에서는 기존에 구비된 휴대용 단말과 연동하여 원거리에서 실시간으로 방사선 모니터링이 가능한 시스템을 개발하였다. 모니터링 시스템은 검출부, 영상부, 통신부 세 부분으로 구성되었다. 검출부는 시스템의 소형화를 위해 실리콘 광증배소자(silicon photomultiplier) 기반 섬광검출기를 설계하였으며, 영상부는 무선 CCD (charge-coupled device)카메라 모듈을 사용하여 검출부와 함께 Bluetooth 통신모듈을 통해 휴대용 단말로 측정된 방사선 정보와 영상이 전송된다. 제작된 시스템은 성능 평가를 위해 진단용 X-ray 발생장치와 $^{137}Cs$, $^{22}Na$, $^{60}Co$, $^{204}Tl$, $^{90}Sr$ 선원을 사용하였다. 측정결과를 통해 개발된 시스템은 gamma, beta, X-ray에 대해서 검출 반응성을 확인하였고, 방사선 세기에 따른 응답 선형성과 MCNPX 전산코드를 이용한 측정 거리에 따른 시스템의 검출 정확도 평가 시 3% 내외의 오차범위를 확인하였다. 본 연구의 결과는 방사선 검출 시스템 구성의 비용절감 효과와 개인피폭정도관리에 기여할 것으로 기대한다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제48권3호
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• pp.778-784
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• 2016

HyperGam-U was recently developed to determine uranium enrichment based on ${\gamma}$- and X-ray spectroscopy analysis. The $XK_{\alpha}$ region of the uranium spectrum contains 13 peaks for $^{235}U$ and $^{238}U$ and is used mainly for analysis. To describe the X-ray peaks, a Lorentzian broadened shape function was used, and methods were developed to reduce the number of fitting parameters for decomposing the strongly overlapping peaks using channel-energy, energy-width, and energy-efficiency calibration functions. For validation, eight certified reference material uranium samples covering uranium enrichments from 1% to 99% were measured using a high-resolution planar high-purity germanium detector and analyzed using the HyperGam-U code. When corrections for the attenuation and true coincidence summing were performed for the detection geometry in this experiment, the goodness of fit was improved by a few percent. The enrichment bias in this study did not exceed 2% compared with the certified values for all measured samples.

• 한국전기전자재료학회:학술대회논문집
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• 한국전기전자재료학회 2003년도 춘계학술대회 논문집 센서 박막재료 반도체 세라믹
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• pp.15-18
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• 2003

In recent years, there has been keen interest in phosphor materials responding X-ray. Cesium iodide of the materials is a material with a high $\gamma$-ray stopping power due to its relative high density and atomic number. CsI is noted for its high resistance to thermal and mechanical shock due to the absence of a cleavage plane. To design the structure of CsI detector, we analysed the structure with SEM and XRD and measured UV meter.

• 한국정보통신학회:학술대회논문집
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• 한국정보통신학회 2013년도 춘계학술대회
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• pp.1023-1026
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• 2013

위 펄스형 방사선에 노출된 전자장비는 전자소자 내부에서 발생되는 전자-정공쌍(EHP)과 이들이 형성한 순간 광전류로 Upset, Latchup, Burn out 과 같은 다양한 피해를 입게 된다. 이와같은 손상은 군무기체계나 우주항공 장비의 경우 군전력 손실이나 장비의 기능정지로 나타나 국가적으로 큰 손실을 초래할 수 있다. 본 연구에서는 펄스형 감마방사선으로 부터 전자장비/소자를 보호하기 위한 방호기술개발의 일환으로 '방사선 감지 및 제어장치'를 구현하고 대표적으로 군장비에 사용되는 전자소자에 대한 기능검증을 시도하였다. 펄스 방사선에 Latchup 및 Burn out 손상특성을 나타내는 LM118 소자에 개발한 '방사선 감지 및 제어장치'를 적용하여 펄스방사선 조사시험을 수행한 결과 LM118이 안전하게 보호됨을 확인하였다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제54권8호
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• pp.3006-3016
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• 2022

In this study, the images of specific prompt gamma (PG)-rays of 719 keV emitted from proton-boron reactions were analyzed using single-photon emission computed tomography (SPECT). Quantitative evaluation of the images verified the detection of anatomical changes in tumors, one of the important factors in daily adaptive proton therapy (DAPT) and verified the possibility of application of the PG-ray images to DAPT. Six scenarios were considered based on various sizes and locations compared to the reference virtual tumor to observe the anatomical alterations in the virtual tumor. Subsequently, PG-rays SPECT images were acquired using the modified ordered subset expectation-maximization algorithm, and these were evaluated using quantitative analysis methods. The results confirmed that the pixel range and location of the highest value of the normalized pixel in the PG-rays SPECT image profile changed according to the size and location of the virtual tumor. Moreover, the alterations in the virtual tumor size and location in the PG-rays SPECT images were similar to the true size and location alterations set in the phantom. Based on the above results, the tumor anatomical alterations in DAPT could be adequately detected and verified through SPECT imaging using the 719 keV PG-rays acquired during treatment.