• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1997.10a
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• pp.251-258
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• 1997

임계 근처에서 반응도 미터로 계단식 반응도 변화를 측정할 때는 중성자원과 감마의 영향 하에서도 정확한 반응도를 결정할 수 있으며, 중성자원과 감마를 측정할 수도 있다. 중성자원과 감마의 영향은 없으나 중성자 분포 함수만 변하는 경우에는 계산으로 예측한 분포 함수의 변화로 측정된 중성자 신호를 보정하여 반응도를 예측할 수 있다. 그러나 중성자원, 감마, 분포 함수가 복합적으로 작용하는 경우에 대하여는 이러한 방법을 적용할 수 없다. 이 매 중성자원과 감마의 영향만 있는 경우에 적용하는 방법을 쓰면 분포 함수의 변화가 측정 결과에 어떤 영향을 미치는지 분석하였다. 그 결과 분포 함수의 변화도 어느 정도 측정이 가능하며, 계산으로 예측하는 분포 함수의 변화로 측정 결과를 단순 보정하여 실제 반응도를 예측할 수 있는 것으로 나타났다.

• Progress in Medical Physics
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• v.18 no.4
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• pp.194-201
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• 2007

Although Gamma Knife irradiates much more radiation in a single session than conventional radiotherapy, there were only a few studies to measure absolute dose of a Gamma Knife. Especially, there is no report of application of International Atomic Energy Agency (IAEA) TRS-398 which requires to use a water phantom in radiation measurement to Gamma Knife. In this article, the authors reported results of the experiments to measure the absorbed dose to water of a Gamma Knife Model C using the IAEA TRS-398 protocol. The absorbed dose to water of a Gamma Knife model C was measured using a water phantom under conditions as close as possible to the IAEA TRS-398 protocol. The obtained results were compared with values measured using the plastic phantom provided by the Gamma Knife manufacturer. Two Capintec PR-05P mini-chambers and a PTW UNIDOS electrometer were used in measurements. The absorbed dose to water of a Gamma Knife model C inside the water phantom was 1.38% larger than that of the plastic phantom. The current protocol provided by the manufacturer has an intrinsic error stems from the fact that a plastic phantom is used instead of a water phantom. In conclusion, it is not possible to fully apply IAEA TRS-398 to measurement of absorbed dose of a Gamma Knife. Instead, it can be a practical choice to build a new protocol for Gamma Knife or to provide a conversion factor from a water phantom to the plastic phantom. The conversion factor can be obtained in one or two standard laboratories.

• Proceedings of the KAIS Fall Conference
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• 2002.11a
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• pp.225-228
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• 2002

현대 산업이 점차 세분화되고 산업용 반응조, 수조, 송수관 등 시설물이 증가하고 시설물의 관리가 증가함에 따라 본 논문에서는 감마선을 이용한 결합 검출기를 개발하였다. 물질의 투과성이 좋은 감마선의 특성을 이용하여 물체의 결합을 측정을 한다. 감마선이 물체를 투과하여 수집된 데이터를 영상 신호처리를 하여 이미지로 나타냄으로서 측정을 하는 사용자가 물체의 결합의 위치를 쉽게 알 수 있도록 하였으며 측정기기를 소형화하여 이동을 편리하게 하는데 본 논문은 목적을 두고 하드웨어를 제작하였으며, 물체내부의 결함은 영상 신호처리의 시뮬레이션을 통해서 확인하였다.

• Proceedings of the Korean Society of Medical Physics Conference
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• 2005.04a
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• pp.100-102
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• 2005

양성자 빔을 이용한 치료는 종양부위에 높은 선량을 균일하게 전달하고 정상세포에는 적은 선량을 전달할 수 있어 암치료 효과가 높으나 정확한 치료와 환자의 안전을 위해서는 양성자선량의 급락지점을 정확히 아는 것이 중요하다. 본 연구에서는 양성자와 물질과의 핵반응으로 직각방향으로 방출되는 즉발감마선을 측정하여 양성자선량 급락지점을 측정할 수 있는 검출시스템을 몬테칼로 전산코드로 전산모사하였으며, 70MeV 단일에너지 빔과 최대에너지가 70MeV인 SOBP 빔을 모의피폭체인 물팬텀에 조사하고 검출시스템을 통해 직각방향으로 방출되는 즉발감마선의 분포를 계산하였다. 모의피폭체 안에서의 양성자선량의 분포와 측정된 즉발감마선의 분포를 서로 비교하여 두 분포 사이의 상관관계를 찾고 이 상관관계를 이용하여 양성자선량 급락지점을 결정할 수 있음을 확인할 수 있었다.

• Journal of the Korean Society of Food Science and Nutrition
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• v.31 no.2
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• pp.246-250
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• 2002

Effect of ${\gamma}$-irradiation to cereal processed by-products was examined for antioxidative ability. Rice hull (RH), rice bran (RB) and barley bran (BB) were irradiated with 5, 10, 15 and 20 kGy of ${\gamma}$-ray at 4.2 kGy/h. The amount of total phenol compounds of unirradiated RH, RB, and BB were 0.873 mM, 0.643 mM, and 0.377 mM, respectively. Irradiation up to 20 kGy did not show noticeable effect to the amount of total phenol compounds in RH, RB and BB. Electron donating abilities of RH, RB and BB were very similar, and they were not affected by irradiation. According to TBARS analyses, the inhibition abilities of lipid peroxidation of RH and RB were not affected by ${\gamma}$-irradiation, while those of BB were decreased with irradiation. These results indicate that BB is more sensitive to ${\gamma}$-irradiation than other rice processed by-products.

• Proceedings of the Korean Institute of Information and Commucation Sciences Conference
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• 2007.10a
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• pp.754-757
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• 2007

This paper presents automatic LCD gamma control system using gamma curve optimization. It controls automatically gamma adjustment registers in mobile LCD driver IC to reduce average gamma error and adjusting time. The proposed gamma system contains module-under-test (MUT, LCD module), PC installed with program, multimedia display tester for measuring luminance, and control board for interface between PC and LCD module. We have developed a new algorithm using 6-point programmable matching technique with reference gamma curve. Developed algorithm and program are generally applicable for most of the LCD modules.

• Progress in Medical Physics
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• v.23 no.3
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• pp.162-168
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• 2012

In proton therapy, in vivo dose verification is one of the most important parts to fully utilize characteristics of proton dose distribution concentrating high dose with steep gradient and guarantee the patient safety. Currently, in order to image the proton dose distribution, a prompt gamma distribution detection system, which consists of an array of multiple CsI(Tl) scintillation detectors in the vertical direction, a collimator, and a multi-channel DAQ system is under development. In the present study, the optimal design of prompt gamma distribution detection system was studied by Monte Carlo simulations using the MCNPX code. For effective measurement of high-energy prompt gammas with enough imaging resolution, the dimensions of the CsI(Tl) scintillator was determined to be $6{\times}6{\times}50mm^3$. In order to maximize the detection efficiency for prompt gammas while minimizing the contribution of background gammas generated by neutron captures, the hole size and the length of the collimator were optimized as $6{\times}6mm^2$ and 150 mm, respectively. Finally, the performance of the detection system optimized in the present study was predicted by Monte Carlo simulations for a 150 MeV proton beam. Our result shows that the detection system in the optimal dimensions can effectively measure the 2D prompt gamma distribution and determine the beam range within 1 mm errors for 150 MeV proton beam.

• Nuclear Engineering and Technology
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• v.28 no.2
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• pp.197-205
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• 1996

울진 2호기 5주기 노물리 시험 결과 기준 제어군의 제어능과 기준 제어군 삽입 전후의 붕소 농도의 차이의 비로 정의되는 평균 붕소능의 측정 결과가 제한치를 위배하였다. 이것은 노물리 시험시 사용하는 노외 계측기가 비보상형 전리함이기 때문에 중성자속 준위가 낮을 때 감마 background 에 의한 영향이 커지며, 이런 경우에 발생될 수 있는 현상으로 판명되었다. 따라서 본 연구에서는 이러한 감마 background로 인한 반응도 증가 현상을 분석하기 위해 점 동특성 방정식을 수치 해석적으로 풀고 이로부터 감마 background가 없을 때의 기준 제어군 제어능 측정 시험을 모사 계산하였다. 이러한 방법으로 계산한 결과, 기준 제어군의 예상 측정제어능이 실제 측정치보다 약 6%증가하였으며 이 값을 사용하여 평균 붕소능을 계산한 바에 의하면 그 제한치를 만족하는 것으로 평가되었다.

• 대한방사선방어학회:학술대회논문집
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• 2009.11a
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• pp.50-51
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• 2009

• Proceedings of the Korean Radioactive Waste Society Conference
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• 2004.06a
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• pp.407-417
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• 2004

This study is to verify radiation detection method by using $\alpha$-spectroscopy and ${\gamma}$-spectroscopy for concretes and components which will be generated during the decommissioning of the uranium conversion plant. Components and inside walls of the building were contaminated with natural uranium materials. Some parts of the stainless steel pipes and concretes of the walls were sampled and analyzed their alpha and gamma activities respectively. Alpha and gamma activities are well matched each other in the range of high activity region to 0.01 Bq/g and gamma activities are over estimated comparing alpha activities corresponded in below 0.005 Bq/g region for the natural uranium of AUC sample. The $^{238}U$ originated from natural products of conversion process could be distinguished by measuring $^{214}Pb$ or $^{214}Bi$ and $^{234}Th$ or $^{234m}Pa$. Uranium contaminations mainly are in the wall surface of the plant. Decontamination process of generating wastes which can be reached tp background level gamma activities measured by gamma spectroscopy can also be used to conservative assessment data.