• 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.

• 한국의학물리학회지:의학물리
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• 제13권1호
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• pp.44-50
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• 2002

실험실에서 성장시킨 CsI(T1)섬광체를 이용하여 검출기를 설계 제작하고 분광 및 출력특성을 조사하여 핵분광과 진단방사선센서로서의 응용가능성을 타진해 보았다. CsI(T1)단결정은 수직 Bridgman성장장치를 이용하여 지름 11mm, 몰농도 0.001mo1%로 성장시키었다. 이 단결정을 광다이오드를 이용하여 방사선 센서로 제작한 후, $^{22}$ Na, /up 137/Cs, $^{30}$ Co 표준감마선원에 대한 에너지 분해능을 각각 측정하였으며 진단 X선 영역에 대한 출력특성도 측정하였다. $^{22}$ Na의 0.511 MeV 의 경우13.2%, $^{137}$Cs의 0.662 MeV의 경우 8.3%, 그리고 $^{60}$Co의 1.17 MeV와 1.332 MeV에 대해서는 각각 6.7%와 5.1%의 에너지 분해능을 얻었다. 또한 관전압 60kVp, 80kVp, 100kVp, 120kVp 에 대하여 5mAs부터 80mAs 까지 진단 X선영역에 대한 출력 선형성을 확인하였다.

• 한국의학물리학회지:의학물리
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• 제17권2호
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• pp.89-95
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• 2006

본 연구의 목적은 다양한 전압 값과 전류 값에 따른 CT 투과 스캔 동안의 방사선 선량을 측정하고, 우리 기관에서 사용하는 임상 전신 PET/CT 환자 영상 획득 방식 중 감쇠 보정을 위해 사용하는 $^{137}Cs$ 투과 스캔과 환자의 진단용 고화질 CT 투과 스캔에 대한 방사선 선량을 평가하는 것이다. 방사선 선량 측정을 위해 Philips GEMINI 16 슬라이스 PET/CT시스템을 이용하였다. 다양한 튜브 전압 값과 시간에 따른 전류 값에 대해 표준 CTDI 머리 팬텀과 몸 팬텀을 이용하여 선량을 측정하였다. 이때 100 mm의 유효 길이를 가지는 펜슬 이온 전리함과 전기계를 선량 측정에 이용하였다. 측정은 공기 중, 팬텀의 중심, 그리고 팬텀의 가장 자리에서 각각 이루어졌다. 평균 흡수선량인 가중 CTDI ($CTDI_w=1/3CTDI_{100,c}+2/3CTDI_{100,p}$) 값을 계산하고 이를 이용하여 등가 선량을 계산하였다. 본 연구자가 속한 기관에서의 전신 임상 PET/CT 영상 획득 방식을 이용한 투과 스캔에서의 방사선 선량 측정을 위해 Alderson 팬텀과 TLD를 이용하여 $^{137}Cs$ 투과 스캔과 고화질 CT투과 스캔을 각각 수행하여 각 인체 기관별 선량을 측정하였다. 측정에 사용한 TLD는 10 MeV X-선을 이용하여 교정한 후 ${\pm}5%$ 이내의 정확도를 가지는 것만 측정에 사용하였다. 장기 또는 조직은 ICRP 60을 참고로 선택하였다. 표준 CTDI 머리 팬텀과 몸 팬텀을 이용한 CT 투과 스캔에 대한 선량 측정 결과, 선량 값이 튜브 전압과 전류에 의존하는 것을 확인할 수 있었다. $^{137}Cs$ 투과 스캔과 고화질 CT 투과 스캔에 대한 유효 선량 측정 결과는 0.14 mSv와 29.49 mSv였다. PET/CT 시스템에서 표준 CTDI 팬텀과 이온 전리함, 그리고 Alderson 인체 팬텀과 TLD를 이용하여 투과 스캔에 대한 방사선 선량을 평가할 수 있었다. PET/CT 영상 획득 시, 우리가 원하는 영상의 화질을 유지하면서 환자에 대한 피폭을 최소화하기 위한 영상 획득 방식의 최적화가 추가적으로 이루어져야 할 것으로 생각한다.

• 대한핵의학회지
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• 제33권1호
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• pp.100-109
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• 1999

목적: 핵의학장비를 구성하는 신호처리단의 전단증 폭기와 주증폭기는 방사선의 에너지 정보를 주는 펄스를 분석하는데 중요한 부분이다. 이러한 신호처리부분들은 대부분 크기가 표준화된 상용의 Nuclear Instrument Module (NIM)을 사용한파. 그러나, NIM은 이동형 감마프로브에 사용하기에는 너무 부피가 커서 부적합한 편이다. 이를 위해 본 연구는 이동형 감마프로브에 적합한 소형화된 전단증폭기와 주증폭기를 자체 제작하여 성능평가를 하였다. 대상 및 방법: 본 연구에서 제작된 전단증폭기는 전하민감형 전단증폭기였으며, 주증폭기는 capacitor resistor-resistor capcitor (CR-RC) 회로를 이용하여 제작되었다. 제작 후 성능평가를 위해 $2"{\times}2"$ NaI(T1) 섬광체가 부착된 EP-047 (Bicron Saint-Gobain/Norton Industrial Ceramics Co., Ohio, U.S.A) 검출기와 $1"{\times}1"$ NaI(T1) 섬광체가 부착된 R1535 (Ha-mamatsu Photonics K.K., Electron Tube Center, Shizuoka-ken, Japan) 검출기를 다중채널분석기인 AccuSpec/A (Canberra Industries Inc., Meriden Conneticut, U.S.A)를 이용 에너지 스펙트럼을 얻었다. NIM은 TC 145 (Oxford Instruments Inc., Oak Ridge, U.S.A)와 TC241 (Oxford Instruments Inc., Oak Ridge, U.S.A)을 이용하였다. 에너지 스펙트럼은 37 kBq ($1{\mu}Ci$) Cs-137과 2.96 MBq ($80{\mu}Ci$) Tc-99m의 방사선원을 이용하여 250초씩 얻었다. 결과: 자체 제작한 진단증폭기와 주증폭기를 EP-047 검출기와 연결하여 얻은 Tc-99m (140 keV)과 Cs-137 (662 keV)의 에너지 분해능은 각각 12.92%, 5.01%이었으며, R1535 검출기를 연결하여 얻은 Tc-99m과 Cs-137의 에너지 분해능은 각각 13.75%, 5.19%이었다. 그리고 NIM을 EP-047 검출기와 연결하여 얻은 Tc-99m과 Cs-137의 에너지 분해능은 14.6%, 718%이었으나, R1535 검출기를 연결하여 얻은 Cs-137 에너지 스펙트럼은 광봉우리 위치가 변화되어 안정되지 못하였고, Tc-99m의 에너지 스펙트럼은 쉽게 얻을 수 없었다. 결론: 본 연구에서 자체 제작한 전단증폭기와 주증폭기는 광증배관의 종류에 관계없이 우수한 성능을 보여주었다. 결론적으로, 본 연구에서 제작한 전단증폭기와 주증폭기는 소형화된 계수용 감마프로브와 영상용 감마프로브에 활용하는데 유용할 것이라고 사료된다.

• 센서학회지
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• 제21권4호
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• pp.293-297
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• 2012

CsI:Gd crystal was grown by the Bridgeman method and its scintillation properties were investigated. The wavelength peak of the luminescence spectrum for the crystal excited by X-ray was 419 nm. The range of the spectrum was from 300 nm to 800 nm. The spectrum well matched to the quantum efficiency of a typical bi-alkali photo-multiplier tube(PMT). An energy resolution of 48.2 % was obtained for 662 keV ${\gamma}$-rays of $^{137}Cs$. The three decay times were obtained as a fast(557.4 ns, 42.2 %), intermediate (1.78 ${\mu}s$, 29.7 %) and slow (5.43 ${\mu}s$, 28.1 %) components, respectively.

• Radiation Oncology Journal
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• 제6권2호
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• pp.263-268
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• 1988

[ $30^{\circ}$ ] 선원을 내포한 Fletcher-Suit Colpostat주위의 물에서 선량 분포와 내부의 납차폐물에 의한 차폐 효과가 본 논문에 기술된다. 미리 포장된 필름을 이용하여 세슘선원을 내포한 콜포스타트 주위의 선량 분포를 측정하였다. 콜포스타트의 한 방향에 9매의 필름을 아크릴 틀을 이용하여 평행하게 고정시키고 세???讚㈉湲??? 이용하여 조사하였다. 콜포스타트의 내측과 외측은 동시에 조사하였으며, 전방은 따로 조사하였다. 콜포스타트의 종축이 포함된 내외 횡단면과 윗쪽 표면 밖 0.5cm 떨어 진 만면에서 선량분포를 얻었다. 차폐효율은 콜포스타트의 상부측이 하부측보다 켰으며, 상부측에서는 종축에서 내측으로 $30^{\circ}$정도의 선과 하부측에서는 $50^{\circ}$정도의 선에서 차폐효율이 각각 가장 큰 것으로 나타났다. 콜포스타트의 중심에서 반경 7cm범위내에서 차폐효율은 상부 $30^{\circ}$에서는 0.26-0.42, 하부 $50^{\circ}$에서는 0.23-0.35였으며 거리가 밀어짐에 따라 감소하였다. 콜포스타트 상부표면에서 0.5cm떨어진 만면에서 대략 3cm 반경의 원내에서는 차폐효과가 있었지만 그 밖에서는 거의 없었다.

• Journal of Radiation Protection and Research
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• 제20권2호
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• pp.85-95
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• 1995

GM 계수관을 방사선 검출기로서 사용하고, 검출기의 신호를 디지탈 펄스로 변환하는 펄스처리회로와 디지탈 통신방식의 하나인 FSK(frequency shift keying) 변복조회로를 설계하였으며, 휴대용 무전기로 송수신되는 방사선 검출신호를 방사선량과 방사선량율로 개인용 컴퓨터의 화면에 표시하는 단일채널 무선 방사선측정 시스템을 개발하고 성능을 평가하였다. 성능검증 실험에서 펄스를 입력한 경우와 검출기에 방사선을 조사시킨 경우 펄스처리회로에서 약 5V의 동일한 디지탈 펄스가 출력되었고, 무선통신계통에서도 입력과 출력이 왜곡없이 송수신되고 있음을 확인하였다. 검출기에 표준방사선원(Cs-137)으로 방사선을 조사시켜 선량률을 측정한 결과 측정오차는 조사된 선량률의 10% 이내를 나타내었다. 본 시스템은 국내에선 처음으로 설계되었으며, 향후 다중채널로 구성하여 실시간 개인방사선피폭선량계, 방사선감시기 등 여러 용도의 방사선측정기에 응용함으로써 방사선방어에 기여할 것으로 기대된다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제52권2호
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• pp.456-460
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• 2020

In this research, a radiation detection backpack to be used discreetly or by a wide range of users was developed using array silicon-photomultiplier (SiPM) and CsI (Tl), and its characteristics were evaluated. The R-squared value, which indicates the responsiveness of a detector based on the signal intensity, was determined to be 0.981, indicating a good linear responsivity. The energy resolutions for gamma radiation energies of Co-57 (122 keV), Ba-133 (356 keV), Cs-137 (662 keV), and Co-60 (1332 keV) were found to be 13.40, 10.50, 6.77, and 3.16%, respectively. These results confirm good energy resolution characteristics. Furthermore, in the case of mixed sources, the gamma radiation peaks were readily distinguishable, and the R-squared value for energy linearity was calculated to be 0.999, demonstrating an exceptional energy linearity. Further research based on the results of this study would enable the commercialization of lightweight SiPM-based wireless radiation detection backpacks that can be used for longer durations by replacing the photomultiplier tube, which is mainly used as the optical sensor in existing radiation detection backpacks.

• 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.

• 대한전기학회:학술대회논문집
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• 대한전기학회 2002년도 하계학술대회 논문집 D
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• pp.2285-2288
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• 2002

Recently, electronic personal dosimeters based upon silicon PIN photodiode or miniature GM tube were developed and have attracted a lot of attention because of the advantages of their nature such as indication of dose rate and the cumulative dose, and facilitation of record keeping. In this paper, we have developed a high-sensitivity electronic personal dosimeter with silicon PIN photodiode. The electronic personal dosimeter is constructed with silicon PIN photodiode, preamplifier, and shaping amplifier. To show the effectiveness of electronic personal dosimeter, we conducted nuclear radiation experiments using $\gamma$-ray Ba-133, Cs-137, and Co-60. The electronic personal dosimeter have a good linearity on $\gamma$-ray energy and activity.