• 한국의학물리학회:학술대회논문집
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• 한국의학물리학회 2004년도 제29회 추계학술대회 발표논문집
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• pp.96-99
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• 2004

본 연구는 전신 GSO PET 스캐너를 사용하여 Cs-137 투과 선원을 이용한 감쇠보정기법들을 평가하는 것이다. 이를 위하여, 4개의 모양이 다른 팬텀들을 사용하여 감쇠보정기법들을 검사하였다. 뇌영상을 위하여 256 mm의 시야가 사용되었고, 약 110MBq의 F-18 선원이 팬텀실험을 위해 사용되었다. 감쇠를 보정하기위해서, 방출선원이 팬텀에 주입된 후, Cs-137점선원의 투과 스캔 데이터가 획득되었다. 방출선원 데이터는 산란보정을 하였고, 4가지 종류의 감쇠보정기법을 이용하여 감쇠보정을 하였다. 재구성된 팬텀 영상들이 비교평가되었고, 임상 뇌영상은 핵의학 의사들이 평가를 하였다. 결과적으로 균일성 평가를 위한 원형팬텀의 영상에서, 측정감쇠보정기법을 이용시 가운데 부분이 떨어져 보였으나, 나머지 감쇠보정 기법들에서는 균일하게 보였다. 임상 뇌 데이터의 경우, 두개골에 대한 감쇠 효과를 볼 수 있었고, 두개골에 대한 감쇠보정이 적용되지 않은 영상에서는 인공산물이 발생하는 것을 보여주었다. 결론적으로, 정량적 뇌영상에 대한 정확도를 높이기 위해서, 두개골에 대한 감쇠보정이 적용된 개선된 감쇠보정 방법이 요구되어진다. 본 연구는 앞으로 Cs-137 점선원을 이용한 감쇠보정기법이 포함된 뇌 PET 영상 장치를 개선하는데 유용할 것으로 사료된다.

• 대한핵의학회지
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• 제39권1호
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• pp.57-68
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• 2005

목적: PET 영상화를 위해 다양한 감쇠 보정 방법들이 $^{137}Cs$ 투과 점선원의 데이터를 처리하는데 있어서 개발되어 왔다. 본 연구의 목적은 뇌 PET 영상을 위해 $^{137}Cs$ 점선원에서 사용하는 감쇠보정 가법들을 평가하는 것이다. 대상 및 방법: 감쇠 보정 기법들을 시험하기 위해, 4가지 종류의 팬텀들이 사용되었다. $^{137}Cs$투과 점선원의 데이터는 팬텀 안에 방출 선원을 주입한 후 획득되었고, 그 뒤로 방출 선원 데이터가 3D 획득 방식으로 획득되었다. 산란 보정은 배후 방사능을 가감하는 방법 (background tail-fitting algorithm)으로 실행되었다. 그리고 나서, 방출 데이터는 각각 측정 감쇠 보정(MAC), 타원형 감쇠 보정(ELAC), 분할 감쇠보정(SAC), 재배치 감쇠보정(RAC)으로 반복적 재구성 방법을 사용하여 재구성되었다. 그런 다음, 재구성된 영상들이 정량적으로 그리고 정성적으로 평가가 되었다. 부가적으로, 정상인에 대해서 평가가 이루어졌는데, 정상인에 대한 재구성 영상은 핵의학 전문의들에 의해서 평가되었다. 또한 가감된 영상들이 비교되었다. 결과: ELAC, SAC, RAC은 원통형 팬텀에 대해 노이즈가 적은 균일한 팬텀 영상을 제공하였다. 반면에, MAC의 결과에서 감쇠맵의 중심 부분에서 세기가 떨어지는 것을 보여주었다. Jaszack과 Hoffman 팬텀들에 대한 재구성 영상은 RAC과 SAC을 각각 적용시 더 좋은 영상 질을 나타냈다. 정상인 대상자의 영상에 있어서 두개골의 감쇠가 두드러졌고, 두개골에 대한 감쇠를 고려하지 않은 감쇠 보정은 뇌 영상들상에서 인공적인 손상이 있는 것처럼 나타났다. 결론: 복잡하고 개선된 감쇠보정 기법들이 정량적 그리고 정성적으로 정확한 뇌 PET영상으로 개선시키는데 있어서 필요하다. 본 연구는 $^{137}Cs$ 투과 선원을 사용하여 이루어지는 감쇠보정법을 이용하는 뇌 PET 영상화 기기들을 개선시키는데 유용할 것으로 사료된다.

• 분석과학
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• 제5권1호
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• pp.57-61
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• 1992

중성자 스펙트럼을 측정하기 위해 $^6Li$ 중성자 분광계를 설치하고 $^{137}Cs$과 $^{207}Bi$ 점선원을 사용하여 $^6Li$ 검출관의 특성을 파악하고 $^{241}Am-Be$ 중성자 선원을 사용하여 중성자 포획피이크를 측정하였으며, $^6Li$ (n, ${\alpha}$) T 반응에 의한 에너지 파고스펙트럼을 측정하였다. 또한 중성자 선원의 조사 시간의 변화, 선원과 검출관 사이의 거리의 변화, 파고분석기의 문턱조절자를 미세하게 변환시키는 경우에 파고스펙트럼을 측정하였다.

• Radiation Oncology Journal
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• 제7권2호
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• pp.305-311
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• 1989

fletcher-Sult 콜포스타트는 방광과 직장의 선량을 줄이기 위해 내부에 차폐물을 포함하고 있다. Cs-137튜브가 내장된 콜포스타트 주변의 물에서 임의점의 선량을 계산한 후 내부 구조에 의한 차폐효과를 구하고, 등선량곡선과 등차폐율 곡선을 그리기 위한 프로그램을 개발하였다. EGA카드를 가진 IBM호환기종 AT 컴퓨터로 MS-Basic V6.0을 이용하여 프로그램을 만들었다. 선량 계간용 알고리듬에 내부구조, 튜브, 콜포스타트의 물질, 형태 및 위치까지 고려되었다. 한 프로그램에 의해 계산된 물에서의 단위 mg. Ra eq당 선량율을 보조기억장치에 저장해 두고, 다른 프로그램에서 필요할 때 불러 쓰도록 하였다. 콜포스타트의 내측 선량이 감소되었으며, 상하의 선량분포가 대칭이 아님을 볼 수 있었다. 선량의 감소는 하부에 비해서 상부에서 더 현저하였으며, 차폐효과도 하부에 비해 상부에서 더 높았으며 내측 거의 전 영역에 차폐효과가 있었다. =1와같은 결과는 콜포스타트 내부에서 튜브가 한쪽으로 이동되어 있고, 튜브내에 선원의 위치가 비대칭인 점과 관련이 있었다. 최대 차폐율은 콜포스타트 상부에서 $49\%$ 하부에서 $44\%$였으며, 등차폐율 곡선은 대체로 선원을 중심으로 하여 방사상이었다. 치료계획에서 방광 및 직장등의 정확한 선량을 구하기 위해서는 콜포스타트 내부구조에 의한 차폐 효과가 고려되어야 할 것이다.

• Journal of Radiation Protection and Research
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• 제22권4호
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• pp.299-307
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• 1997

점선원 주위에 형성되는 방사상의 감마선장에서 개인선량당량 $H_p$, 유효선량 E, 성별 유효선량 $E^m$과 $E^f$를 MIRD형 남녀 모의 피폭체를 이용하여 평가하였다. 선원은 신체의 전방 각각 15, 40 및 100 cm 거리의 여러 높이에 있는 것으로 하였고 방사성 핵종으로는 시범적으로 $^{137}Cs$과 $^{131}I$을 선정하였다. 성별 유효선량에서는 일부 예외적인 경우-예를 들면 선원이 생식선 앞에 위치할 때-를 제외하고는 대체로 여성의 경우가 크게 나타났으나, 남녀 평균값과의 차이는 크지않아 방사상 감마선장에서 성별 유효선량환산인자를 사용할 필요성은 없었다. 선량계를 가슴에서 하복부까지의 몸통 전방에 착용할 경우에는 $H_p$/E의 비가 약$1{\sim}3$의 범위에 있었고 극단적인 경우는 0.34에서 6.5까지 큰 편차를 보였다. 그러나 일반적인 방사선원 취급방법과 선량계 착용위치(흉곽 전방)를 가정하고, 선량계가 넓고 평행한 방사선장에서 유효선량에 대해 교정된다면 평행하지는 않지만 넓은 빔인 방사상 감마선장에 대해서는 용인할 수 있는 오차의 범위에서 유효선량 평가치를 제공할 수 있을 것으로 나타났다.

• 분석과학
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• 제28권6호
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• pp.377-384
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• 2015

본 연구에서는「공공수역 방사성물질 측정망 운영 계획」에 따른 모니터링 수행 내용을 소개하였고, 하천 및 호소 60 개 지점을 대상으로 인공방사성물질(¹³⁴Cs, ¹³⁷Cs, ¹³¹I)의 농도를 조사하여 우리나라 지표수 내 방사성물질의 실태를 파악하고자 하였다. 채취된 시료는 마리넬리 비커를 이용한 감마분광 분석기법으로 분석하였다. ¹³⁴Cs와 ¹³⁷Cs은 모든 지점에서 MDA 미만으로 조사되었고, ¹³¹I는 한 지점(0.533±0.058 Bq/L)을 제외한 모든 지점의 농도가 MDA 미만으로 나타났다. ¹³¹I는 의료용으로 사용하는 물질로 환자의 배설물로 인해 하수처리장 인근 하천수에서 빈번하게 검출되는 물질로 알려져 있다. 따라서 ¹³¹I가 검출된 원인을 파악하기 위해 하수처리장 방류지점을 포함한 ¹³¹I가 검출된 상류수계 6개 지점을 추가 조사하였다. 조사결과, 하수처리장 처리수 방류지점에서부터 하류방향으로 ¹³¹I가 지속적으로 검출되었으며, 농도는 0.257±0.034~0.799±0.051 Bq/L 범위로 조사되었다. 추가조사를 통해 하수처리장 방류수가 하천수의 ¹³¹I 검출에 영향을 미치는 것으로 나타났다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제52권5호
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• pp.1029-1035
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• 2020

The detector suffers from pulse pileup by overlapping of the signals when it was used in high radiation fields. The pulse pileup deteriorates the energy spectrum and causes count losses due to random co-incidences, which might not resolve within the resolving time of the detection system. In this study, it is aimed to propose a new pulse pileup correction method. The proposed method is to correct the start point of the pileup pulse. The parameters are obtained from the fitted exponential curve using the peak point of the previous pulse and the start point of the pileup pulse. The amplitude at the corrected start point of the pileup pulse can be estimated by the peak time of the pileup pulse. The system is composed of a NaI (Tl) scintillation crystal, a photomultiplier tube, and an oscilloscope. A 61 μCi ¹³⁷Cs check-source was placed at a distance of 3 cm, 5 cm, and 10 cm, respectively. The gamma energy spectra for the radioisotope of ¹³⁷Cs were obtained to verify the proposed method. As a result, the correction of the pulse pileup through the proposed method shows a remarkable improvement of FWHM at 662 keV by 29, 39, and 7%, respectively.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제56권1호
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• pp.56-63
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• 2024

In high radiation fields, gamma cameras suffer from pulse pile-up, resulting in poor energy resolution, count losses, and image distortion. To overcome this problem, various methods have been introduced to reduce the size of the aperture or pixel, reject the pile-up events, and correct the pile-up events, but these technologies have limitations in terms of mechanical design and real-time processing. The purpose of this study is to develop a real-time gamma camera to evaluate the radioactive contamination in high radiation fields. The gamma camera is composed of a pinhole collimator, NaI(Tl) scintillator, position sensitive photomultiplier (PSPMT), signal processing board, and data acquisition (DAQ). The pulse pile-up is corrected in real-time with a field programmable gate array (FPGA) using the start time correction (STC) method. The STC method corrects the amplitude of the pile-up event by correcting the time at the start point of the pile-up event. The performance of the gamma camera was evaluated using a high dose rate ¹³⁷Cs source. For pulse pile-up ratios (PPRs) of 0.45 and 0.30, the energy resolution improved by 61.5 and 20.3%, respectively. In addition, the image artifacts in the ¹³⁷Cs radioisotope image due to pile-up were reduced.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제55권6호
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• pp.2158-2165
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• 2023

Marine radioactivity monitoring is critical for taking immediate action in case of unexpected nuclear accidents at nuclear facilities located near coastal areas. Especially when the level of contamination is not predictable, mobile monitoring systems will be useful for wide-area ocean radiation survey and for determination of the level of radioactivity. Here, we used a silicon photomultiplier and a high-efficiency GAGG crystal to fabricate a compact, battery-powered gamma spectroscopy that can be used in an ocean environment. The developed spectroscopy has compact dimensions of 6.5 × 6.5× 8 cm³ and weighs 560 g. We used LoRa, a low-power wireless protocol for communication. Successful data transmission was achieved within 1.4 m water depth. The developed gamma spectroscopy was able to detect radioactivity from a ¹³⁷Cs point source (3.7 kBq) at a distance of 20 cm in water. Moreover, we demonstrated an unmanned radioactivity monitoring system in a real sea by combining unmanned surface vehicle with the developed gamma spectroscopy. A hidden ¹³⁷Cs source (3.07 MBq) was detected by the unmanned system at a distance of 3 m. After successfully testing the developed mobile spectroscopy in an ocean environment, we believe that our proposed system will be an effective solution for mobile real-time marine radioactivity monitoring.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제56권4호
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• pp.1153-1164
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• 2024

In recent years, unmanned ground vehicles (UGVs) have been used to search for lost or stolen radioactive sources to avoid radiation exposure for operators. To achieve autonomous localization of radioactive sources, the UGVs must have the ability to automatically determine the next radiation measurement location instead of following a predefined path. Also, the radiation field of radioactive sources has to be reconstructed or inverted utilizing discrete measurements to obtain the radiation intensity distribution in the area of interest. In this study, we propose an effective source localization framework and method, in which UGVs are able to autonomously explore in the radiation area to determine the location of radioactive sources through an iterative process: path planning, radiation field reconstruction and estimation of source location. In the search process, the next radiation measurement point of the UGVs is fully predicted by the design path planning algorithm. After obtaining the measurement points and their radiation measurements, the radiation field of radioactive sources is reconstructed by the Gaussian process regression (GPR) model based on machine learning method. Based on the reconstructed radiation field, the locations of radioactive sources can be determined by the peak analysis method. The proposed method is verified through extensive simulation experiments, and the real source localization experiment on a Cs-137 point source shows that the proposed method can accurately locate the radioactive source with an error of approximately 0.30 m. The experimental results reveal the important practicality of our proposed method for source autonomous localization tasks.