• 대한의용생체공학회:의공학회지
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• 제5권2호
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• pp.167-172
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• 1984

In the present study, we developed a nuclear stethoscope interfaced with a personal computer (APPLE- II) and evaluated it's performances as compared with the gamma camera. This single-probe, ECG-gated system has been used for displaying the left ventricular time-activity curves, the peak ejection time and its rate, the peak filling time and its rate, and the R-R interval distribution. The radioactivity was measured at every 10msec around the ventricular region, where the activity curves shows the maximal peak to peak variations. The background activity was measured around the lung area showing its counts approximately 50% of the end-diastolic count with minimal variations. The average time-activity curves of 100 beats were used for analysis in the equilibrium study after intravenous injection of 15-20mCi of Tc. The ejection fractions measured by the nuclear stethoscope(Y) were compared with those measured by gamma camera(X) in 47 patients with various heart diseases. The correlation coefficient between two measurements was 0.766 with a relation of Y=1.04 x-8.48. Also, the high reproducibility was obtained for the same patient. Also, the high reproducibility was obtained for the same patient. From this study, we conclude that this device is useful for continuous monitoring in the intensive care unit, as it is portable, compact, and inexpensive.

• 한국방사성폐기물학회:학술대회논문집
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• 한국방사성폐기물학회 2005년도 춘계 학술대회
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• pp.426-427
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• 2005

Advanced Spent Fuel Conditioning Process (ACP) is a pyrochemical process in which the spent fuel of PWR is transformed into the uranic metal ingot. Through this process, which has been developed in KAERI since 1998, the radioactivity, the radiotoxicity, the heat and the volume of the PWR spent fuel are reduced by a quarter of the original. To demonstrate a lab-scale process and extract the data for the later pilot-scale process, a demonstration facility of ACP (ACPF) is under construction and the lab-scale demonstration is slated for 2006. To establish the safeguardability of ACPF, a safeguards system including a neutron counter based on non-destructive assay, which is named as ACP Safeguards Neutron Counter (ASNC), the ACP Safeguards Surveillance System (ASSS) which consists of two neutron monitors and five IAEA cameras, and Laser Induced Breakdown System (LIBS) have been developed and are ready to be installed at ACPF. The target materials of ACP to assay with ASNC are categorized into three types among which the first is the uranic metal ingot, the second is the salt waste and the last is $UO_2$ and $U_{3}O_8$ powders, rod cuts and hulls. The Pu content of process nuclear materials can be accounted with ASNC. The ASSS is integrated in the ACP Intelligent Surveillance Software (AISS) in which the IAEA camera images and background signals at the rear doors of ACPF are displayed. The composition of special nuclear materials of ACP can be measured with LIBS which can be a supporting measurement tool for ASNC. The conceptual picture of safeguards system of ACPF is shown in Fig. 1.

• Journal of Radiation Protection and Research
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• 제34권3호
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• pp.121-128
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• 2009

국내 원전의 계획예방정비기간중에 원자로계통의 개방과정에서 원자로건물내 공기 중으로 누설된 $^{131}I$의 채내 흡입으로 원전 종사자의 내부피폭이 발생하였다. 이에 따라 원전에서 보유하고 있는 전신계측기(Whole Body Counter)를 이용하여 방사선작업 종료 후 즉시 원전종사자의 체내에 침적된 내부방사능을 측정하였고, 수일 경과 후 재측정하였다. 이러한 전신계측결과를 이용한 섭취량 산정 값을 원전종사자가 출입한 원자로 건물 내 공기 중의 $^{131}I$ 방사능 농도 측정결과와 원자로건물 출입기록에 근거하여 계산된 $^{131}I$ 채내 섭취량과 비교 평가하였다. 그 결과 전신계측기를 이용한 채내 방사능측정 결과와 공기중 농도를 이용한 섭취량 산정 결과는 비교적 잘 일치하는 것으로 평가되였다.

• Journal of Advanced Marine Engineering and Technology
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• 제38권4호
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• pp.470-475
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• 2014

현재 많이 보급되어 보편적인 이동단말장치로 사용되는 스마트폰은 USB등의 인터페이스를 지원하며 휴대성과 이동성이 편해 기존 모니터링 장비의 대체가 가능하다. 최근 방사능, 나트륨, 전자파 등의 주변 환경을 탐지하는 센서를 USB 액세서리 형태의 입력장치로 개발되어 많이 판매되고 있으나, 기존 방식의 센서 Plug and Play 기술을 스마트폰 USB 액세서리 장치를 연결하는데 문제점이 있다. 본 논문에서는 스마트폰 USB 액세서리 Plug and Play를 위한 통합 앱 구조를 제안하고, 통합 앱과 센서 액세서리 플랫폼 그리고 센서 웹서버와의 데이터교환 방식을 설계하였으며 다양한 센서들의 측정 데이터를 하나의 앱에서 수집하고 표시할 수 있도록 구현하였다.

• 한국재난정보학회:학술대회논문집
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• 한국재난정보학회 2015년 정기학술대회
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• pp.294-297
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• 2015

Decommissioning of nuclear facilities should be accomplished by assuring the safety of workers because decommissioning activities of nuclear facilities are under high radioactivity and work difficulty. It is necessary that before decommissioning, the radiation exposure dose of workers has to be evaluated and assessed under the principle of ALARA (as low as reasonably achievable). Furthermore, to improve the proficiency of decommissioning environments, method and system need to be developed. The legacy methods of exposure dose measurement and assessment had the limitations to modify and simulate the exposure dose to workers prior to practical activities because those should be accomplished without changes of working routes under predetermined scenarios. To simulate a lot of decommissioning scenarios, decommissioning environments were designed in virtual reality. To simulate and assess the exposure dose to workers, human model also was designed in virtual environments. These virtual decommissioning environments made it possible to real-time simulate and assess the exposure dose to workers. It can be concluded that this system is able to protect from accidents and enable workers to improve his familiarization about working environments. It is expected that this system can reduce human errors because workers are able to improve the proficiency of hazardous working environments due to virtual training like real decommissioning situations. In the end, the safety during decommissioning of nuclear facilities will be guaranteed under the principle of ALARA.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제19권2호
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• pp.107-114
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• 1987

$^{137}$Cs 용액을 추적자로 사용하여 동시와 역동시 계수방법에 의해 $^{137}$Cs 용액의 방사능을 측정하였다. 본 연구에서의 측정선원은 $^{137}$Cs과 추적자를 혼합하여 제작하였으며 혼합 비율은 동시와 역동시 계수 방법에서 각각 1/3과 1/5로 하였다. $^{137}$Cs용액의 비 방사능은 $\beta$채널 저에너지 문턱 준위 변화와 효율외삽 방법에 의해 산출되었다. 동시와 역동시 계수 방법에 의해 산출된 결과는 기준일 현재 552.78kBq/g과 554.32kBq/g이었으며 합성오차는 각각 1.60kbq/g과 1.51kBq/g이었다. 두 개의 결과는 오차범위 내에서 잘 일치함을 보여준다.

• Journal of Radiation Protection and Research
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• 제43권4호
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• pp.160-169
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• 2018

Background: This study aims to develop an integrated optical system that can simultaneously or selectively measure the signals obtained from radioluminescence (RL), thermoluminescence (TL), and optically stimulated luminescence (OSL), which are luminescence phenomena of materials stimulated by radioactivity, heat, and light, respectively. The luminescence mechanism of various materials could be investigated using the glow curves of the luminescence materials. Materials and Methods: RL/TL/OSL integrated measuring system was equipped with a X-ray tube (50 kV, $200{\mu}A$) as an ionizing radiation source to irradiate the sample. The sample substrate was used as a heating source and was also designed to optically stimulate the sample material using various light sources, such as high luminous blue light emitting diode (LED) or laser. The system measured the luminescence intensity versus the amount of irradiation/stimulation on the sample for the purpose of measuring RL, TL and OSL sequentially or by selectively combining them. Optical filters were combined to minimize the interference of the stimulation light in the OSL signal. A long-pass filter (420 nm) was used for 470 nm LED, an ultraviolet-pass filter (260-390 nm) was used for detecting the luminescence of the sample by PM tube. Results and Discussion: The reliability of the system was evaluated using the RL/OSL characteristics of $Al_2O_3:C$ and the RL/TL characteristics of LiF:Mg,Cu,Si, which were used as dosimetry materials. The RL/OSL characteristics of $Al_2O_3:C$ showed relatively linear dose-response characteristics. The glow curve of LiF:Mg,Cu,Si also showed typical RL/OSL characteristics. Conclusion: The reliability of the proposed system was verified by sequentially measuring the RL characteristics of radiation as well as the TL and OSL characteristics by concurrent thermal and optical stimulations. In this study, we developed an integrated measurement system that measures the glow curves of RL/TL/OSL using universal USB-DAQs and the control program.

• Korean Chemical Engineering Research
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• 제59권3호
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• pp.450-454
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• 2021

현재, 감마 핵종 분석은 주로 무기섬광체 또는 반도체 검출기를 활용하여 여러 분야에 사용되고 있다. 이러한 검출기는 분해능이 좋지만 크기가 제한적이며, 가공성이 낮고 경제성이 플라스틱 섬광체보다 낮다. 따라서, 나노물질인 양자점과 플라스틱섬광체의 장점을 이용하여 양자점 나노물질 기반 플라스틱 섬광체를 개발하였다. 가장 많이 활용되고 있는 Cd계열 물질인 CdS/ZnS 양자점을 플라스틱 매트릭스에 교반하여 제작하였으며, 이를 ⁶⁰Co핵종 대상 계측 실험을 하여 상용플라스틱 섬광체의 성능과 비교 분석하였다. 상용플라스틱 섬광체 대비 CdS/ZnS 양자점 기반 플라스틱 섬광체가 20~30% 높은 효율을 보였다. 이는 의료분야뿐만 아니라 원자력 해체분야에서도 방사능 분석기로 활용 가능할 것으로 판단된다.

• Journal of Radiation Protection and Research
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• 제22권2호
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• pp.111-117
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• 1997

최근 포괄적 핵실험금지조약 (Comprehensive Test Ban Traety : CTBT)의 체결은 전세계적으로 핵활동 감시 네트워크를 구축하는 것이다. 핵실험금지 위원회의 전문가들은 대기 방사성핵종의 측정을 핵실험 감시에 필수적인 요소로 제안하였으며, 이에 따른 기술적 요구사항을 제시하였다. 본 연구는 이를 근거로 핵활동으로부터 생성된 핵분열생성물을 검출하기 위하여 고성능 공기채집장치(High Volume Air Sampler: HVAS)와 여과지 압축기 그리고 고순도 게르마늄 반도체검출기(HPGe)로 대기 입자 방사성핵종 측정시스템을 구성하였다. 조속한 시일 내에 탐지와 최적의 측정 조건으로 본 시스템을 운영하기 위하여 CTBT 감시 전략에서 주요 핵종들에 대한 최소검출 방사능 농도(Minimum Detectable Concentration : MDC)를 decay time, counting time 그리고 sampler volumetric flow rate 등을 고려하여 결정하였다. 그 결과 각각 $10{\pm}$2h, $20{\pm}$2h, $850{\pm}50m^3$//h 정도로 선정하였다. 감마선 스펙트럼 분석에서 $^{212}Pb$ 방사능 농도의 변화는 Compton continuum의 baseline에 영향을 미치게 되므로 이에 기인한 MDC 관계식을 도출하였다. 이들 결과는 CTBT 감시 전략에 실제적인 도구로 사용될 수 있을 것으로 사료된다.

• 대한환경공학회지
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• 제38권10호
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• pp.535-542
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• 2016

플럭스 챔버법은 비용효율적인 표면 발산량의 측정방법으로 다양한 연구 분야에 널리 이용되어 왔다. 플럭스 챔버법은 운용 방식에 따라 기울기 방식을 이용한 닫힌 챔버법(SFC)과 평형 농도 방식을 이용한 열린 챔버법(DFC)으로 분류할 수 있는데, SFC 방식은 장비가 간단하고 운용이 쉬운 반면, 직선성에 대한 불확실한 가정으로 인하여 플럭스 산정 값이 가변적인 단점이 있다. 한편, DFC 방식은 더 많은 특정 기기가 필요하지만, 어떤 애매모호함이 없이 일정한 값을 산정할 수 있다. 따라서 본 연구는 작고 조밀한 키트를 이용하여 DFC를 자체 제작하였다. 자체 제작한 DFC는 30분 이내에 평형상태에 도달하였고, 측정 초기의 불충분한 혼합을 제외하면 시료 균질도가 5% 미만이고, 회수율이 90% 이상으로 우수하였다. 이 개선된 DFC의 상대확장불확도는 7.37%로 평가되었는데, 이는 주로 통제되지 않은 유입가스에 기인한다. 연구 결과는 대규모 매립지에서 소형의 측정 키트를 이용한, 개선된 DFC 방식이 신뢰성이 높은 자료를 효과적으로 축적할 수 있음을 보여준다.