Hila, F.C.;Javier-Hila, A.M.V.;Sayyed, M.I.;Asuncion-Astronomo, A.;Dicen, G.P.;Jecong, J.F.M.;Guillermo, N.R.D.;Amorsolo, A.V. Jr.
Nuclear Engineering and Technology
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제53권11호
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pp.3808-3815
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2021
In this paper, the EPICS2017 photoatomic database was used to evaluate the photon mass attenuation coefficients and buildup factors of soils collected at different depths in the Philippine islands. The extraction and interpolation of the library was accomplished at the recommended linear-linear scales to obtain the incoherent and total cross section and mass attenuation coefficient. The buildup factors were evaluated using the G-P fitting method in ANSI/ANS-6.4.3. An agreement was achieved between XCOM, MCNP5, and EPICS2017 for the calculated mass attenuation coefficient values. The buildup factors were reported at several penetration depths within the standard energy grid. The highest values of both buildup factor classifications were found in the energy range between 100 and 400 keV where incoherent scattering interaction probabilities are predominant, and least at the region of predominant photoionization events. The buildup factors were examined as a function of different soil silica contents. The soil samples with larger silica concentrations were found to have higher buildup factor values and hence lower shielding characteristics, while conversely, those with the least silica contents have increased shielding characteristics brought by the increased proportions of the abundant heavier oxides.
최근 들어, 첨단산업의 발전으로 다양한 종류의 산업폐기물이 빠르게 발생하고 있다. 특히, 산업폐기물 중 중금속을 함유한 고밀도의 폐 브라운관 유리는 재처리 비용과 환경오염 문제로 인해 전량 매립 처분되고 있다. 따라서 이러한 폐자원을 재활용하기 위한 기초 연구가 필요한 실정이다. 이에 본 연구에서는 중금속이 함유된 CRT 폐유리를 잔골재로 대체한 모르타르 시험체의 기초 물성과 방사선 차폐 성능을 분석하여 차폐 재료로의 활용성을 평가하였다. 연구 결과에 따르면 중금속을 함유한 CRT 폐유리를 잔골재로 대체한 시험체의 겉보기 밀도가 상승하였으며, 압축강도와 휨강도는 저하되는 현상을 나타냈다. 또한, 납 성분이 다량 함유된 폐유리 대체 시험체는 일반 모르타르 시험체보다 저에너지의 차폐 성능이 상승하는 효과를 보였으며, $122KeV{\cdot}^{57}Co$ 방사선원에 대해서는 일반 모르타르 시험체보다 2.5배 높은 선형감쇠계수를 나타냈다.
Carbon fiber has received much attention owing to its properties, including a large surface-to-volume ratio, chemical and thermal stability, high thermal and electrical conductivity, and high mechanical strengths. In particular, magnetic nanopowder dispersed carbon fiber has been attractive in technological applications such as the electrochemical capacitor and electromagnetic wave shielding. In this study, the nickel-oxide-nanoparticle dispersed polyacrylonitrile (PAN) fibers were prepared through an electrospinning method. Electron beam irradiation was carried out with a 2.5 MeV beam energy to stabilize the materials. The samples were then heat-treated for stabilization and carbonization. The nanofiber surface was analyzed using a field emission scanning electron microscope (FE-SEM). The crystal structures of the carbon matrix and nickel nanopowders were analysed using X-ray diffraction (XRD). In addition, the magnetic and electrical properties were analyzed using a vibrating sample magnetometer (VSM) and 4 point probe. As the irradiation dose increases, the density of the carbon fiber was increased. In addition, the electrical properties of the carbon fiber improved through electron beam irradiation. This is because the amorphous region of the carbon fiber decreases. This electron beam effect of PAN fibers containing nickel nanoparticles confirmed their potential as a high performance carbon material for various applications.
Background: Gamma-ray detectors having a thin window of a material with low atomic number can increase the true coincidence summing effects for radionuclides emitting X-rays or gamma-rays. This effect can make efficiency calibration or spectrum analysis more complicated. In this study, a Cu shield was tested as an X-ray filter to neglect the true coincidence summing effect by X-rays and gamma-rays in gamma-ray spectrometry, in order to simplify gamma-ray energy spectrum analysis. Materials and Methods: A Cu shield was designed and applied to an n-type high-purity germanium detector having an $X-{\gamma}$ summing effect during efficiency calibration. This was tested using a commercial, certified mixed gamma-ray source. The feasibility of a Cu shield was evaluated by comparing efficiency calibration results with and without the shield. Results and Discussion: In this study, the thickness of a Cu shield needed to avoid true coincidence summing effects due to $X-{\gamma}$ was tested and determined to be 1 mm, considering the detection efficiency desired for higher energy. As a result, the accuracy of the detection efficiency calibration was improved by more than 13% by reducing $X-{\gamma}$ summing. Conclusion: The $X-{\gamma}$ summing effect should be considered, along with ${\gamma}-{\gamma}$ summing, when a detection efficiency calibration is implemented and appropriate shielding material can be useful for simplifying analysis of the gamma-ray energy spectra.
우리나라 국민의 연간 진단용 방사선 검사 건수는 매년 증가하고 있으며, 특히 의료 피폭의 절반이상을 차지하는 CT검사에 대한 각별한 주의가 요구된다. 본 연구에서는 현재 CT검사 중 가장 많은 부분을 차지하는 두부 CT에서 CT Number, Noise, Uniformity를 유지하면서 수정체 부분의 입사표면선량(ESD)을 줄이기 위해, 현재 사용하고 있는 Bismuth 차폐체와 Aluminum 6mm, Silicone 22mm를 비교 실험하였다. 실험 결과 IOML에 평행한 나선형 scan과 고식적 scan에서 차폐체를 사용하지 않을 때의 선량보다 각각 Bismuth 26.41%, 17.52%, Aluminum 18.24%, 9.39%, Silicone 19.47%, 14.39% 감소되었다. 물의 CT Number, Noise, Uniformity 항목에서 Bismuth 차폐체의 경우 팬텀영상 검사 기준을 초과하였으며, Aluminum, Silicone의 경우는 기준내에 포함되었다. 화질의 변화를 줄이면서 차폐의 효과를 보고자 할 때 가공성이 좋고 구입하기 쉬운 Silicone을 이용한 차폐체가 도움이 되리라 생각한다.
Main component of radiography barrier aprons is lead. To manufacture a lead-free barrier sheath, barium sulfate and organic iodine-based chemicals should be mixed with rubber. Barrier capacity was tested in the medical field. To improve adaptation of rubber with the mixture, raw materials went through milling, agitation, and extruding processes. Three sheaths were manufactured with 30%, 80%, and 120% sulfate barium, respectively. This study found 10% lower barrier capacity of lead-free barrier than the traditional lead-containing rubber sheath. Problems, however, were confronted during the agitation and extruding processes. Mixing with rubber was a technically demanding job. Inconsistent depth, problems with thermal processing and dissipation were encountered as well.
Considering the high temperature durability, the most important issue is to accurately predict the maximum operating temperature of the shell, mat and substrate. This temperature prediction then defines the material selections far the mat, shell and cones, and allows an assessment to be made as to the necessity of heat shielding. In this papers, The commercial code FLUENT was utilized to simulate automotive oval type catalytic converters, with the objective of predicting thermal behavior under steady-state, high-load conditions. Specialized computational models are used to account for effects of heat and mass transfer in the monolith, conjugate heat transfer in the various converter materials, and radiation heat transfer.
In this study, natural radioactivity concentrations and dosimetric values of fly ash samples were evaluated for the landfill area of the coal-fired power plant (CFPP) complex at Binh Thuan, Vietnam. The average activity concentrations of 238U, 226Ra, 232Th and 40K were 93, 77, 92 and 938 Bq kg-1, respectively. The average results for radon dose, indoor external, internal, and total effective dose equivalent (TEDE) were 5.27, 1.22, 0.16, and 6.65 mSv y-1, respectively. The average emanation fraction for fly ash were 0.028. The excess lifetime cancer risks (ELCR) were recorded as 20.30×10-3, 4.26×10-3, 0.62×10-3, and 25.61×10-3 for radon, indoor, outdoor exposures, and total ELCR, respectively. The results indicated that the cover of shielding materials above the landfill area significantly decreased the gamma radiation from the ash and slag in the ascending order: Zeolite < PVC < Soil < Concrete. Total dose of all radionuclides in the landfill site reached its peak at 19.8 years. The obtained data are useful for evaluation of radiation safety when fly ash is used for building material as well as the radiation risk and the overload of the landfill area from operation of these plants for population and workers.
DMSA 방사성의약품은 몸쪽 세뇨관과 주위 콩팥겉질 세포에 섭취되어 콩팥 겉질의 평가 및 영상화에 유용하게 사용되는 의약품으로 신우신염의 진단에 매우 예민도가 높은 검사여서 소아에게 많이 사용되고 있는 검사이다. 소아에게 투여되는 방사성 동위원소의 양은 미량이 되고 소아의 신체가 Field of View (FOV)에 대부분이 포함이 되는 만큼 방광에 소변이 차있게 된다면 그만큼 콩팥을 영상화하는데 영향을 미치게 됨을 연구를 통해 확인하고자 하였다. 본 연구에서는 총 계수 설정법과 시간 설정법 중에 시간 설정법으로 연구를 진행하였다. 2015년 10월에서 12월까지 요로감염 및 신우신염이 의심되어 본원을 내원 및 입원하여 시행한 생후 1개월부터 12개월까지의 소아 34명을 대상으로 하였으며 환자에게는 동일한 선량 18.5 MBq (0.5 mCi)를 각각의 환자에게 동일한 양을 주입 후 2~3시간 후 검사를 진행하였다. 이때 사용된 장비는 Siemens사의 Symiba E (Siemens Medical solution USA, Inc.) 장비를 사용하였고 영상의 분석하기 위하여 Syngo MI Applications VA60C 소프트웨어를 사용하였다. 통계학적 분석은 IBM SPSS Statistics Ver. 21를 이용하여 분석하였으며 Paired t-test를 이용하여 비교 분석하였다. 검사는 한번의 검사에 7분의 시간으로 후면상을 획득하였으며 이후 자체 제작된 납을 이용하여 방광을 가린 후 추가로 동일한 시간으로 영상을 획득하였다. 영상 분석 시에 동일한 크기의 (가로 55.2 mm ${\times}$ 세로 70.0 mm)의 ROI (Region of Interest)를 설정하여 분석하였다. 콩팥의 계수는 (Lt. Kidney counts + Rt. Kidney counts) / Total counts의 백분율로 나타내어 계산하여 평가하였고. Background 수치는 같은 영상을 비교하기에 배제하고 연구를 진행하였다. 방광을 차폐시킨 후의 콩팥 계수는 $79.40{\pm}5.19%$ 방광을 차폐시키기 전의 콩팥 계수는 $70.87{\pm}3.18%$으로 나타났으며 (차폐시킨 후 - 차폐 전)의 콩팥 계수는 $8.52{\pm}3.29%$로 차폐시킨 후와 차폐시키기 전을 비교 분석하였을 때 유의한 것으로 나타났다. 주사 방법 중 3way stopcock를 이용하여 주사하였을 경우 차폐 후 콩팥 계수는 $78.10{\pm}4.61%$ 차폐 전 콩팥계수는 $68.92{\pm}2.80%$로 (차폐시킨 후 - 차폐 전)의 콩팥 계수는 $9.18{\pm}3.53%$로 나타났으며 Heparin cap을 이용하였을 경우 차폐 후 $79.84{\pm}3.26%$, 차폐 전 $71.33{\pm}5.14%$로 (차폐시킨 후 - 차폐 전)의 콩팥 계수는 $8.51{\pm}2.92%$로 나타났으며 마지막으로 직접 주사했을 경우 차폐 후 콩팥 계수는 $82.07{\pm}2.35%$, 차폐 전 콩팥 계수는 $75.11{\pm}4.30%$로 (차폐시킨 후 - 차폐 전)의 콩팥 계수는 $6.96{\pm}2.78%$로 세 가지 방법 모두 차폐시킨 후와 차폐시키기 전을 비교 분석하였을 때 유의한 것으로 나타났다. 그리고 직접 주사, Heparin cap, 3way stopcock 순의 콩팥 계수율을 보임을 확인 할 수 있었다. 소아의 Renal DMSA scan검사 시에 방광의 방사능을 제거하여 방광을 차폐하였을 때 차폐하지 않았을 때보다 개선된 콩팥섭취율을 보였고 소아의 경우에 혈관 확보에 어려움이 있지만 직접 주입하거나 환자의 몸에 근접하도록 방사성 동위원소를 주입한다면 더 나은 영상 획득에 도움이 될 것이다.
Rezaeian, Mahdi;Kamali, Jamshid;Ahmadi, Seyed Javad;Kiani, Mohammad Amin
Nuclear Engineering and Technology
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제49권7호
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pp.1563-1570
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2017
In order to perform dry interim storage and transportation of the spent-fuel assemblies of the Bushehr Nuclear Power Plant, dual-purpose casks can be utilized. The effectiveness of different neutron-shield materials for the dual-purpose cask was analyzed through a set of calculations carried out using the Monte Carlo N-Particle (MCNP) code. The dose rate for the dual-purpose cask utilizing the recently developed materials of $epoxy/clay/B_4C$ and $epoxy/clay/B_4C/carbon$ fiber was less than the allowable radiation level of 2 mSv/h at any point and 0.1 mSv/h at 2 m from the external surface of the cask. By utilization of $epoxy/clay/B_4C$ instead of an ethylene glycol/water mixture, the dose rates on the side surface of the cask due to neutron sources and consequent secondary gamma rays will be reduced by 17.5% and 10%, respectively. The overall dose rate in this case will be reduced by 11%.
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[게시일 2004년 10월 1일]
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