• Journal of Radiation Protection and Research
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• 제27권1호
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• pp.51-57
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• 2002

반도체 검출기를 이용하여 Hybrid 전치증폭기를 갖는 전자식 개인선량계를 설계 제작하고, 방사선 검출 반응특성과 기계적 및 주변 환경 요건에 따른 각종 성능을 평가하였다. $^{137}Cs$ 감마 방사선을 이용한 방사선 조사 시험결과 감도는 $3.8\;cps/Gy{\cdot}h^{-1}$이고, $10{\mu}Sv{\sim}4Sv$ 범위의 선량당량 조사시 선량계의 지시값은 오차 8%이하에서 선형성이 잘 유지되었다. 방향의존성을 ${\pm}60^{\circ}$ 이내에서 4%이하이며, ISO 기준선장에 의한 에너지 반응영역은 $60{\sim}1,250\;keV$로 나타났으며, IEC 61526에 의한 선량계의 성능검사시 9개 영역의 시험항목에 대한 국제기준을 만족하였다.

• 한국소음진동공학회:학술대회논문집
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• 한국소음진동공학회 2007년도 추계학술대회논문집
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• pp.987-990
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• 2007

The accuracy of sound strength (G) measurement method in ISO 3382 has been questioned. One of the main reason is the difficulty in measuring a reference sound level in an anechoic chamber with the same set-up which was applied for the actual hall measurements. In the present paper, an in-situ measurement method for G was proposed by investigating the present G measurement method shown in ISO 3382. In addition, the sound radiation characteristics of typical omnidirectional loudspeakers were investigated and Phi (O) of auto correlation function (ACF) parameters was also calculated from an actual music excerpt to characterize the sound energy distribution in concert halls.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제54권7호
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• pp.2359-2366
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• 2022

Selecting graphite grades with superior irradiation characteristics is important task for designers of graphite moderation reactors. To provide reference information and data for graphite selection, the effects of irradiation on three fine-grained, iso-molded nuclear grade graphites, ETU-10, IG-110, and NBG-25, were compared based on irradiation-induced changes in volume, thermal conductivity, dynamic Young's modulus, and coefficient of thermal expansion. Data employed in this study were obtained from reported irradiation test results in the high flux isotope reactor (HFIR)(ORNL) (ETU-10, IG-110) and high flux reactor (HFR)(NRL) (IG-110, NBG-25). Comparisons were made based on the irradiation dose and irradiation temperature. Overall, the three grades showed similar irradiation-induced property change behaviors, which followed the historic data. More or less grade-sensitive behaviors were observed for the changes in volume and thermal conductivity, and, in contrast, grade-insensitive behaviors were observed for dynamic Young's modulus and coefficient of thermal expansion changes. The ETU-10 of the smallest grain size appeared to show a relatively smaller VC to IG-110 and NBG-25. Drastic decrease in the difference in thermal conductivity was observed for ETU-10 and IG-110 after irradiation. The similar irradiation-induced properties changing behaviors observed in this study especially in the DYM and CTE may be attributed to the assumed similar microstructures that evolved from the similar size coke particles and the same forming method.

• Journal of Radiation Protection and Research
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• 제45권2호
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• pp.88-94
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• 2020

Background: The International Commission on Radiological Protection (ICRP) has recently published report series on the occupational intakes of radionuclides (OIR) for internal dosimetry of radiation workers. In this study, the optimized monitoring program including the monitoring interval and the minimum detectable activity (MDA) of major radionuclides was suggested to perform the routine individual monitoring of internal exposure based on the ICRP OIR. Materials and Methods: The derived recording levels and the critical monitoring quantities were reviewed from international standards or guidelines by the International Atomic Energy Agency (IAEA), the International Organization for Standardization (ISO), and the European Radiation Dosimetry Group (EURADOS). The OIR data viewer provided by ICRP was used to evaluate the monitoring intervals and the MDA, which are derived from the reference bioassay functions and the dose coefficients. Results and Discussion: The optimal monitoring intervals were determined taking account of two requirement conditions on the potential intake underestimation and the MDA values. The MDA requirement values of the selected radionuclides were calculated based on the committed effective dose from 0.1 mSv to 5 mSv. The optimized routine individual monitoring program was suggested including the optimal monitoring intervals and the MDA requirements. The optimal MDA values were evaluated based on the committed effective dose of 0.1 mSv. However, the MDA can be adjusted considering the practical operation of the routine individual monitoring program in the nuclear facilities. Conclusion: The monitoring intervals and the MDA as crucial factors for the routine monitoring were described to suggest the optimized routine individual monitoring program of the occupational intakes. Further study on the alpha/beta-emitting radionuclides as well as short lived gamma-emitting nuclides will be necessary in the future.

• 한국의학물리학회지:의학물리
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• 제23권4호
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• pp.285-291
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• 2012

Si(Li) 검출기를 이용해 한국표준과학연구원에서 보유한 베타선 선원인 $^{147}Pm$, $^{85}Kr$, $^{90}Sr+^{90}Y$ 선원의 순수 베타선 에너지 스펙트럼을 측정하였고 이 측정 스펙트럼에 대한 잔여에너지와 질량충돌저지능비를 산출하였다. 베타선의 잔여에너지는 $^{147}Pm$, $^{85}Kr$, $^{90}Sr+^{90}Y$ 선원에 대하여 각각 0.14, 0.57, 0.93 MeV으로 평가되었고 질량충돌저지능비는 각각 1.123, 1.120, 1.109이었다.

• 한국의학물리학회지:의학물리
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• 제25권1호
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• pp.8-14
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• 2014

의료분야에서 방사선 진료기술의 발전에 따라 방사성폐기물의 수량은 급속히 증가하고 있다. 방사성폐기물에는 주로 PET/CT에 사용하는 $^{18}F$을 비롯하여 핵의학검사에 사용하는 $^{99m}Tc$ 등과 같이 반감기가 매우 짧은 방사성동위원소가 함유되어 있다. 이를 처분하기 위하여 국제원자력기구(IAEA)는 개인선량($10{\mu}Sv/y$) 및 집단선량(1 man-Sv/y)과 핵종별 농도에 근거하여 각각 폐기물의 규제해제기준을 제시(IAEA Safety Series No 111-P-1.1, 1992 및 IAEA RS-G-1.7, 2004)하였다. 이 연구에서는 IAEA 기준에 따른 방사능농도를 측정하기 위하여, $^{18}F$, $^{99m}Tc$, $^{123}I$, $^{125}I$ 및 $^{201}TI$ 관련 방사성폐기물을 수집하고 측정용기를 준비하였다. 그리고 MCA를 이용한 감마방사능 측정, 감마계수기를 이용한 감마방사능 측정, 베타입자 방출 핵종의 방사능 측정방법 및 절차를 수립하고, 표준물질을 제작하여 교정하였다. 측정결과를 근거로 방사능 감쇠 유도식을 산출하였으며, 이를 이론식과 대비하여 고찰하였다. 이 연구 결과는 ISO 표준으로 추진할 예정이다.

• 한국태양에너지학회 논문집
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• 제29권6호
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• pp.102-109
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• 2009

The research on meteorological data in Korea has been carried out but without much consistency and has been limited to some areas only. Of relatively more importance has been the area in the utilization of the solar energy, however, the measurement of the global solar horizontal irradiation has been quite limited. In the current study, the actually measured value of the global solar horizontal irradiation from the meteorological data and the theoretically calculated value of the global solar horizontal irradiation from the cloud amount will be analyzed comparatively. The method of analysis will employ the standard meteorological data drafted by the Korean Solar Energy Society, the standard meteorological data from the presently used simulation program and the corresponding results have been compared with the calculated value of the global solar horizontal irradiation from the cloud amount. The results of comparing the values obtained from MBE(Mean Bias Error), RMSE(Root Mean Squares for Error), t-Statistic methods and those from each of the standard meteorological data show that the actually measured value of the meteorological data which have been converted into standard meteorological data with the help of the ISO TRY method give the monthly average value of the global solar horizontal irradiation. These values compared with the monthly average value from the IWEC from the Department of Energy of the USA show that the value of the global solar horizontal irradiation in the USA is quite similar. In the case of the values obtained from calculation from the cloud amount, the weather data provided by TRNSYS, except only slight difference, which means that the actually measured values of the global solar horizontal irradiation are significant. This goes to show that in the case of Korea, the value of the global solar horizontal irradiation provided by the Korea Meteorological Administration is will be deemed correct.

• 대한방사선기술학회지:방사선기술과학
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• 제40권4호
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• pp.633-638
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• 2017

방사선 진료기술의 발전에 따라 의료분야에서 발생하는 방사성폐기물이 급속히 증가하고 있다. 최근의 경향을 보면, 갑상선암 진료 목적의 I-131을 비롯하여 PET/CT 조영제로 사용하는 F-18, 핵의학검사에 폭 넓게 적용하는 Tc-99m 등의 방사성동위원소 사용이 일반화 되고 있다. 사용과정에서 이러한 핵종에 오염된 방사성폐기물이 발생하게 되는데, 일정기간 보관한 후에 방사능이 규제해제(Clearance) 수준으로 감쇠하면 소각 등의 방법으로 자체처분하게 된다. 국제원자력기구(IAEA)에서는 $10{\mu}Sv/y$의 개인선량 및 1man-Sv/y의 집단선량과 함께 핵종별 농도에 근거하여 방사성폐기물의 규제해제기준을 제시하였다. 이 연구에서는 IAEA의 핵종별 방사능농도기준에 따른 규제해제 시점을 확인하기 위하여, Tc-99m과 방사화학상유사한 성질을 가지고 있는 Re-186 관련 방사성폐기물을 수집하여 방사능을 측정하였다. Re-186은 반감기가 3.8일로 방사성의약품으로는 비교적 길고, 베타선 및 감마선을 방출하여 방사성의약품 치료와 영상에 모두 사용된다. Re-186 사용과 관련하여 발생하는 오염된 일회용장갑(Poly Glove)의 방사능측정을 위하여 다중파고분석기(Multi Channel Analyzer; MCA)를 이용하였으며, 이를 위하여 표준물질을 제작하여 MCA를 교정한 이후 감마방사능 측정절차에 따라 수행하였다. 측정결과를 근거로 방사능 감쇠 유도식을 산출하여 이론식과 대비하여 고찰하였는바, Re-186 핵종의 유도반감기(3.6일)는 이론적 반감기(3.8일)에 비해 다소 짧은 것으로 나타났다. 따라서 측정결과에 근거한 유도반감기를 적용한다면, 다소 줄어든 기간 동안 Re-186 핵종 폐기물을 보관하였다가 자체처분을 할 수 있을 것으로 확인하였다. 이 연구 결과는 현재 추진하고 있는 국제표준화기구(International Organization for Standardization) 국제표준에 포함될 예정이다.

• 대한방사선치료학회지
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• 제20권1호
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• pp.25-29
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• 2008

목 적: Fiducial Gold Marker가 삽입된 전립선암 양성자 치료 시 DIPS를 이용하여 전립선의 위치변화를 관찰하고, 전립선의 움직임에 따른 보정 및 양성자치료에 관한 연구를 하고자 한다. 대상 및 방법: 2008년 4월 이후로 본원에서 양성자치료를 받은 10명의 전립선암환자를 대상으로 하였다. 전립선의 위치변화를 관찰하기위해 치료 전에 전립선에 3개의 Fiducial Gold Marker를 삽입하였고, 전립선의 움직임을 최소화하기 위해 치료 전에 소변을 보고, 매일 정량의 물을 섭취하며, Rectal balloon을 함께 시행하였다. 환자의 처음 치료자세는 CT 모의치료 때와 같고, DIPS (Digital Image Positioning System)를 이용하여 AP, Lat 촬영을 하여 얻은 영상과 치료계획에서 얻은 PA, Lat 영상을 비교하여, Fiducial Gold Marker 위치변화(X, Y, Z) 관찰하였고, 이에 따른 보정 후에 양성자치료를 시행하였다. 결 과: 치료계획에서 얻은 영상과 DIPS를 이용하여 얻은 영상의 각각의 Fiducial Gold Marker의 위치변화 차이는 10명 환자에 있어서 치료 중심을 기준으로 평균 X축: $\pm$0.116 cm, Y축: $\pm$0.19 cm, Z축: $\pm$0.176 cm이었다. 10명의 환자 중 X축으로 최고 RT: 0.24 cm, 최저 RT: 0.04 cm의 위치변화 차이가 나타났고, Y축으로 최고 Sup: 0.42 cm, 최저 Inf: 0.03 cm 위치변화 차이가 나타났고, Z축으로 최고 Ant: 0.35 cm, 최저 Post: 0.05 cm의 위치변화 차이가 관찰되었다. 결 론: 전립선의 움직임을 최소화 하기위해 치료 전에 전처치로 소변을 보고, 매일 정량의 물을 섭취하며, Rectal balloon을 시행하였으나, 모든 환자의 경우에서 전립선에 삽입된 3개의 Fiducial Gold Marker의 매일 움직임을 관찰할 수 있었다. 위 자료를 바탕으로 보다 정확한 치료 중심 설정이 요구되는 양성자치료에서 Gold Marker Matching System의 필요성을 확인할 수 있었으며, 본 연구에서 사용된 DIPS를 이용하여 전립선의 위치변화에 따른 치료 중심을 보정함으로써 보다 정밀한 양성자치료 효과를 향상시킬 수 있을 것으로 사료된다.