• Journal of electromagnetic engineering and science
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• 제1권1호
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• pp.67-72
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• 2001

In this paper, the plano-convex lens antenna fed by a single patch is studied for a microwave remote-traffic monitoring sensor with constraints of small size and low cost. Measurement of an AUT (Antenna Under Test) involves the considerations of a triangular groove for matched layer and metallic shielding effects. A formulation for extracting the parameters of a piano-convex lens antenna, based on geometrical optics, is introduced using Fermat`s principle of the equi-phased ray condition. Teflon ($\varepsilon_{{\gamma}}$/ =2.0) is chosen as a material of a plano-convex lens antenna for adjustment of aberrations on the lens surfaces automatically. A fabricated plano-convex lens shows 3-dB beamwidth of 7.5 degree and side-lobe level of -29 dB with an aperture distribution of the parabolic-squared taper on pedestal. This lens supports easier integration with the planar microwave circuits by using a microstrip single patch as a primary feeder of the lens antenna.feeder of the lens antenna.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제54권6호
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• pp.2221-2229
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• 2022

In this research, for improving the measurement performance of Prompt Gamma-ray Neutron Activation Analysis (PGNAA) set-up, a new optimization method for set-up design was proposed and investigated. At first, the calculation method for Signal-to-Noise Ratio (SNR) was proposed. Since the SNR could be calculated and quantified accurately, the SNR was chosen as the evaluation parameter in the new optimization method. For discussing the feasibility of the SNR optimization method, two kinds of PGNAA set-ups were designed in the MCNP code, based on the SNR optimization method and the previous signal optimization method, respectively. Meanwhile, the single element spectra analysis method was proposed, and the analysis effect of single element spectra as well as element sensitivity were used for comparing the measurement performance. Since the simulation results showed the better measurement performance of set-up designed by SNR optimization method, the experimental set-ups were built for the further testing, finally demonstrating the feasibility of the SNR optimization method for PGNAA setup design.

• Radiation Oncology Journal
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• 제24권4호
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• pp.280-284
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• 2006

목 적: 원자력의학원에 설치되어 있는 MC50 사이클로트론에서 생성되는 중성자선의 의학적 이용을 위하여 생물학적 특성을 평가하고자 하였다. 대상 및 방법: 35 MeV 양성자를 15 mm 베릴륨 표적에 부딪혀서 생성된 중성자선에 대하여 물리적 방사선선량을 측정한 후 체외실험(in-vitro)을 하였다. EMT-6 세포주(cell line)를 이용하여 $0{\sim}5\;Gy$의 중성자선을 조사 후 생존분획(surviving fraction)을 구하였다. 또한 감마선의 효과를 피하기 위하여 납차폐를 한 후에 동일 조건에서 생존분획을 구하였다. 엑스선 실험에서는 0, 2, 5, 10, 15 Gy를 조사 후 생존분획을 측정하였다. 결 과: MC50의 중성자선은 조사야 $26{\times}26\;cm^2$, 전류 $10{\mu}A$, 깊이 2 cm에서 84%의 중성자와 16%의 감마선으로 구성되어 있었고, 총선량률은 9.25 cGy/min이었다. 엑스선을 이용하여 측정한 생존분획곡선은 선형이차함수모델 (linear quadratic model)을 적용하였을 때 ${\alpha}/{\beta}$비는 0.611 (${\alpha}=0.0204,\;{\beta}=0.0334,\;R^2=0.999$)이었다. 중성자선에 있어서 생존분획곡선은 저선량 영역에서 어깨영역(shoulder area)을 가지고 있었고, 모든 실험에서 선형이차함수모델에 잘 맞았다. ${\alpha}$의 평균값은 -0.315 (범위, $-0.254{\sim}-0.360$)였고, ${\beta}$값은 0.247 (범위, $0.220{\sim}0.262$)이었다. 납차폐를 하였을 때에도 생존분획곡선에서 어깨영역은 없어지지 않았다. 중성자선의 RBE (relative biological effectiveness) 값은 생존분획이 0.1일 때 $2.07{\sim}2.19$ 범위였고, 0.01일 때 $2.21{\sim}2.35$였다. 결 론: MC50에서 생성된 중성자선은 상당량의 감마선을 내포하고 있으며 이것이 생존분획곡선에서 어깨영역이 나타나는 데에 기여하였을 것이다. MC50의 중성자선의 RBE 값은 약 2.2였다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제55권5호
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• pp.1587-1592
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• 2023

Time-encoded imagers (TEI) are important class of instruments to search for potential radioactive sources to prevent illicit transportation and trafficking of nuclear materials and other radioactive sources. The energy of the radiation cannot be known in advance due to the type and shielding of source is unknown in practice. However, the response function of the time-encoded imagers is related to the energy of neutrons or gamma-rays. An improved image reconstruction method based on MLEM was proposed to correct for the energy induced response difference. In this method, the count vector versus time was first smoothed. Then, the preset response function was adaptively corrected according to the measured counts. Finally, the smoothed count vector and corrected response were used in MLEM to reconstruct the source distribution. A one-dimensional dual-particle time-encode imager was developed and used to verify the improved method through imaging an Am-Be neutron source. The improvement of this method was demonstrated by the image reconstruction results. For gamma-ray and neutron images, the angular resolution improved by 17.2% and 7.0%; the contrast-to-noise ratio improved by 58.7% and 14.9%; the signal-to-noise ratio improved by 36.3% and 11.7%, respectively.

• 대한방사선기술학회지:방사선기술과학
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• 제11권2호
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• pp.65-71
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• 1988

Radiation dose outside the radiotherapy treatment field can be significant and therefore is of clinical interest estimating organ dose. We have made measurements of dose at distances up to 70 cm from the central axis of $5{\times}5$, $10{\times}10$, $15{\times}15$, and $25{\times}25$ cm radiation fields of Co-60 ${\gamma}-ray$, at 5 cm depth in water. Contributions to the total secondary radiation dose from water scatter, machine (collimator) scatter and leakage radiation have been seperated. We have found that the component of dose from water scatter can be described by simple exponential function of distance from the central axis of the radiation field for all field sizes. Machine scatter contributes 20 to 60% of the total secondary dose depending on field size and distance from the field. Leakage radiation contributes very little dose, but becomes the dominant componant at distance beyond 40 cm from the central axis. Then, wedges can cause a factor 2 to 3 increase in dose at any point outside the field compared with the dose when no wedge is used. Adding blocks to a treatment field can cause an increase in dose at points outside the field, but the effect is much smaller than the effect of a wedge. From the results of these measurements, doses to selected organs outside the field for specified treatment geometries were estimated, and the potential for reducing these organ doses by additional shielding was assessed.

• 핵의학기술
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• 제20권1호
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• pp.32-36
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• 2016

핵의학검사에서 $^{131}I$은 갑상선암 및 질환의 진단, 치료등 핵의학 검사에서 많이 사용되고 있다. $^{131}I$은 ${\gamma}$선과 ${\beta}^-$선을 방출하여 검사와 치료를 할 수 있고, 높은 집적율과 신장을 통한 빠른 배설이 용이 하지만, $^{131}I$(364 keV)은 $^{99m}Tc$(140 keV)보다 고에너지이기 때문에 작업을 수행 시 조작 및 투여 과정에서 $^{99m}Tc$보다 술자의 피폭을 줄이기 위해 외부피폭 방어의 3요소인 거리, 시간, 차폐 중에 차폐에 주안점을 두어 $^{131}I$ 조작 시 차 폐체 착용 전과 후의 피폭선량의 차이를 비교하고자 한다. Apron(보통 Pb 0.5 mm) 착용 시 $^{99m}Tc$은 90%이상이 차폐가 되지만, $^{131}I$은 고에너지이기 때문에 차폐효과가 비교적 낮고, 고용량의 경우 산란선(2차) 및 제동방사선의 영향으로 오히려 더 피폭을 받을 수 있다. 하지만 저용량(74 MBq) 고에너지의 경우 이에 대한 특별한 보고나 Guide Line이 마련되어 있지 않아, $^{131}I$ 조작 시 Apron 착용 유무에 따른 술자의 피폭선량을 정량적으로 분석하고자 한다. 본원 핵의학과에서 2014년 6월부터 2014년 12월까지 7개월 동안 갑상선암 치료 및 진단을 위한 저용량$^{131}I$을 투여하기 위해 방문한 갑상선암 환자를 대상으로 준비과정부터 투여 시까지 연구기간 동안 갑상선, 가슴, 고환 3곳에 Apron 안쪽과 바깥쪽 각각 1개씩 총 6개의 TLD를 부착한 뒤 $^{131}I$검사 과정부터 투여 시 까지의 방사선 피폭선량을 측정하였다. 총 작업시간은 설명시간 3분, 분배시간 1분, 투여시간 1분으로 각각 1인당 5분이내로 설정하였다. TLD 위치설정은 일반적으로 피폭선량을 측정하는 가슴과 방사선 감수성이 높은 갑상선 및 고환으로 설정하였다. 준비과정은 $^{131}I$을 $2m{\ell}$ 주사기를 이용해 74MBq을 분배한 뒤 생리식염수와 희석해 $2m{\ell}$의 용량을 만들어 분배한다. $^{131}I$을 분배 후 환자에게 투여 시 컵에 물을 $100m{\ell}$ 담고 분배한 $^{131}I$을 희석하여 환자 1 m 정도 거리를 두고, 경구투여 한다. 그리고 경구투여 한 $2m{\ell}$ 주사기와 컵을 폐기하는 과정을 Apron과 TLD를 착용한 상태에서 시행하였다. Apron과 TLD는 방사선 피폭이 미치지 않는 보관실에 따로 보관하였고, 서울방사선 서비스에 의뢰하여 피폭선량을 측정하였다. 연구기간 동안 저용량 $^{131}I$ 검사 시 갑상선, 가슴, 고환 부위에 Apron 안과 밖d[착용한 TLD의 매월 누적선량을 인원수로 나눈 결과를 가지고, SPSS Version. 12.0K를 이용해 Wilcoxon Signed Rank Test를 사용하여 통계를 시행하였다. 그 결과 갑상선(p = 0.345), 가슴(p = 0.686), 고환(p = 0.715)은 모두 p > 0.05으로 유의한 차이가 없음을 알 수 있었다. 그리고 연구기간 동안의 총 누적선량의 변화를 백분율로 환산하였을 때, 갑상선 -23.5%, 가슴 -8.3%, 고환 19.0%로 나타났다. Wilcoxon Signed Rank Test를 사용한 결과 통계적으로 유의한 차이가 없는 것으로 나타났다(p > 0.05). 또한 7개월간의 누적선량으로 차폐율을 계산 했을 때 에는 Apron 안쪽과 바깥쪽의 피폭선량의 변화가 불규칙적으로 나타나는 결과를 보였다. 이 결과는 백분율로 표현 시 변화폭이 커보이지만, 누적 피폭선량이 소수점 이하이므로 큰 변화라고 보기 어렵다. 그러므로 고에너지 저용량 $^{131}I$ 투여 시 Apron을 착용유무와 상관없이 일정한 거리를 두고 최대한 빠른 시간 내에 투여를 종료하는 것이 피폭선량을 줄이는 데 도움이 될 것이다. 본 연구는 $^{131}I$ 투여시간을 1인당 각 5분 이내로 투여 할 수 있도록 제한하고, 거리를 1 m로 일정하게 하여 작업 할 수 있도록 하였으나 통계 시 N수가 적어서 비모수적인 방법으로 통계를 시행함으로써 정확한 결과를 얻기에 부족한 부분이 있었다. 또한 저용량 $^{131}I$ 투여 시 각 1인당 피폭선량을 직독식 선량으로 측정하지 못하고, TLD를 이용한 누적선량으로 측정한 결과 값이므로 전자선량계 및 포켓선량계를 이용한 측정이 이루어진다면 더 효과적인 결과를 얻을 수 있을 것으로 사료된다.

• 비파괴검사학회지
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• 제27권1호
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• pp.31-37
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• 2007

하나로와 동위원소 생산시설을 활용하여 비파괴검사용 $^{192}Ir$ 미세초점선원의 생산기술을 개발하였고 현장적용시험을 통하여 개발된 제품의 성능을 확인하였다. 직경 0.5 mm ${\times}$ 높이 0.5 mm인 선원의 개발을 위해 알루미늄 캡슐 압착 방법 및 장치를 개발하여 표적을 제작하였으며, 하나로를 이용한 방사능 생성량을 평가한 결과 약 3.0 Ci 방사능의 선원 제조가 가능함을 확인하였다. 또한 컴퓨터 CPU 및 탄소강에 대한 비파괴검사를 실시하여 투과도계 감도 및 기하학적 불선명도가 비교 대상 선원에 비해 우수함을 확인하였다. 이 선원의 초점크기는 기존의 선원에 비해 매우 작기 때문에 근접 및 접촉촬영과 튜브-튜브시트 용접부의 비파괴검사에 있어 기하학적 불선명도를 최소화 할 수 있을 것이다.

• 한국방사선학회논문지
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• 제14권5호
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• pp.503-510
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• 2020

콘크리트는 원자력 시설의 차폐용 구조물로 광범위하게 사용되고 있는 재료이다. 하지만, 시설의 해체 시 양적으로 가장 많이 발생하는 방사성 폐기물이기도하다. 콘크리트는 중성자를 포획하여 다양한 방사성 핵종을 생성하기 때문에 해체 전에 시료를 채취하여 방사능 측정 및 평가를 수행해야 한다. 측정은 주로 HPGe 검출기를 이용하는데 시료의 정확한 방사능 판정을 위해는 기하학적 보정인자, 자가흡수 보정인자, 계측기의 절대효율 등 효과적인 보정인자를 측정치에 반영해야 한다. 보정인자는 기하학적 및 화학적 상태가 실제 시료와 동일한 표준시료를 이용해서 동일한 측정조건 하에서 획득한다. 하지만, 콘크리트는 다양한 구성물질과 높은 밀도로 전처리가 제한적이므로 콘크리트 표준시료를 제작하는 것은 매우 어렵다. 또한 코어드릴(core drill)을 사용하여 채취되는 콘크리트 시료는 체적선원이므로 직경에 대한 기하학적 보정과 밀도에 대한 자가흡수에 대한 보정이 필수적이다. 따라서, 최근에는 많은 연구자들이 표준선원을 제작 후 측정하는 대신 몬테카를로 전산모사(Monte Carlo simulation)을 이용하여 효과적인 보정인자들을 계산하는 연구를 수행하고 있다. 본 연구에서는 Monte Carlo code 중 하나인 Geant4를 이용하여 방사화 콘크리트에서 가장 많이 생성되는 핵종인 ¹⁵²Eu, ⁶⁰Co에서 방출되는 감마선 에너지에 대한 콘크리트 코어시료의 직경과 밀도에 따른 보정인자를 산출하였다.