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기존에 많이 사용된 반도체 검출기의 분해능은 통계학적 이론으로 그 분해능의 한계가 따른다. 이러한 이유로 최근에 반도체 검출기가 갖는 에너지 분해능의 한계를 뛰어넘는 저온 검출기를 이용하여 다양한 방사성 핵종 분석을 시도하고 있다. 본 논문에서는 2×2×0.05 mm3 크기 금막 흡수체에 입사하는 에너지 때문에 흡수체의 온도가 상승하는 원리를 이용해 241Am 알파 선원의 에너지를 측정하였다. 흡수체의 온도 변화 측정에는 자기양자센서인 Au:Er를 이용하였으며 이는 순수한 Au에 핵스핀이 0 인 168Er을 수백 ppm을 첨가하여 얻은 상자성 합금이다. 알파 입자 흡수에 의한 미세한 온도증가를 측정하기 위해서 희석식 냉동기보다 작동이 편리한 무냉매 자기냉동기를 이용해 mK 온도 영역의 저온 환경을 구성하였다. 241Am 선원 측정 결과 5.5 MeV에서 6.8 keV의 FWHM의 에너지 고 분해능을 얻었다.

Cryogenic particle detectors have recently been adopted in radiation detection and measurement because of their high energy resolution. Many of these detectors have demonstrated energy resolutions better than the theoretical limit of semiconductor detectors. We report the development of alpha spectrometer using a micro-fabricated magnetic calorimeter coupled to a large-area particle absorber. A piece of gold foil of 2×2×0.05 mm3 was glued to the paramagnetic temperature sensor made of sputtered Au:Er film to serve as an absorber for incident alpha particles. We performed experiments with 241Am source at cryogen free adiabatic demagnetization refrigerator (CF-ADR). A high energy resolution of 6.8 keV in FWHM was obtained for 5.5 MeV alpha particles.

본 연구는 부산 및 대전에 거주하는 일반인을 대상으로 소변 중 우라늄 농도를 분석하고 선량을 평가하였다. 그 결과 부산지역 거주자들의 소변 중 총 우라늄 농도는 0.556 - 1.53 mBq L-1, 대전지역 거주자들은 2.18-4.55 mBq L-1으로 부산지역 거주자들에 비해서 다소 높은 경향을 나타내었다. 이러한 경향은 대전지역이 지질학적으로 우라늄 함량이 높은 중생대 쥬라기 화강암류를 기반암으로 보고되고 있으며, 이는 거주지의 우라늄 농도와 거주자의 소변 중 우라늄 농도 간에 밀접한 관계가 있을 것으로 추정된다. 한편 본 연구에서는 소변 중의 우라늄 농도와 성별 및 연령과는 어떠한 상관성을 확인 할 수 없었다. 우라늄 섭취로 인한 유효선량은 부산지역 거주자의 경우 연간 0.472-1.41 μSv, 대전지역 거주자의 경우 연간 1.99-4.15 μSv 정도인 것으로 평가되었다.

This study was conducted to measure the uranium concentrations in urine of some members of the general public in Busan and Daejeon and to assess the annual committed effective doses from uranium analysis of daily excretion. As a result, the ranges of total uranium concentrations in the urine for the residents in Busan and Daejeon were found to be 0.556 - 1.53 mBq L-1 and 2.18 - 4.55 mBq L-1, respectively. It was noted that the uranium concentrations for the residents in Daejeon were observed to be higher than those for the residents in Busan. This result assumes that the uranium concentrations in the urines for the residents in Daejeon are probably related to the high uranium concentrations contained in the drinking water of Daejeon city. The bedrock of Daejeon, known as granitic rocks formed in the Jurassic period of the Mesozoic Era, contains high uranium contents. Also, results showed no significant correlation with age or sex. The ranges of annual committed effective doses from ingestion of uranium for the residents in Busan and Daejeon were calculated to be 0.472-1.41 μSv and 1.99-4.15 μSv, respectively.

원자력발전소 및 입자 가속기 등 상용화된 원자력관계시설에서는 해당 시설 내부의 구조 및 위치 등에 따라 다양한 에너지를 가진 중성자스펙트럼을 나타내며 이에 대한 중성자선량 평가 및 작업자의 방사선방호 조치에 대한 수요는 점차 증가하고 있다. 중성자스펙트럼을 측정하기 위해서 일반적으로 보너구 스펙트로메터가 많이 이용된다. 보너구 스펙트로메터를 이용한 중성자 스펙트럼 측정의 경우 중성자검출기의 반응함수, 초기추정 스펙트럼, 계수율 측정값을 사용하여 중성자스펙트럼 언폴딩을 수행하게 된다. 본 연구에서는 MC50 사이클로트론에서 발생하는 중성자스펙트럼을 LiI 섬광검출기 기반의 보너구 스펙트로메터를 이용하여 측정하였으며 표적에 입사되는 양성자 에너지와 위치에 따른 중성자선속, 중성자 평균에너지 및 선량률 자료를 정량적으로 평가하였다.

Operational nuclear facilities such as nuclear power plants and particle accelerators show various neutron spectra according to the type of facilities and specific position. Necessities of neutron dose management and neutron monitoring for radiation protection of radiation workers in such a kind of facilities have continuously increased in recent years. Bonner sphere spectrometers are widely used for measurement of neutron spectra. Data on response function of neutron detector, default neutron spectra and count rates of Bonner sphere spectrometer are required to obtain unfolded neutron spectra in specific workplaces. In this study, we carried out measurement of neutron spectra produced in MC50 cyclotron using Bonner sphere spectrometer with LiI scintillation detector. Additionally, we estimated quantitative data on neutron flux, mean neutron energy and ambient dose equivalent rate according to the incident proton energies and positions in MC50 cyclotron.

최근 국내 방사선이용기관 수의 증가와 시설의 다양한 투자로 운영 및 안전관리가 복잡해지고 있다. 그러나 작업종사자 수와 방사선 시설증가에도 불구하고 방사선안전관리자 인력은 증가되지 않고 있는 실정이며, 소수의 방사선안전관리자에 의해 방사선작업종사자 등록 및 관리, 선원관리, 방사선량 감시, 배기 및 배수 등의 많은 업무가 관리되고 있다. 이러한 문제점은 방사선 사고발생의 직·간접적인 사고의 원인이 되고 있다. 본 연구에서는 방사선을 이용하는 시설의 효율적인 안전관리와 사고예방을 위한 방사선안전관리 업무절차를 도식화(Process Mapping)하였다. Process Mapping 개발을 위해 방사선안전관리 현안요건을 분석하고, 개별 절차상의 업무분석을 통해 방사선안전관리 체계를 정비하였다. 개발한 Process Mapping을 바탕으로 각 기관에 적합한 업무절차의 흐름을 명확히 구성함으로써 방사선을 이용하는 시설의 안전 위해 요인을 줄이고 방사선안전관리 체계를 개선할 수 있으며, 필요에 따라 Process Mapping을 수정 보완하여 방사선안전관리에 효과적으로 사용할 수 있다.

Recent domestic use of radiations has increased in the number of institutions and companies as well as operating as an investment, a variety of facilities and safety management are becoming increasingly complex. Despite the increase of radiation workers and facilities, the number of RSOs (Radiation Safety Officers) has not increased with a growing domestic radiation industry. The radiation safety management work (radiation workers management, radiation sources management, facilities management etc.) has been managed by insufficient number of the RSOs. These problems could be directly or indirectly related to causes of the radiation accidents. In this paper, we designed the Process Mapping of radiation safety management work for an efficient safety management of the radiation facilities and protection of radiation accidents. To develop the Process Mapping, we analyzed the radiation safety requirements of management issues and the individual procedures. Based on the Process Mapping, the work procedures for an appropriate radiation safety management of each institution can be configured clearly. Through this procedures, the safety risk factors in radiation facilities can be reduced, and the radiation safety management system will be improved. Depending on your needs, the Process Mapping could be modified and could be used for an efficient radiation safety management.

To determine the factors affecting the external radiation dose rates of patients undergoing PET-MRI examinations and to assess the trends of these differences, we measured the changes in the dose rates of 18F-FDG during a set period of time for each body region. Consistent with theoretical predictions, the dose rate decreased over time in patients undergoing PET-MRI examinations. Furthermore, immediately after the 18F-FDG injection, the dose rate in the chest region was the highest, followed by the abdominal region, the head region, and the foot region. The dose rate decreased drastically as time passed, by 2.47-fold, from 339.23±74.70 mSv h-1 (6.73±5.79 min) at the time point immediately after the 18F-FDG injection to 102.71±26.17 mSv h-1 (136.11±25.64 min) after the examination. In the foot region, there were no significant changes over time, from 32.05±20.23 mSv h-1 (6.73±5.79 min) at the time point immediately after the 18F-FDG injection, to 23.89±9.14 mSv h-1 (136.11±25.64 min) after the examination. The dose rate is dependent on the individual characteristics of the patient, and differed depending on the body region and time point. However, the dose rates were higher in patients who had a lower body weight, shorter stature, fewer urinations, lower fluid intake, and history of diabetes mellitus. To decrease radiation exposure, it is difficult or impossible to change factors inherent to the patient, such as sex, age, height, body weight, obesity, and history of diabetes mellitus. However, factors which can be changed, such as the 18F-FDG dose, fasting time, fluid intake, number of urinations, and contrast agent dose can be controlled to minimize the external radiation exposure of the patient.