• Journal of Radiation Protection and Research
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• 제22권3호
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• pp.219-226
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• 1997

환경시료 및 Swipe시료에서 방출되는 감마선을 측정 분석하기 위하여 극저준위 백그라운드 감마선 측정시스템을 설치하였다. 본 측정시스템은 백그라운드를 저감하기 위해 극저방사능 물질로 구성된 수동적 차폐방법, 우주선 영향을 차단하기 위한 역동시 측정법, 그리고 공기중 방사성 핵종인 라돈가스를 시스템 내부에서 제거하는 방법 등을 적용하고 있다. 적용된 백그라운드 저감법에 대한 성능시험 결과, 실험실 조건의 백그라운드 준위가 관심 대상 에너지 영역($50\;keV{\sim}2\;MeV$)에서 $10^{-2}$ order 정도로 저감되었다. 그리고 미신고 핵활동을 탐지하기 위한 관심 대상 핵종의 감마선 에너지 영역에서 평가된 시스템의 최소검출하한(MDA)값은 환경시료 분석에 적합한 것으로 평가되었다. 그러나 저에너지 영역에서는 여전히 우주선에 의한 중성자 영향이 백그라운드 요인으로 작용하고 있는 것으로 분석되었다.

• Journal of Radiation Protection and Research
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• 제33권4호
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• pp.143-150
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• 2008

In this study, we examined the effect of hydroxyl radical generated by $\gamma$-ray and UV irradiation on shrinkage of vitreous body. Change in gel ratio of vitreous body and change in the properties of its components (collagen, sodium hyaluronate) were analyzed. By comparing these results, the amount of hydroxyl radical, which induces the considerable shrinkage of vitreous body, was evaluated from theoretical calculation based on experimental condition and some reported kinetic parameters. It was concluded that the integrated amount of hydroxyl radical required to liquefy half of the vitreous body (Vitreous body gel ratio = 50%) was estimated as $140\;{\mu}molg^{-1}$ from $\gamma$-ray irradiation experiment. Also, from UV irradiation experiment result, it was confirmed that the effect of hydroxyl radical is larger than that of other reactive species. The causes of shrinkage of vitreous body are supposed as follows, 1) decrease in viscosity by cleavage of glycoside bond in sodium hyaluronate, 2) leaching of collagen from vitreous body and 3) leaching of crosslinked products and scission products of collagen.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제54권1호
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• pp.269-274
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• 2022

An artificial neural network (ANN) that identifies radionuclides from low-count gamma spectra of a NaI scintillator is proposed. The ANN was trained and tested using simulated spectra. 14 target nuclides were considered corresponding to the requisite radionuclide library of a radionuclide identification device mentioned in IEC 62327-2017. The network shows an average identification accuracy of 98.63% on the validation dataset, with the gross counts in each spectrum N_c = 100~10000 and the signal to noise ratio SNR = 0.05-1. Most of the false predictions come from nuclides with low branching ratio and/or similar decay energies. If the N_c>1000 and SNR>0.3, which is defined as the minimum identifiable condition, the averaged identification accuracy is 99.87%. Even when the source and the detector are covered with lead bricks and the response function of the detector thus varies, the ANN which was trained using non-shielding spectra still shows high accuracy as long as the minimum identifiable condition is satisfied. Among all the considered nuclides, only the identification accuracy of ²³⁵U is seriously affected by the shielding. Identification of other nuclides shows high accuracy even the shielding condition is changed, which indicates that the ANN has good generalization performance.

• Journal of Radiation Protection and Research
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• 제26권4호
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• pp.393-398
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• 2001

매년 병원에서 사용 후 폐기되는 비가연성 폐기물은 ${\gamma}$-선과 ${\beta}$-선을 방출하지만 방사능은 주변방사능 수준으로 매우 낮다. 이를 측정하기 위한 기존의 방법은 비효율적이고 복잡하므로, 좀더 간단한 방법이 긴요하다. 본 논문에서는 측정 방사선의 특성상 핵종에 따라 다른 측정방법을 사용하였는데, ${\gamma}$-선 방출 핵종은 표준시료로부터 효율곡선식을 도출하여 미지의 방사능을 측정하였다 ${\beta}$-선 방출 핵종은 Monte Carlo 시뮬레이션을 통해 계측 효율을 예측하고 표면장벽형계측기로 측정하여 미지의 방사능 양을 결정하는 새로운 방법을 제시하였다. 연구결과에 의하면 이론적 계산치와 표면장벽형 계측기를 이용하면 전처리를 필요로하는 액체섬광계수기를 이용하지 않고 또한 계측효율을 결정하기 위한 비경제적인 표준시료 측정시험과정 없이도 저에너지 방사선을 약 17% 오차 범위내에서 결정할 수 있다고 판단된다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제54권4호
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• pp.1421-1430
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• 2022

The computation of the solid angle and the detector efficiency is considering to be one of the most important factors during the measuring process for the radioactivity, especially the cylindrical γ-ray NaI(Tl) detectors nowadays have applications in several fields such as industry, hazardous for health, the gamma-ray radiation detectors grow to be the main essential instruments in radiation protection sector. In the present work, a generic numerical simulation method (NSM) for calculating the efficiency of the γ-ray spectrometry setup is established. The formulas are suitable for any type of source-to-detector shape and can be valuable to determine the full-energy peak and the total efficiencies and P/T ratio of cylindrical γ-ray NaI(Tl) detector setup concerning the truncated conical radioactive source. This methodology is based on estimate the path length of γ-ray radiation inside the detector active medium, inside the source itself, and the self-attenuation correction factors, which typically use to correct the sample attenuation of the original geometry source. The calculations can be completed in general by using extra reasonable and complicate analytical and numerical techniques than the standard models; especially the effective solid angle, and the detector efficiency have to be calculated in case of the truncated conical radioactive source studied condition. Moreover, the (NSM) can be used for the straight calculations of the γ-ray detector efficiency after the computation of improvement that need in the case of γ-γ coincidence summing (CS). The (NSM) confirmation of the development created by the efficiency transfer method has been achieved by comparing the results of the measuring truncated conical radioactive source with certified nuclide activities with the γ-ray NaI(Tl) detector, and a good agreement was obtained after corrections of (CS). The methodology can be unlimited to find the theoretical efficiencies and modifications equivalent to any geometry by essential sufficiently the physical selective considered situation.

• Journal of Radiation Protection and Research
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• 제6권1호
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• pp.8-24
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• 1981

This paper presents flux-to-dose-rate conversion factors for neutrons and gamma rays based on the American National Standard Institute(ANSI) N666. These data are used to calculated the dose rate distribution of neutron and gamma ray in radiation fields. Neutron flux-to-dose-rate conversion factors for energies from $2.5{\times}10^{-8}$ to 20 MeV are presented; the corresponding energy range for gamma rays is 0.01 to 15 MeV. Flux-to-dose-rate conversion factors were calculated, under the assumption that radiation energy distribution has nonlinearity in the phantom, have different meaning from those values obtained by monoetiergetic radiation. Especially, these values were determined with the cross section library. The flux-to-dose-rate conversion factors obtained in this work were in a good agreement to the values presented by ANSI. Those data will be a useful for the radiation shielding analysis and the radiation dosimetry in the case of continuous energy distributions.

• 대한방사선방어학회:학술대회논문집
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• 대한방사선방어학회 2009년도 춘계 학술발표
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• pp.250-251
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• 2009

• Journal of Radiation Protection and Research
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• 제11권1호
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• pp.77-82
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• 1986

Kerma와 흡수선량 사이의 관계를 결정하는 것은 선량측정의 기본적인 문제이다. 본 연구에서는 고에너지 치료용 선형가속기의 6MV X-선과 감마치료기의 $^{60}Co$에 대한 kerma와 흡수선량을 측정하였다. 본 실험결과는 $^{60}Co$감마선에 의한 물과 알루미늄의 과도 평형 영역에서의 흡수선량이 실제적으로 kerma와 일치하였으며, 최대선량 깊이는 6MV와 $^{60}Co$에서 각각 $1.45g/cm^2$과 $0.48g/cm^2$이었다. 최대 build-up에서의 흡수선량과 표면에서의 충돌 kerma의 비($K^{att}$)는 표준 조사면에서 물과 알루미늄에 대해, 6MV인 경우는 0.949, $^{60}Co$인 경우는 0.992이었다. 이 결과는 $K^{att}$의 물질에 대한 의존성이 매우 작음을 보여준다.

• Journal of Radiation Protection and Research
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• 제36권1호
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• pp.16-23
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• 2011

보다 정확한 우라늄 농축도 분석은 핵물질 관리를 위하여 중요하다. 본 연구에서는 감마선을 이용한 우라늄 농축도 분석에서 시료와 검출기 사이에 차폐체가 있는 경우와 측정시간 변화에 따른 분석결과에 대한 정확성 평가 및 오차분석을 수행하였다. 우라늄 농축도를 분석하기 위하여 FRAM (Fixed energy Response function Analysis with Multiple efficiencies)을 이용하였다. FRAM에 의한 분석결과의 정확성은 화학 분석 결과와의 비교를 통해 평가되었다. 연구결과 선원과 검출기사이에 차폐체가 존재할 경우 차폐체의 두께변화에 따른 감마선의 세기는 지수함수 형태로 감소하며 감마선에너지 피이크의 반치폭 (FWHM : Full Width at Half Maximum)은 차폐체의 두께에 영향을 거의 받지 않는 것을 보였다. 따라서 시료와 검출기 사이에 차폐체가 있는 경우의 우라늄 농축도 분석에서 FRAM을 이용한 감마선분광 분석은 유용하게 활용될 수 있다. 본 연구 결과는 차폐체 안에 우라늄이 있는 경우 핵물질 분석에 기여할 수 있을 것이 기대된다.

• Journal of Radiation Protection and Research
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• 제28권1호
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• pp.19-24
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• 2003

해석적인 방법과 MCNP 로드를 사용하여 $^{198}Au$ 선원시료에 대한 자체감쇠인자와 검출기의 원반형 Al 덮개에 대한 0.412 MeV 감마선의 투과율을 구하였다. 그 결과, 비교적 반경이 큰 Au 시료를 제외하고 모든 경우에서 해석적인 해가 MCNP 코드의 결과와 잘 일치하는 것으로 나타났다. 이때 두 방법의 최대 편차는 약 9 %로서 Au 시료의 반경이 1.5 mm인 경우에 나타났다. 검출기 Al 덮개의 직경이 7.62 cm인 경우에 대한 0.412 MeV 감마선의 투과율에 대한 해석적인 해는 HCNP 코드의 결과와 표준편차의 범위내에서 잘 일치하는 것으로 나타났다.