• 한국광학회지
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• 제21권4호
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• pp.133-138
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• 2010

모든 복사온도계는 복사원 크기효과(Size-of-Source Effect, SSE)와 자기복사효과를 가지고 있다. 복사원의 직경에 따른 복사온도계의 검출기 신호세기로 정의된 SSE의 주원인은 회절이기 때문에 파장에 크게 좌우된다. 본 논문에서는 중저온영역에서 복사온도의 전달표준기로 많이 사용되고 있는 TRT2(Transfer Radiation Thermometer 2, HEITRONICS)의 SSE와 자기복사 특성을 측정하였다. 측정한 TRT2의 SSE 값을 사용하여 계산한 결과 흑체의 온도가 $300^{\circ}C$ 일 때, 개구 직경이 60 mm인 흑체와 10 mm인 흑체의 복사온도 차이가 저온모드($8-14\;{\mu}m$)에서 $3.5^{\circ}C$, 중온모드($3.9\;{\mu}m$)에서 $0.5^{\circ}C$인 것을 알 수 있었다. 또한, 복사온도계 몸체 온도가 $2.6^{\circ}C$ 변화했을 때 자기복사효과 때문에 흑체의 복사온도는 110 mK 다르게 측정되었다.

• Journal of Radiation Protection and Research
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• 제39권1호
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• pp.14-20
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• 2014

원전 내 방사선작업종사자 피폭량의 대부분은 계획예방정비기간 중 냉각재계통에 존재하는 $^{58}Co$, $^{60}Co$등과 같은 CRUD에 의하여 일어난다. 따라서 원전 내 방사선작업종사자의 피폭 최적관리를 위해서는 냉각재계통의 선원항을 사전에 파악할 필요가 있다. 이 연구는 원전 내 선원항을 알아보기 위해 국내 최초로 계획예방정비 기간 중 증기발생기 부근에서 CZT 반도체 검출기를 이용한 배관 직접 측정법을 사용하였다. 또한 신규원전과 노후원전에서 선원항의 차이를 알아보기 위해 두 원전에서 측정한 결과를 비교 하였고 노후원전에 대하여는 정지화학처리에 따른 선원항의 변화를 측정하였다. 노후원전에서 정지화학처리에 따른 선원항 변화는 발견되지 않았으며, 신규원전 및 노후원전의 주요 선원항은 $^{58}Co$와 $^{60}Co$ 였고, $^{59}Fe$는 신규원전에서만 $^{137}Cs$와 $^{95}Zr$는 노후원전에서만 보였다. $^{58}Co/^{60}Co$의 비율은 노후원전보다 신규원전에서 크게 나타났으며 운전연한이 증가 할수록 반감기가 긴 $^{60}Co$의 비방사능이 커지기 때문이다.

• 대한방사선방어학회:학술대회논문집
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• 대한방사선방어학회 2010년도 춘계 학술발표회 및 심포지엄
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• pp.96-97
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• 2010

• 소음진동
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• 제8권4호
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• pp.603-608
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• 1998

In order to obtain basic data for the prediction of railway noise propagation, the noise radiation characteristics (source position, radiation directivity, etc) of trains were measured by using the sound intensity method. The measurements were performed at a side of railway by setting an intensity-probe array. As the measurement results, it was found that rolling noise due to interaction between wheel and rail and motor noise radiation from the lower part of train are dominant. The location of main sound sources can be described as being at the height of 0.1m in the center line of track, and the radiation directivity in the cross section of actually running trains are presented as a dipole source.

• Radiation Oncology Journal
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• 제13권1호
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• pp.101-104
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• 1995

High Dose Rate Remote Afterloading system was installed at Wonkwang University Hospital in January 1994. In this report, the calibration of a Gammamed 12-i High Dose Rate Remote Afterloading system and the radiation survey around the facility after design and construct a shieding room are discussed. The radiation survey of the facility indicates that the use of ordinary concrete shielding of existing room will provide adequate shielding. Also, the methodologies for performing source calibration are presented.

• 한국방사선학회논문지
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• 제11권4호
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• pp.183-188
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• 2017

최근, 감마선 조사기의 자동 원격 조사 제어기가 오동작하여 방사선작업종사자가 방사선 피폭 사고가 지속적으로 보고되고 있다. 이에 NDT 분야에서는 방사선에 대한 잠재적 사고를 미연에 방지하기 위한 방사선원 모니터링 시스템 구축에 많은 시간과 재원을 투자하고 있다. 이에 본 연구에서는 다양한 비파괴검사장비에 범용적으로 적용할 수 있는 방사선원 위치 모니터링 시스템의 개발을 위한 선행연구로써 몬테카를로 시뮬레이션을 통해 산화납 기반 방사선 검출기에 대한 감마선 응답 특성을 모의 추정하였다. 연구 결과, 방사선 검출기의 최적화 두께는 방사선원에서 방사되는 감마선 에너지에 따라 상이하며 에너지가 증가함에 따라 최적화 두께가 점차 증가하는 것으로 나타났다. 결론적으로 PbO 기반 방사선 검출기의 최적화 두께는 Ir-192에 대하여 $200{\mu}m$, Se-75 $150{\mu}m$, Co-60 $300{\mu}m$로 분석되었다. 이러한 연구 결과를 바탕으로 범용적으로 적용하기 위하여 2차 전자 평형을 고려한 PbO 기반 방사선 검출기의 적절한 두께는 $300{\mu}m$로 평가되었다. 이러한 결과는 차후 다양한 NDT 장비에 범용적으로 적용하기 위한 방사선원 위치 모니터링 시스템을 개발 시 방사선 검출기에서 요구되는 적절한 두께를 결정하는데 있어 기초자료로 활용될 수 있을 것으로 사료된다.

• 한국방사선학회논문지
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• 제11권3호
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• pp.171-175
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• 2017

비파괴검사 분야에서는 작업자들의 안전을 확보하기 위해 방사선원에 대한 시스템 개발에 많은 시간과 재원을 투자하고 있으나 아직까지 사고 발생 확률은 높은 실정이다. 방사선에 대한 잠재적 사고를 미연에 방지하기 위해서는 방사선원의 위치를 직접적으로 검증하는 것이지만 아직까지 연구가 미흡한 실정이다. 이에 본 연구에서는 감마선조사기의 선원 가이드 튜브에서 방사선원의 위치를 감지할 수 있는 모니터링 시스템 개발을 위한 선행연구로써 몬테카를로 시뮬레이션을 통해 방사선 검출기에 대한 특성을 모의 추정하였다. 연구 결과, Ir-192의 감마선 에너지에 대한 방사선 검출기는 반도체 소재에 무관하게 $150{\mu}m$에서 2차 전자평형이 이루어지는 것으로 분석되었으며, 감마선 응답 특성은 $HgI_2$가 가장 우수할 것으로 기대된다. 이러한 결과는 차후 모니터링 시스템의 검출부에 위치하는 방사선 검출기의 최적화 두께를 결정하는데 기초자료로써 활용될 수 있을 것으로 기대되며, 이를 바탕으로 모니터링 시스템을 개발 시 방사선작업종사자가 위험을 쉽게 인지하여 안전을 확보할 수 있을 뿐만 아니라 잠재적인 방사선 사고에 대한 예방 및 선제적 대응이 가능함으로써 사회 안전망 구축 에 기여할 수 있을 것이다.

• 한국화재소방학회논문지
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• 제31권2호
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• pp.17-23
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• 2017

소방용 특수방화복의 열보호 성능 평가를 위해 대류와 복사 열원을 이용한 시험방법을 비교하였다. 특히 특수방화복을 구성하는 겉감, 중간층, 안감이 각각 열보호 성능에 미치는 영향을 대류와 복사 열원에 대해 비교하였다. 대류 열원에 대한 열보호 성능시험은 KS K ISO 9151, 복사 열원에 대한 시험은 KS K ISO 6942 그리고 대류와 복사열원을 함께 사용하는 시험은 KS K ISO 17492의 방법에 따라 수행하였다. 같은 입사 열유속 조건($80kW/m^2$)에서 시험했을 때 대류 열원에 비해 복사 열원에 대한 열전달지수($t_{12}$, $t_{24}$) 값이 보다 크게 나왔다. 이는 대류에 비해 복사에 의한 영향이 느리게 나타났음을 의미한다. 대류 열원에 대해서는 안감이 열보호 성능에 가장 크게 영향을 미쳤고 이어서 중간층, 겉감 순서였다. 그러나 복사 열원에 대해서는 안감, 겉감, 중간층 순서로 열보호 성능에 미치는 영향이 컸다. 대류와 복사는 열전달 메카니즘이 근본적으로 다르며, 열원이 달라지면 재질 구성에 따라 열보호 성능 결과가 다르게 나올 수 있다. 따라서 특수방화복의 열보호 성능을 평가하기 위해서는 대류 열원 뿐만 아니라 복사 열원에 대한 시험도 중요함을 확인하였다.

• Journal of Radiation Protection and Research
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• 제48권2호
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• pp.68-76
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• 2023

Background: In the process of discussion on the possibility of using radionuclide-contaminated soil and debris generated by radiation disasters, a strategy for the proper management of radiation exposure protection while considering the source of the contaminated materials is necessary. Materials and Methods: The radiological protection criteria that are likely to be applied to the source-related approach based on the International Commission on Radiological Protection recommendations and the International Atomic Energy Agency safety standards are summarized. We proposed five interpretations of radiation protection to contribute to the promotion of discussion on the possibility of using a part of low-level-radionuclide-contaminated soil and debris in the post-accident rehabilitation. Interpretations I to III are based on the idea of "using a reference level to protect the public in post-accident rehabilitation," whereas IV and V are based on the idea of "using the dose constraint to protect the public in the post-accident rehabilitation when the sources are handled in a planned activity." The former idea is subdivided into three based on the definition of the source, which is managed by the reference level, and the latter idea is divided into two depending on whether or not additional dose from using contaminated materials is deemed acceptable. Results and Discussion: To confirm the applicability of the five interpretations presented, we suggested the concrete values of protection criteria via two feasible cases. In this case study, we proposed radiation protection by the dose constraint based on the Interpretation IV and chose 1 mSv/yr for the public and 20 mSv/yr for workers dealing with radionuclide-contaminated materials. Conclusion: We concretely and systematically demonstrated how the concept of radiation protection can be applied to the process of discussion on the possibility of using radionuclide-contaminated materials within the framework of an international system of protection. This study's findings can provide necessary information to discuss the possibility of using radionuclide-contaminated materials as an alternative option for recovery and reconstruction after a radiation disaster from the viewpoint of radiation protection.

• 대한방사선치료학회지
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• 제16권1호
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• pp.21-27
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• 2004

목적 : 근접치료에 사용하는 동위원소인 Ir-192는 전량 수입에 의존하고 있으며, 그 Activity는 Welltype Chamber를 이용하여 측정하거나 제조업체의 선원 강도 인증서를 믿고 의존하는 방법, 또는 Farmer Chamber를 이용한 in-air dosimetry 등이 있다. 본 논문에서는 좀더 간단하고 단순한 Farmer Chamber를 이용한 방법을 소개하고자 한다. 대상 및 방법 : Farmer Chamber와 Source Calibration jig를 이용하여 Ir-192 동위원소의 Activity를 측정하고 그 값을 제조사의 선원강도 인증서의 값과 비교하여 선원의 Activity를 check한다. 결과 : 측정결과 제조사의 값과 비교하여 ${\pm}2.1\%$로, AAPM 권고 값인 ${\pm}5\%$ 안의 오차범위에 들어가는 차이로서 임상에서의 사용이 가능하다. 결론 : 근접치료장치의 사용증가와 그에 따른 선원의 수입 증가는 불가결하다. 그리고 선원의 정확한 Activity Check는 필수이다. 선원의 Act check를 위해 Well type chamber의 추가 구입 없이 Farmer Chamber와 Source Calibration jig를 이용하여 정확한 선량 측정이 가능하였다.