• 한국콘크리트학회:학술대회논문집
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• 한국콘크리트학회 2010년도 춘계 학술대회 제22권1호
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• pp.191-192
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• 2010

본 연구는 한국원자력연구원에서 사용한 방사선 차폐용 고밀도 중량콘크리트를 현장 적용한 사례로써 제시된 목표 품질 규격을 만족하기 위한 재료 검토, 생산 준비, 현장 적용 제품을 통한 품질 특성에 대하여 각각의 진행 과정에 대하여 정리해 보았다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제56권1호
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• pp.100-105
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• 2024

In this study, we propose an alternative approach using Artificial Neural Networks (ANN) for determining Mass Attenuation Coefficients (MAC) in various glass systems. This method takes into account the weights of glass compositions, density, and photon energy as input features. The ANN model was trained and tested on a dataset consisting of 650 data points and subsequently validated through a K-fold cross-validation procedure. Our findings demonstrate a high level of accuracy, with R² values ranging from 0.90 to 0.99. Additionally, the model exhibits robust extrapolation capabilities with an R² score of 0.87 for predicting MAC values in a new glass system. Furthermore, this approach significantly reduces the need for costly and time-consuming computations and experiments, making it a potential tool for selecting materials for effective radiation protection.

• 한국구조물진단유지관리공학회 논문집
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• 제23권3호
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• pp.56-64
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• 2019

금속을 함유하고 있는 산업폐자원과 관련한 재활용 기술을 개발하기 위해 다양한 접근이 시도되고 있으며, 그 중에서 유리는 미생물로 분해되지 않기 때문에 매립은 적합하지 않아 폐유리의 재활용에 대한 관심은 증대되고 있다. 따라서 본 논문에서는 폐유리를 잔골재로 사용하고 폐유리의 중금속 용출을 억제하기 위한 킬레이트 수지를 혼입함으로써, 차폐 채움재의 강도, 건조수축, 알칼리-실리카반응, 중금속 용출 등을 평가하여 폐유리를 경제적이며 환경 친화적인 차폐 채움재로서 활용하기 위한 기초자료를 제시하고자 한다. 시험결과, 폐유리를 잔골재로 사용하였을 경우 강도 발현에 효과적이었으며, 킬레이트 수지를 혼입하였을 경우 강도 발현에 영향이 있는 것으로 나타났다. 또한 킬레이트 수지를 혼입하였을 경우 건조수축의 개선에는 효과적이었으나 알칼리-실리카반응에 영향을 미치는 것으로 나타났다. 중금속 용출 시험결과, 한국 KSLP 시험법에서는 중금속 용출 허용 기준치를 모두 만족하였으나, 납의 경우 미국 ANSI 67-2007a의 허용 기준치를 초과하여 이에 대한 추가적인 연구가 진행되어야 할 것으로 판단되었다.

• 한국분말야금학회:학술대회논문집
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• 한국분말야금학회 2002년도 제3회 최신 분말제품 응용기술 Workshop
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• pp.25-37
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• 2002

The most important industrial application of gamma radiation in characterizing green compacts is the determination of the density. Examples are given where this method is applied in manufacturing technical components in powder metallurgy. The requirements imposed by modern quality management systems and operation by the workforce in industrial production are described. The accuracy of measurement achieved with this method is demonstrated and a comparison is given with other test methods to measure the density. The advantages and limitations of gamma ray densitometry are outlined. The gamma ray densitometer measures the attenuation of gamma radiation penetrating the test parts (Fig. 1). As the capability of compacts to absorb this type of radiation depends on their density, the attenuation of gamma radiation can serve as a measure of the density. The volume of the part being tested is defined by the size of the aperture screeniing out the radiation. It is a channel with the cross section of the aperture whose length is the height of the test part. The intensity of the radiation identified by the detector is the quantity used to determine the material density. Gamma ray densitometry can equally be performed on green compacts as well as on sintered components. Neither special preparation of test parts nor skilled personnel is required to perform the measurement; neither liquids nor other harmful substances are involved. When parts are exhibiting local density variations, which is normally the case in powder compaction, sectional densities can be determined in different parts of the sample without cutting it into pieces. The test is non-destructive, i.e. the parts can still be used after the measurement and do not have to be scrapped. The measurement is controlled by a special PC based software. All results are available for further processing by in-house quality documentation and supervision of measurements. Tool setting for multi-level components can be much improved by using this test method. When a densitometer is installed on the press shop floor, it can be operated by the tool setter himself. Then he can return to the press and immediately implement the corrections. Transfer of sample parts to the lab for density testing can be eliminated and results for the correction of tool settings are more readily available. This helps to reduce the time required for tool setting and clearly improves the productivity of powder presses. The range of materials where this method can be successfully applied covers almost the entire periodic system of the elements. It reaches from the light elements such as graphite via light metals (AI, Mg, Li, Ti) and their alloys, ceramics ($AI_20_3$, SiC, Si_3N_4, $Zr0_2$, ...), magnetic materials (hard and soft ferrites, AlNiCo, Nd-Fe-B, ...), metals including iron and alloy steels, Cu, Ni and Co based alloys to refractory and heavy metals (W, Mo, ...) as well as hardmetals. The gamma radiation required for the measurement is generated by radioactive sources which are produced by nuclear technology. These nuclear materials are safely encapsulated in stainless steel capsules so that no radioactive material can escape from the protective shielding container. The gamma ray densitometer is subject to the strict regulations for the use of radioactive materials. The radiation shield is so effective that there is no elevation of the natural radiation level outside the instrument. Personal dosimetry by the operating personnel is not required. Even in case of malfunction, loss of power and incorrect operation, the escape of gamma radiation from the instrument is positively prevented.

• 한국방사선학회논문지
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• 제14권3호
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• pp.295-301
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• 2020

유방암의 조기 검진를 위해 시행되는 유방 X선 검사 시 노출되는 방사선 피폭은 과거 발암의 원인으로도 제기되었으며, 검사 시 발생되는 산란선은 주변 장기에 불필요한 방사선 피폭을 유발할 수 있다. 이에 본 연구에서는 몬테카를로 방법을 통해 일반적인 유방 X선 검사 시 노출되는 인체 장기 선량을 평가하고, 산란선에 의한 방사선 방호를 위한 3D 프린팅 재료 사용 시 장기별 선량감소효과에 대해 산정하였다. 장기별 선량평가 결과, 유방 상하방향 검사 시 검사 반대측 유방은 검사측 유방의 약 22.0%, 눈의 경우 약 58.6%으로 산란선에 의해 높은 영향을 보였다. 이를 방호하기 위한 3D 프린팅 차폐기구 사용 시 검사 반대측 유방의 경우, 1 mm 이상의 두께에서 유효한 선량감소효과를 나타내었다.

• 분석과학
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• 제13권4호
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• pp.474-483
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• 2000

사용후핵연료에 함유되어 있는 핵분열생성물을 분석하기 위하여 여러 원소를 동시에 분석할 수 있고, 분석감도가 커서 시료의 방사능과 폐기물의 양을 감소시킬 수 있는 유도 결합 플라스마 원자방출분광기/차폐 시스템을 구성하였다. 방사성 물질이 직접 접촉되는 플라스마 들뜸원과 시료용액 도입부를 스테인리스 스틸 재질의 글로브박스 내부에 설치하였으며, 고주파 들뜸전원, 분광기, 검출기 그리고 전기, 전자 및 아르곤 가스 공급 제어장치는 외부에 설치하였다. 분석능과 방사선 안전의 관점에서 시스템의 특성을 검증하였으며, 사용후핵연료 용해용액과 원자력발전소의 일차냉각수를 대상으로 핵분열생성물과 방사성 부식생성물 분석에 대한 적용성을 평가한 결과 $0.01-0.1mgL^{-1}$ 농도범위에서 상대표준편차는 5% 이하였다.

• 핵의학기술
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• 제18권1호
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• pp.110-114
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• 2014

PET/CT기기의 발달로 인한 검사시간의 단축과 대중화로 인해 검사건수도 꾸준히 증가하고 있다. 이는 방사선 작업종사자의 피폭선량도 함께 증가시키는 결과를 초래한다. 본 연구는 PET/CT 검사에 있어서 에너지가 강한 $^{18}F-FDG$를 apron을 착용 시 방사선 차폐율을 측정하고 차폐효과를 알아보고자 하였다. 또한 $^{99m}TC$과의 차폐율을 비교하여 방사선 작업종사자의 피폭선량을 최소화하는 것에 목적을 두고 진행하였다. 실험방법은 2013년 5월 2일부터 5월 10일까지 8일간 PET/CT 검사를 위해 본원을 방문한 10명의 환자를 대상으로 하였고 PET/CT 주요 작업공간인 $^{18}F-FDG$ 분배실, 환자 안정실($^{18F}$주사 후 환자 대기장소), PET/CT 검사실 모두 3곳을 선정하여 Apron장착 전과 apron장착 후로 나누어 선량율 변화를 측정하였다. 정확한 측정을 위해서 환자 또는 Source부터의 거리는 1 m로 고정하였다. 또한 Apron의 선량감소율을 비교하고자 $^{99m}TC$의 source에도 같은 방법을 적용하여 측정하였다. 측정결과 $^{18F}FDG$ 분배실에서 L-BLOCK만 있는 경우 평균 $0.32{\mu}Sv$였고 L-block+apron의 경우 $0.23{\mu}Sv$이였으며 두 경우의 선량과 선량율의 차이는 각각 $0.09{\mu}Sv$, 26%로 나타났다. 안정실에서 apron이 없는 경우 평균 $33.1{\mu}Sv$였고 apron이 있는 경우 평균 $22.3{\mu}Sv$였다. 두 경우의 선량과 선량율의 차이는 각각 $10.8{\mu}Sv$, 33%로 나타났다. PET/CT실에서의 apron이 없는 경우 평균 $6.9{\mu}Sv$였고 apron이 있는 경우 평균 $5.5{\mu}Sv$였다. 두 경우의 선량과 선량율의 차이는 각각 $1.4{\mu}Sv$, 25%로 나타났다. $^{99m}TC$은 apron이 없는 경우 평균 $23.7{\mu}Sv$였고 apron이 있는 경우 평균 $5.5{\mu}Sv$였다. 두 경우의 선량과 선량율의 차이는 각각 $18.2{\mu}Sv$, 77%나타났다. 실험결과 환자에게 투여한 후의 $^{99m}TC$의 경우 평균 77%의 차폐율을 나타내었고 $^{18}F-FDG$의 경우 평균 27%의 비교적 낮은 차폐율을 보였다. source 자체만을 비교하였을 때에 $^{18}F-FDG$는 17%의 차폐율을 보였고 $^{99m}TC$은 77%의 차폐율을 보였다. $^{99m}TC$에 비해 낮은 차폐효과이지만 $^{18}F-FDG$ 역시 apron에 대한 차폐효과가 있음을 알 수 있었다. 그러므로 PET/CT 검사에 있어서 $^{18}F-FDG$과 같은 고에너지에 맞는 apron을 착용한다면 방사선 작업종사자의 피폭선량을 최소화 할 수 있을 것으로 사료된다.

• Journal of Radiation Protection and Research
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• 제43권2호
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• pp.75-84
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• 2018

Background: Gamma-ray spectrometry helps in radiation shielding problems and different applications of radioisotopes. Experimental arrangements including broad beam geometries are widely used. The aim is to investigate and evaluate the ${\gamma}-ray$ spectra via attenuation by environmental materials. Materials and Methods: The photo peak to nominated parts in the ${\gamma}-ray$ spectra and the attenuation coefficients ${\mu}_b/{\rho}$ from broad beam geometries are measured for the materials water, soil, sand and cement at the energies 0.662, 1.25, and 1.332 MeV with a $3{^{\prime}^{\prime}}{\times}3{^{\prime}^{\prime}}$ NaI(Tl) detector. Results and Discussion: The ${\gamma}-ray$ spectra vary according to changes in the effective atomic number $Z_{eff}$ of the attenuator, the photon energy and the solid angle. The peak to total ratios are the most sensitive parts to variations in the experimental conditions and overturn in the region 0.663 MeV to 1.332 MeV. This is indicated as inversion trend. The results are discussed in view of $Z_{eff}$ and the experimental conditions. The intensity build-up is larger at the lower energy and larger scattering angles in agreement with Klein-Nishina formula and other results. The build-up factor B is$${\sim_=}$$1 at high ${\gamma}-energies$ and small scattering angles. Conclusion: The sensitivity to material characteristics decrease gradually from peak: to total, to Compton valley, to Compton plateau ratios. Rigorous collimation is necessary at small energies. Cement, of the largest $Z_{eff}$, is characterized by the maximum broad beam mass attenuation coefficients ${\mu}_b/{\rho}$. The obtained results provide information to decide for the suitable experimental set-up based on aim of the work.

• 대한방사선치료학회지
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• 제27권1호
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• pp.87-95
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• 2015

목 적 : 안와 주변 방사선 치료 시 수정체 피폭선량감소를 위하여 사용된 2차 차폐 block의 유용성을 알아보고자 한다. 대상 및 방법 : Human phantom(Alderson Rando Phantom, The Phantom Laboratory, USA)을 사용하여 CT(Somatom Definition AS, Siemens, Germany) 모의촬영 후 전산화치료계획시스템(Pinnacle, PHILIPS, USA)을 통해 실제 치료와 유사한 IMRT치료계획을 실시하였다. 2차 차폐를 위하여 두께 3mm 지름 25 mm의 납판과 3 mm tungsten eye-shield block(Extra small size, Radiation Products Design, Inc, USA)를 사용하였으며, TPS(Treatment Planning System) 상의 lens dose와 모의치료 상의 lens dose를 OSLD로 측정 비교하였다. 또한, 5 cm 두께의 acrylic phantom에 동일한 조건의 2차 차폐물인 3 mm 납판과 tungsten eye-shield block을 사용하여 200 MU(6 MV, SPD(Source to Phantom Distance)=100 cm, $F{\cdot}S\;5{\times}5cm$)를 조사 및 측정하였으며, 조사야 밖의 누설선 및 투과방사선 영향을 제한시키고자 8 cm 납블럭(O.S.B: Outside Scatter Block)을 적용하여 위와 동일한 실험을 시행하였다. 조사야로부터 1 cm 이격하여 phantom 끝 옆면에 OSLD(Optically Stimulated Luminescence Dosimeter)를 부착하였고, eyelid의 두께에 해당하는 bolus 3 mm를 적용하였다. 결 과 : human phantom을 이용하여 IMRT 치료계획 상의 Lens dose와 실 측정치는 각각 315.9, 216.7 cGy가 측정되었고, 3 mm 납판과 tungsten eye-shield block으로 2차 차폐 후 각각 234.3, 224.1 cGy가 측정되었다. acrylic phantom을 이용한 실험 결과는 no block, 3 mm 납판, tungsten eye-shield block을 사용했을 때 5.24, 5.42, 5.39 cGy가 측정되었으며, 조사야 밖에 O.S.B를 적용하여 no block, 3 mm 납판, tungsten eye-shield block을 실험한 결과 각각 1.79, 2.00, 2.02 cGy가 측정되었다. 결 론 : 광자선 조사 시 critical organ을 보호하기 위하여 2차 차폐를 적용할 시에는 field 외부일지라도 헤드 누설방사선 및 collimator & MLC 투과방사선이 존재하므로 치료부위와 beam 방향에 따라 금속과 같은 높은 원자번호의 차폐물질이 critical organ근처에 있다면 선량 증가의 원인이 될 수 있다는 사실을 알 수 있었다. 따라서 피폭선량 감소를 위한 2차 차폐의 시도는 분명 의미가 있었으나 미 검증된 시도는 오히려 역효과를 가져올 수 있다는 사실을 인지하여 QA를 통해 목적에 부합하는 결과가 나오는지를 사전에 알아보아야 할 것이다.

• 한국방사선학회논문지
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• 제14권5호
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• pp.627-634
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• 2020

본 연구는 기존의 납을 대신해 친환경 물질인 황산바륨과 3D 프린터 소재인 PLA 필라멘트를 혼합하여 형태학적 구현을 위한 차폐체를 개발하고자 하였다. 환경 물질인 황산바륨 분말 가루와 3D프린터 소재인 PLA 필라멘트를 사용하였으며, 황산바륨 분말 가루와 PLA를 혼합하기 위하여 압출기로 융합 후 3D 프린터로 차폐체를 제작하였다. 황산바륨 파우더 분말 가루와 PLA 필라멘트 혼합비율을 확인하기 위해 혼합입도를 분석하였으며, 혼합된 차폐체의 차폐능을 확인하기 위해 황산바륨 함유량에 따른 두께별 흡수선량을 구하여 선량을 평가한 후 차폐능을 분석했다.황산바륨 분말 입자와 PLA 필라멘트 혼합 입도 평가 시 외관상과 주사전자현미경 관찰사진에서 함유량이 30%일 때 가장 적정비율로 혼합된 것을 확인하였다. 황산바륨 함유량에 따른 두께별 흡수선량 결과에서 함유량이 0%일 때와 각 % 별 함유량을 비교했을 때 두께 0.5 cm에서 흡수선량의 차이가 가장 크게 나타났으며, 바륨함유량이 30%일 때 두께 3 cm에서 가장 낮은 선량값을 나타냈다. 또한 바륨함유량이 30%를 기점으로 함유량이 증가할수록 흡수 선량값은 다시 높아지는 결과가 나타났다. 기존의 납 대신 친환경 물질인 황산바륨을 필라멘트 소재인 PLA와 혼합하여 형태학적인 차폐체를 만들 수 있었다. 혼합물에 대한 바륨의 혼합비율은 30%가 가장 적절하며, 본 연구를 토대로 진단 방사선 분야 내 3D 프린터를 이용한 형태학적 차폐체 구현을 위한 기초 자료로 사용될 것으로 기대한다.