• Nuclear Engineering and Technology
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• 제53권10호
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• pp.3406-3412
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• 2021

A real-time digital time-stamp sorting algorithm used in the In-Beam positron emission tomography (In-Beam PET) is presented. The algorithm is operated in the field programmable gate array (FPGA) and a small amount of registers, MUX and memory cells are used. It is developed for sorting the data of annihilation event from front-end circuits, so as to identify the coincidence events efficiently in a large amount of data. In the In-Beam PET, each annihilation event is detected by the detector array and digitized by the analog to digital converter (ADC) in Data Acquisition Unit (DAQU), with a resolution of 14 bits and sampling rate of 50 MS/s. Test and preliminary operation have been implemented, it can perform a sorting operation under the event count rate up to 1 MHz per channel, and support four channels in total, count rate up to 4 MHz. The performance of this algorithm has been verified by pulse generator and ²²Na radiation source, which can sort the events with chaotic order into chronological order completely. The application of this algorithm provides not only an efficient solution for selection of coincidence events, but also a design of electronic circuit with a small-scale structure.

• 한국환경보건학회지
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• 제45권2호
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• pp.99-112
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• 2019

Objective: This study aims to analyze the characteristics of airborne radon and thoron level ($Bq/m^3$) generated from household products containing monazites, and estimate the effective doses (mSv/yr). Method: Radon & Thoron detector EQF3220 was used to monitor real-time airborne radon and thoron level ($Bq/m^3$), and their daughters ($Bq/m^3$) were recorded every two hours. Effective doses (mSv/yr) for radon and thoron were estimated according to models developed by International Commission on Radiological Protection (ICRP) and United Nations Scientific Committee on the Effects of Atomic Radiation (UNSCEAR). Results: The average levels of radon and thoron were $87.8Bq/m^3$ (range; $20.8-156.3Bq/m^3$) and $1,347.5Bq/m^3$ (range; $4-5,839.7Bq/m^3$), respectively. The average equilibrium factors (F) were 0.23 and 0.007, respectively. The levels of radon progeny were far higher than that thoron. Latex mattress showed the highest F (0.38). The average effective doses were estimated to be ICRP (1.9 mSv/yr) and UNSCER (1.3 mSv/yr) for radon and UNSCEAR (1.6 mSv/yr) for thoron. Conclusions: Our results have far exceeded the allowable effective dose for general population (1 mSv/yr). The government's actions such as the ban of use of consumer products containing monazite and the establishment of surveillance system to evaluate health effects for the people affected should be taken as early as possible.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제55권8호
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• pp.2802-2811
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• 2023

In a first-of-its-kind study, terrestrial radionuclide concentrations were measured in 35 topsoil samples from the outskirts of Dhaka using HPGe gamma-ray spectrometry to assess the radiological consequences of such a vast number of brick kilns on the plant workers, general as well as dwelling environment. The range of activity concentrations of ²²⁶Ra, ²³²Th, and ⁴⁰K is found at 19 ± 3.04 to 38 ± 4.94, 39 ± 5.85 to 57 ± 7.41, and (430 ± 51.60 to 570 ± 68.40) Bq/kg, respectively. ²³²Th and ⁴⁰K concentrations were higher than the global averages. Bottom ash deposition in lowlands, fly ash buildup in soils, and the fallout of micro-particles are all probable causes of the elevated radioactivity levels. ¹³⁷Cs was found in the sample, which indicates the migration of ¹³⁷Cs from nuclear accidents or nuclear fallout, or the contamination of feed coal. Although the effective dose received by the general public was below the recommended dose limit but, most estimates of hazard parameters surpass their respective population weighted global averages, indicating that brick kiln workers and nearby residents are not safe due to prolonged exposures to terrestrial radiation. In addition, the soil around sampling sites is found to be unsuitable for agricultural purposes.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제55권7호
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• pp.2447-2453
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• 2023

The radioactivity concentrations of Naturally Occurring Radioactive Materials (NORM) i.e., ²²⁶Ra, ²³²Th, and ⁴K in various chemical fertilizers being used in the agricultural soil of Pakistan were determined utilizing gamma spectrometry by employing a High Purity Germanium (HPGe) detector. The radioactivity concentrations of ²²⁶Ra, ²³²Th, and ⁴K extended from 2.58 ± 0.8-265.7 ± 8.8 Bq kg^-1, 1.53 ± 0.14-76.6 ± 1.07 Bq kg^-1 and 36.5 ± 1.34-15606.7 ± 30.2 Bq kg^-1 respectively. The radiological hazard parameters such as internal and external indices and annual effective dose rates were calculated, while excessive lifetime cancer risk factors for the indoor and outdoor areas were found in the range from 0.3×10^-3 to 10.723×10^-3 and 0.03×10^-3 to 2.7948×10^-3 of most fertilizers, however, some values were slightly higher than the UNSCEAR (The United Nations Scientific Committee on the Effects of Atomic Radiation) recommended values for potash-containing fertilizers such as MOP (Muriate of Potash).

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제56권6호
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• pp.2050-2056
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• 2024

Handling of radioisotopes may cause external and internal contamination to occupational workers while using radiation for medical purposes. This research aims to monitor the internal hazard of occupational workers who handle ¹³¹I. Two methods are used: in vivo or direct method and in vitro or indirect method. The in vivo or direct method was performed by assessing thyroid intake with a thyroid uptake monitoring machine. The in vitro or indirect method was performed by assessing urine samples with the help of a gamma-ray spectroscopy practice using a High-Purity Germanium (HPGe) Detector. In this study, fifty-nine thyroid counts and fifty-nine urine samples were collected from seven occupational workers who were in charge of ¹³¹I at the National Institute of Nuclear Medicine and Allied Sciences (NINMAS), Dhaka. The result showed that the average annual effective dose of seven workforces from thyroid counts were 0.0208 mSv/y, 0.0180 mSv/y, 0.0135 mSv/y, 0.0169 m Sv/y, 0.0072 mSv/y, 0.0181 mSv/y, 0.0164 mSv/y and in urine samples 0.0832 mSv/y, 0.0770 mSv/y, 0.0732 mSv/y, 0.0693 mSv/y, 0.0715 mSv/y, 0.0662 mSv/y, 0.0708 mSv/y.The total annual effective dose (in vivo and in vitro method) was found among seven workers in average 0.1039 mSv/y, 0.0950 mSv/y, 0.0868 mSv/y, 0.0862 mSv/y, 0.0787 mSv/y, 0.0843 mSv/y, 0.0872 mSv/y. Following the rules of the International Commission on Radiological Protection (ICRP), the annual limit of effective dose for occupational exposure is 20 mSv per year and the finding values from this research work are lesser than this safety boundary.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제56권9호
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• pp.3872-3883
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• 2024

This study investigates the effects of Zinc (Zn), Manganese (Mn), and Iron (Fe) additions on the microstructure, corrosion behaviour, biocompatibility, mechanical, and gamma-ray shielding properties of Magnesium (Mg) alloys prepared in various compositions using powder metallurgy (PM). The microstructure and mechanical properties of these alloys were analyzed using electron microscopes (SEM and FE-SEM) and X-ray diffraction (XRD) methods. The results showed positive changes in the material's structure when the percentage of zinc added to pure magnesium increased. It was observed that the material became ductile, and the ductile fracture increased when the zinc ratio increased. The gamma-ray shielding properties of newly produced Mg-based alloys have also been discussed since they have a high potential for use in space technologies. Radiation shielding measurements have been performed using a 3" × 3" NaI(Tl) scintillation detector NaI (Tl) gamma-ray spectrometer. The gamma-ray shielding parameters such as the linear attenuation coefficients (μ_l), mass attenuation coefficient (μ_m), effective atomic number (Z_eff), half-value layer (HVL), and tenth-value layer (TVL) have been determined experimentally at photon energies of 0.511 MeV (emitted from a²²Na radioactive point source) and 1.173 MeV and 1.332 MeV (emitting from a⁶⁰Co radioactive point source). The obtained parameters have been compared to the theoretical results of the XCOM software, and a satisfactory agreement has been found. It can be said from the results that the Mg30Zn alloy has the best shielding properties among the produced materials.

• Journal of Radiation Protection and Research
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• 제13권1호
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• pp.31-41
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• 1988

국내 원자력(原子力) 산업(産業)의 시설증대(施設增大)로 방사성핵종오염(放射性核種汚染)의 가능성이 날로 증가되고 있음에도 불구하고 종사자 및 인근주민에 대한 진료대책(診療對策)에 관한 연구가 전무한 실정에 있어 이에 대한 기초자료마련의 일환인 응급처치방안을 수립코자 $^{58}CoCl_2\;1{\mu}Ci$를 마우스(NIH-(GP))의 복강내(腹腔內)에 투여한 후 $CaNa_3$ DTPA 8.4mg/0.2ml-saline, $CoNa_3$ DTPA 8.4mg/0. 2ml-saline, saline 5ml 등(等)을 동시에 각각 투여하였으며, cobalt의 전신잔존량(全身殘存量), 체내분포 및 요내(尿內) 함유(含有)된 양(量)을 측정(測定)하기 위해 투여 후(後) 4, 8, 12, 48시간, 그리고 7일에 MCA의 Ge-detector로 방사능(放射能)을 계측(計測)하였고, 또한 각 실질장기내(實質臟器內) 잔존(殘存)된 cobalt의 방사능(放射能)을 측정(測定)하기 위하여 각 group당 6마리의 마우스를 도살해체하여 측정(測定)하였던 바 다음과 같은 결론을 얻었다. $CoNa_3$ DTPA 처치군(處置群)에서는 오염(汚染)된 방사성(放射性) cobalt의 전신잔존율(全身殘存率)의 감소(減少) 및 배설율(排泄率) 증가(增加)에 유효한 효과(效果)가 있었으며, systemic contamination에 대한 방어효과는 $CoNa_3$ DTPA, $CaNa_3$ DTPA 그리고 saline의 순(順)으로 유효하였다. 결론적으로 본 실험결과로 볼때 방사성(放射性) cobalt의 체내오염에 대한 긴급처치(緊急處置)는 $CoNa_3$ DTPA와 다량의 물을 동시에 투여함으로써 체내오염된 방사성(放射性) cobalt의 배설(排泄)을 촉진(促進)시킬 것으로 사료된다.

• 한국의학물리학회지:의학물리
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• 제9권1호
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• pp.11-21
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• 1998

일렉트릿 (electret) 의 특성을 갖고 있는 Teflon-FEP 와 PET 필름의 유전체 양변에 크롬을 증착시켜 전극을 만들고 코발트-60 감마선을 찍어 이 두 유전체의 물리적 특성변화를 조사하였다. 선량률 25.0 cGy/min에서 방사선 조사하기 시작하여 2초이내에서 전류가 급격히 증가해 최대값에 이른후, 60초 이후에선 거의 안정값에 이르는 특성을 보였다. 방사선 조사동안 Teflon의 경우 유전 상수는 2.15에서 18.0으로, 전기전도도는 1$\times$$10^{-17}$ 에서 1.57$\times$$10^{-13}$ $\Omega$$^{-l}$ $cm^{-1}$ /으로 증가했고, PET는 유전상수는 3에서 18.3으로, 전기전도도는 $10^{-17}$ 에서 1.65$\times$$10^{-13}$ $\Omega$$^{-1}$$cm^{-1}$ /값으로 변하였다. 분당선량률을 변화시켰을때 (4.0 cGy/min, 8.5 cGy/min, 15.6 cGy/min, 19.3 cGy/min) 정상상태 방사선 유도전류(Ic), 유전율($\varepsilon$), 전기전도도 ($\sigma$) 가 선량률에 따라 증가함을 보였다. 정상상태방사선유도전류(Ic)값은 12시간내에선 1%내의 재현성을 보였고, 1주일간에선 3%내에서 일치하였다. 전하 및 전류값이 측정간격 (방사선 조사후 다음 조사때까지의 시간)에 의존성을 보였으며, 측정간격이 작을수록 초기측정값과 후측정값의 차가 크며, 최소 20분이상 간격을 둘 때 후측정값이 초기측정값과 같아졌다. 25.0 cGy/min. 선량률에서 유전체가 20분동안 전하를 유지하는 일펙트릿 성질을 갖고 있음을 보였다. 위 실험결과들은 2차전자에 의한 자유전자와 정공의 발생 및 이로 인한 내부편극과 전도도의 변화, 재결합등으로 인한 전자평형상태에 의한 것으로 볼 수 있다. 방사선조사직후 시료에 열을 가한 후 다시 조사하면 측정값이 상승하는 현상을 보였다. 이는 열을 가함으로 내부편극이 감소되었고 이로인해 다음 방사선 조사시 전하운반자(charge carriers)의 숫자를 높이는데 기여했음을 알 수 있다. 인가전압 및 흡수선량에 따른 선형성 및 재현성과 다른 전리함에 비해 적은 부피로 큰 전하량을 측정하는 것은 미세전류검출기로서의 사용가능성과 검출기의 부피를 크게 줄일수 있는 가능성을 보여준다.

• Journal of Radiation Protection and Research
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• 제40권1호
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• pp.1-9
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• 2015

콤프턴 카메라는 검출 신호의 동시성 판단을 기반으로 한 전자적 집속방식을 이용하기 때문에, 기존의 물리적 집속기를 이용하는 감마선 영상 장비의 가시영역이 좁고 투과력이 높은 고에너지 감마선에 적용하기 어렵다는 한계를 극복할 수 있다. 특히 대면적의 콤프턴 카메라는 절대 검출 효율이 높아 영상 장비의 운반이 요구되지 않는 대규모 공정 시설내 핵물질의 모니터링용으로 매우 적합하다. 본 연구팀은 한국원자력연구원에서 개발 중인 파이로 시험 공정 시설에서의 안전조치 수립을 위해 대면적 콤프턴 카메라를 적용하고자 한다. 대면적 콤프턴 카메라를 구성하는 대면적의 검출기는 그 형태나 구성 방식에 따라 에너지 분해능이나 위치 분해능이 달라질 수 있다. 이는 콤프턴 영상의 질에 직접적으로 영향을 미치므로, 본 연구에서는 전산모사를 통해 그 영향을 예측하여 대면적 검출기의 설계 방향을 결정하였다. 또한 한국원자력연구원으로부터 파이로 시험 공정 시설의 정보를 전달받아 전산모사를 수행하였고, 여러 계측 환경에 대해 대면적 콤프턴 카메라의 성능을 예측하여 보았다. 그 결과 대면적 검출기는 에너지 분해능 측면에서의 손실을 최소화 할 수 있도록 구성하여야 한다는 결론을 얻었으며, 에너지 분해능 10%, 위치 분해능 7 mm 정도 성능의 검출기를 이용하여 콤프턴 카메라를 구성할 경우 1 m 거리에 위치한 감손우라늄 선원을 영상 해상도 16.3 cm(각도 분해능 $9.26^{\circ}$)으로 영상화할 수 있음을 확인하였다.

• 핵의학기술
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• 제25권2호
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• pp.41-47
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• 2021

최근 사이클로트론 시설의 GMP 인증 및 핵의학과 검사 보험 미적용 등으로 인해 핵의학 검사 수가 감소함에 따라 사이클로트론도 조기에 해체될 가능성이 높다. 이에 본 연구에서는 사이클로트론 해체 시 방사성폐기물 발생량과 관련성이 높은 사이클로트론 차폐벽 내 방사성핵종을 확인하였다. 국내에는 해체가 진행중인 사이클로트론이 없으므로 사이클로트론 차폐벽 Coring이 불가능하고, 국내 모든 사이클로트론에 대한 실험을 수행하는 것은 현실적으로 불가능하다. 따라서, 대구 K대학교 병원 내 KIRAMS-13이 설치된 사이클로트론실에서 Target 진행 방향을 중심으로 총 30 곳에서 방사성핵종을 분석하였다. 본 연구에서 활용한 장비는 Thermo사의 RIIDEye이며, 측정 지점별 측정시간은 24시간으로 설정하였다. 측정 결과 일부 측정 지점에서 장반감기 방사성핵종인 Co-60과 Cs-137이 검출되었다. 또한, 가장 많은 측정 지점에서 검출된 Co-60의 방출에너지별 방사능을 확인한 결과, target 방향을 중심으로 우측 상부에서 좌측 하부로 이어지는 대각선 방향으로 방사능이 높은 것을 확인하였다. 따라서, 향후 사이클로트론 해체 전 차폐벽 coring 위치 선정 시 휴대용핵종분석기를 활용할 수 있을 것으로 예상된다. 하지만, 본 연구는 하나의 사이클로트론에 대한 실험 결과이므로 다수의 사이클로트론에 대한 추가 연구가 필요할 것으로 예상된다. 또한, 본 연구 결과는 휴대용핵종분석기를 사용한 연구결과로서 HPGe를 활용한 추가 연구를 수행하여 일치성을 확인하는 추가 연구가 필요할 것으로 판단된다. 최종적으로 다년간의 각 기관별 콘크리트 표면에서의 방사화 자료가 구축된다면, 사이클로트론 해체 준비 시 보다 정확한 방사성폐기물량을 예측할 수 있을 것으로 판단된다.