• 센서학회지
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• 제7권3호
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• pp.163-170
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• 1998

플라즈마 이온온도를 측정하기 위해 정전평판형 이온에너지 분석기를 설계 제작하고 에너지 교정 및 에너지 분해능 등의 특성을 조사하였다. 일정한 검출기 위치에서 이온의 에너지에 따른 편향평판전압은 선형성을 보였으며, $53{\sim}103mm$ 사이의 검출기 위치에서 이온에너지에 대한 최대편향평판전압의 기울기는 $1.61{\sim}0.92$로 검출기위치의 증가에 따라 선형적으로 감소하였다. 본 실험 영역에서 에너지 분해능은 약 $4.16{\sim}11.60%$였으며, 검출기 위치 및 이온에너지의 증가에 따라 향상되었다. 상대적 검출효율은 검출기 위치의 증가에 따라 감소하였다. 제작된 분석기를 다목적 플라즈마 발생장치에 설치하여 DC 플라즈마의 이온에너지 스펙트럼을 측정하였다. 방전전압이 320V, 전류가 0.17A인 DC 플라즈마의 이온온도는 $203{\sim}205eV$로 나타났으며 검출기의 위치에 따른 이온온도의 변화는 없었다. 검출기의 위치에 따른 에너지 분해능은 $18{\sim}21%$로 검출기 위치가 증가할수록 향상되었다.

• Journal of Radiation Protection and Research
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• 제9권1호
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• pp.19-25
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• 1984

There is not yet an universal method of electron dosimetry. The Authors measured dose distributions of the electron beams from Clinac-18 by means of silicon detector connected to X-Y recorder, and compared them in water phantom with dose distributions measured by film and ion chamber, both inserted in polystyrene phantom. The results are as followings, 1. Dose in build-up region increased with the field size for all energy, and depth dose profiles of $6{\sim}12MeV$ beam under the depth of maximum dose were independent of field size, but those of 15 and 18 MeV beam were dependent on the field size. 2. The widths of penumbra by semiconductor detector were narrower than those by film for same energy beam. 3. Depth dose profiles by three different dosimeter did not coincide each other. In the build-up region, dose by semiconductor detector was lower than that by any other dosimeter.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제52권7호
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• pp.1503-1510
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• 2020

Ultra-low noise charge sensitive amplifiers (CSAs) based on various types of circuit board substrates, such as FR4, Teflon, and ceramics (Al₂O₃) with two different designs, PA1 and PA2, have been developed. They were tested to see the noise effect from the dielectric loss of the substrate capacitance before and after irradiation. If the electronic noise from the CSAs is to be minimized and the energy resolution enhanced, the shaping time has to be optimized for the detector, and a small feedback capacitance of the CSA is favorable for a better SNR. Teflon- and ceramic-based PA1 design CSAs showed better noise performance than the FR4-based one, but the Teflon-based PA1 design showed better sensitivity than ceramic based one at a low detector capacitance (<10 pF). In the PA2 design, the equivalent noise and the sensitivity were 0.52 keV FWHM for a silicon detector and 7.2 mV/fC, respectively, with 2 ㎲ peaking time and 0.1 pF detector capacitance. After 10, 100, 10³, 10⁴, and 10⁵ Gy irradiation the ENC and sensitivity characteristics of the developed CSAs based on three different substrate materials are also discussed.

• 한국방사선학회논문지
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• 제9권2호
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• pp.73-77
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• 2015

검출기의 자세한 구조를 알고자 CT 스캐닝을 하였으며 크리스털 형상과 사층에 관한 세부적인 구조를 전산모사 계산법을 이용해 재현하였다. 낮은 에너지의 감마선에 대한 피크 효율이 거리가 작아질수록 감소, 보다 높은 에너지(400 keV) 아상에서의 전체 효율성은 검출기 코어를 조정함으로써 불확도를 줄일 수 있었다. PENELOPE 계산법을 이용해 얻은 공간적 의존성 사이에 적절한 일치점이 달성되었음을 확인 하였다. 이는 크리스털 코어, 모서리와 크리스털 코어의 라운딩을 설명해 주는 매개변수들을 조정함으로써 달성되었다.

• Journal of Radiation Protection and Research
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• 제41권4호
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• pp.373-377
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• 2016

Background: Experiments with small electrochemical apparatus were previously carried out for detecting low-energy neutrinos under irradiation of reactor neutrinos and under natural neutrino environment. The experimental result indicated that the output current of reactor-neutrino irradiated detector was appreciably larger than that of natural environmental one. Usual interaction cross-sections of neutrinos are quite small, so that they do not explain the experimental result at all. Materials and Methods: To understand the experimental data, we propose that some biological products may generate AV-type scalar field B0, leading to a large interaction cross-section. The output current generation is ascribed to an electrochemical process that may be assisted by weak interaction phenomena. Dissolved oxygen concentrations in the detector solution were measured in this study, for the purpose of understanding the mechanism of the detector output current generation. Results and Discussion: It was found that the time evolution of experimental output current was mostly reproduced in simulation calculation on the basis of the measured dissolved oxygen concentration. Conclusion: We mostly explained the variation of experimental data by using the electrochemical half-cell analysis model based on the DO concentration that is consistent to the experiment.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제56권4호
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• pp.1425-1430
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• 2024

This study develops superheated emulsion detectors that are both sensitive to fast neutrons, and thermal neutrons owing to the exergonic ⁶₃Li(n, α)³₁H capture reaction caused by the ⁶Li-containing compound dispersed throughout the gel-like medium. The experimental research was conducted on two SEDs. One detector was an ordinary Freon-12 detector and the other was a Freon-12 detector containing 3.4 % (by weight) LiCl. In order to investigate the sensitivity of lithium-containing SEDs to thermal neutrons, two types of SEDs were simultaneously exposed to various flux levels of thermal neutrons from ²⁴¹Am-Be neutron source inside a cylindrical tank filled with water. A Boron-lined proportional counter was used to estimate the thermal neutron flux and the relevant MCNP code was developed for flux and dose calculations in the prepared set-up around ²⁴¹Am-Be source. The results demonstrate that there is a proportional relationship between the variations of SED response and the change in thermal neutron flux and dose. Also, the sensitivity of SED was estimated.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제56권5호
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• pp.1667-1671
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• 2024

This paper presents a neutron/gamma detector based on a micropixel avalanche photodiode and a plastic scintillator that monitors the status of the accelerator-driven intense resonance neutron source (IREN) facility by measuring the neutron/gamma intensity in the target hall. The electronics of the neutron/gamma detector has been designed and developed. The size of the plastic scintillator was selected to be 3.7 × 3.7 × 30 mm³ due to the sensitive area of the MAPD. The experimental results demonstrated a dependence between the count rate of the detector and the frequency of the accelerator. The detector is sensitive to intermediate and fast neutrons. The minimum detectable energy was determined to be 200 keV using Cs-137 point gamma source. The maximum counting rate of the detector from TTL out is about 2.2⋅10⁶ counts/sec, but for analogue output it is about 2⋅10⁷ counts/sec. The detector can not allow discriminating neutrons and gamma rays by charge integration method.

• 방사성폐기물학회지
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• 제13권1호
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• pp.55-61
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• 2015

방사선검출기를 이용한 고방사성물질의 측정이나 방사선사고 등의 신속한 대응을 위하여 주위의 선량률 준위에 따라 크기별로 여러 종류의 콜리메이터들을 구비해야 하며, 이는 무거운 콜리메이터의 특성상 효율적인 현장 측정에 심각한 장애가 될 수 있다. 본 연구에서는 콜리메이터의 모양을 카메라의 렌즈 조리개 형식으로 제작하여 사용자가 직접 카메라 렌즈를 돌려 초점을 맞추듯이 콜리메이터의 내경을 조절하고 방사선의 감쇄율을 쉽게 알아볼 수 있도록 IRIS형 콜리메이터를 제작하였다. 먼저, 콜리메이터를 위상을 달리한 2 중의 텅스텐 셔터 구조로 제작하여 기계적 공차에 의한 방사선의 침투를 차단하고자 하였다. 그리고 셔터의 재질별로 콜리메이터 내경에 따른 방사선 감쇄율을 MCNP 코드를 이용하여 계산함으로써 이론적인 성능평가를 수행하였다. 계산된 내경의 크기별 감쇄율을 콜리메이터 외부 눈금링에 표시함으로써, 카메라 렌즈에 표시된 배율과 같은 방법으로 사용자가 해당 표시지점으로 콜리메이터 내경을 조절하였을 때, 방사선의 세기가 얼마만 큼 감소되는지 쉽게 알아볼 수 있도록 구현하였다. 끝으로 개발된 IRIS형 콜리메이터를 장착한 소형 방사선검출기를 현장 측정에 활용할 경우, 콜리메이터의 교체 없이 주위 방사선의 세기에 따라 콜리메이터 내경을 적절한 크기로 신속히 교체가 가능하며, 방사선 세기의 감쇄 정도를 쉽게 알아보게 함으로써 신속하고 정확한 대처가 가능할 것으로 판단된다.

• 분석과학
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• 제17권5호
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• pp.434-437
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• 2004

Alpha track technology can provide useful isotopic information of boron in the primary coolant water. In the quantitative analysis using the alpha track analysis, the shape or area of sample on the solid track detector becomes very important, especially for the analysis of liquid samples. In this research, a multi-dot plate has been developed for this purpose. The multi-dot plate provides fixed standard shape of the sample solution that stays inside of the printed circle, and consequently increases the reproducibility of the boron analysis.

• 한국의학물리학회지:의학물리
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• 제13권4호
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• pp.229-233
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• 2002

CdZnTe 검출기를 제작하고 CT/SPECT 조합영상 시스템에 설치하여 엑스선 및 감마선검출기로서의 응용가능성을 타진해 보았다. 검출기의 크기는 10$\times$10$\times$5 ㎣ 이었다. 양극은 4$\times$4 픽셀로 설계하였으며 각 픽셀의 크기는 $1.5\times$l.5 $\textrm{mm}^2$ 이었다. 음극은 Au로 전극을 만들어 주었다. 시스템의 성능을 조사하기 위해서 방사선촬영용 분해능팬텀과 호프만 뇌 팬텀을 사용하였다. X선 영상에서 고광자방출율을 만족시키기 위해서 shapping time은 50ns 로 하었으며, 3$\times$$10^{5}$ counts/s 까지 선형성이 유지되었다. Tc-99m의 140 keV 감마선에 대한 에너지 분해능은 50 ㎱와 2 $\mu\textrm{s}$ shaping time을 걸어주었을 때 각각 10.4%와 5.3%이었다. CT와 SPECT의 공간분해능은 각각 1 mm와 9 mm 이었다. 광피이크 효율은 50 ㎱와 2 $\mu\textrm{s}$일 때 각각 41.0%와 72.5%이었다.