• Nuclear Engineering and Technology
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• 제54권12호
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• pp.4652-4659
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• 2022

Among the detector materials available at room temperature, thallium bromide (TlBr), which has a relatively high atomic number and density, is widely used for gamma camera imaging. This study aimed to verify the usefulness of TlBr through quantitative evaluation by modeling detectors of various compound types using Monte Carlo simulations. The Geant4 application for tomographic emission was used for simulation, and detectors based on cadmium zinc telluride and cadmium telluride materials were selected as a comparison group. A pixel-matched parallel-hole collimator with proven excellent performance was modeled, and phantoms used for quality control in nuclear medicine were used. The signal-to-noise ratio (SNR), contrast to noise ratio (CNR), sensitivity, and full width at half maximum (FWHM) were used for quantitative analysis to evaluate the image quality. The SNR, CNR, sensitivity, and FWHM for the TlBr detector material were approximately 1.05, 1.04, 1.41, and 1.02 times, respectively, higher than those of the other detector materials. The SNR, CNR and sensitivity increased with increasing detector thickness, but the spatial resolution in terms of FWHM decreased. Thus, we demonstrated the feasibility and possibility of using the TlBr detector material in comparison with commercial detector materials.

• 한국의학물리학회지:의학물리
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• 제20권2호
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• pp.51-61
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• 2009

컴프턴 카메라는 컴프턴 산란현상의 기하학적 해석을 통해 감마선원의 3차원적 위치분포를 고정된 위치에서 찾아내는 신개념의 감마선 영상장치이다. 기존의 감마선 영상장치에서는 필수적으로 사용되는 기계적 집속기를 사용하지 않기 때문에 높은 영상 감도를 제공할 수 있으며, 다중 추적자 기능을 제공한다는 장점이 있어 차세대 감마선 영상장치로서 주목을 받고 있다. 본 연구에서는 Geant4 몬테칼로 전산모사 툴키트를 이용하여 사용자 친화형의 컴프턴 카메라 시뮬레이터를 개발하였다. 시뮬레이터의 정확성을 검증하기 위하여 한양대학교에서 개발 중인 이중 산란형 컴프턴 카메라의 실험 결과와 비교하였다. 영상 해상도의 경우 선원의 에너지가 높아짐에 따라 해상도가 향상되는 동일한 경향을 보였으나, 시뮬레이터 결과에서 약 1 mm 정도 우수하게 평가되었다. 영상 감도의 경우 실험에서 2~3배 정도 높게 평가되었다. 이러한 결과들은 우연 동시반응에 기인한 것으로, 실험에서 획득한 유효반응들은 전산모사와는 달리 우연한 동시계수에의한 데이터가 상당수 포함되어 있기 때문에 영상 해상도는 상대적으로 저조하고, 영상 감도는 높게 나타난 것으로 판단된다. 개발된 시뮬레이터를 이용하여 새로운 구조의 컴프턴 카메라에 대한 성능을 평가하였다. 단일 산란형 컴프턴 카메라의 경우 산란부를 다층 구조로 개발할 때 4대의 산란부 검출기를 사용하는 것이 최상의 성능을 보이는 것으로 평가되었고, 그 이상 사용할 경우 성능이 오히려 저하됨을 확인하였다.

• 방사성폐기물학회지
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• 제16권3호
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• pp.331-337
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• 2018

원전 해체는 일반적으로 5단계로 준비, 제염, 절단 및 철거, 폐기물 처리, 환경 복원으로 진행된다. 효율적인 원전 해체를 위해서는 작업자의 안전, 비용 대비 효과, 폐기물 최소화, 재사용 가능성 등이 고려되어야 한다. 또한, 작업자의 안전 및 측정기술이 확보되어야 원전 해체 작업의 최적 효율을 낼 수 있으며 이를 위해서는 계통 및 기기의 정확한 측정 기술이 필요하다. 원전 해체 시 현장에서 사용할 수 있는 대표적인 In-Situ 방법으로는 CZT, Gamma Camera, ISOCS 등이 있다. 본 연구에서는 대표 시료 채취 없이 원전 해체 시 현장에서 적용될 수 있는 ISOCS를 이용하여 S/G Water Chamber 지점에 대하여 측정을 수행하였다. 측정 방법은 ISOCS의 HPGe 검출기를 증기 발생기 수실 하부 중앙을 향해 위치하였으며, 이때 검출기는 주변 방사선장 감소를 위해 납 차폐체를 장착하였다. 차폐체 두께는 5 cm인 원통형 납 차폐체를 장착하였으며, 검출기 전면에는 30도 콜리메이터를 장착하여 측정을 수행하였다. 측정값에 검증을 위해 실제 측정 방법과 동일하게 Microshield를 이용하여 측정한 값과 GEANT4 코드를 이용하여 모델링 하였다. 비교 결과 $1.0{\times}10^1{\sim}1.0{\times}10^2Bq$ 정도 차이를 보였으며, 이는 측정 시 주변 방사선의 영향, 모델링의 정밀도 등으로 오차를 줄일 수 있을 것으로 보인다. 본 논문의 연구 결과를 바탕으로 측정값의 정확도 및 신뢰도를 분석하고 향후 해체 작업 시 직접 측정 방법의 적용성에 대한 신뢰도를 높이고자 한다.

• 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.

• 대한방사선기술학회지:방사선기술과학
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• 제34권1호
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• pp.43-50
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• 2011

본 연구에서는 Geant4 시뮬레이터를 이용하여 Varian 2100C/D 선형가속기의 헤드 부분과 다엽콜리메이터를 모델링한 후 6 MV 광자 선속에 대해 선량분포 평가의 기본이 되는 물팬텀($50{\times}50{\times}50\;cm^3$) 내에서의 심부선량백분율(Percentage depth dose)과 측면선량(lateral dose)에 대해 검출기를 이용한 측정 결과와 시뮬레이션 결과를 비교 평가하였다. 시뮬레이션은 두 단계로 나누어 진행하였다. 첫 번째 단계에서 타겟을 통해 나오는 광자의 에너지 스펙트럼을 측정하였다. 다음 단계에서 셈플링한 에너지 스펙트럼에 따라 광자를 직접 팬텀에 조사하는 방식으로 수행하였다. 실험 결과 $5{\times}5 \;cm^2$와 $10{\times}10\;cm^2$ 조사야에서의 심부선량백분율과 16 mm, 50 mm, 100 mm에서 측정한 측면 선량 모두 측정값과 비교하여 2% 이내의 오차를 보여 임상적으로 허용범위 안의 오차를 확인하였고 다엽콜리메이터의 정확도는 1 mm 이내의 오차를 확인 할 수 있었다. 본 연구의 연구 결과를 기초로 한 계산적 방법은 오차가 많이 발생하는 비균질성 조직 내에서의 선량분포 연구와 DICOM 데이터를 적용한 선량 계산 시뮬레이션 응용에서 활용하기 위해 선행되어야 하는 기초 자료로서 활용가치가 있다고 판단된다.

• 대한방사선방어학회:학술대회논문집
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• 대한방사선방어학회 2011년도 추계 학술발표회 및 심포지엄
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• pp.204-205
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• 2011

• 대한방사선방어학회:학술대회논문집
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• 대한방사선방어학회 2009년도 춘계 학술발표
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• pp.232-233
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• 2009

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제41권5호
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• pp.723-728
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• 2009

The response property of the CZT detector ($5{\times}5{\times}5\;mm^3$), widely used in photon spectroscopy, was evaluated by considering the charge collection efficiency, which depends on the interaction position of incident radiation, A quantitative analysis of the energy spectra obtained from the CZT detector was also performed to investigate the tail effect at the low energy side of the full energy peak. The collection efficiency of electrons and holes to the two electrodes (i.e., cathode and anode) was calculated from the Hecht equation, and radiation transport analysis was performed by two Monte Carlo codes, Geant4 and MCNPX. The radiation source was assumed to be 59.5 keV gamma rays emitted from a $^{241}Am$ source into the cathode surface of this detector, and the detector was assumed to be biased to 500 V between the two electrodes. Through the comparison of the results between the Geant4 calculation considering the charge collection efficiency and the ideal case from MCNPX, an pronounced difference of 4 keV was found in the full energy peak position. The tail effect at the low energy side of the full energy peak was confirmed to be caused by the collection efficiency of electrons and holes. In more detail, it was shown that the tail height caused by the charge collection efficiency went up to 1000 times the pulse height in the same energy bin at the calculation without considering the charge collection efficiency. It is, therefore, apparent that research considering the charge collection efficiency is necessary in order to properly analyze the characteristics of CZT detectors.

• 대한기계학회논문집B
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• 제39권4호
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• pp.301-307
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• 2015

MC-50 사이클로트론에서 방출되는 양성자 빔은 직경이 2-3 mm 의 가우시안 분포를 가진다. 이렇게 넓게 조사되는 양성자 빔은 작은 스팟과 정밀한 위치정밀도를 요구하는 반도체 식각, 마이크로 머시닝 등에는 사용될 수 없다. 본 연구에서는 좀 더 경제적인 대안으로 양성자 빔을 마이크로 홀에 통과시켜 수십 ${\mu}m$ 의 직경을 가지도록 조형하는 방법을 제시하였다. 양성자 빔의 조형을 위하여 평균 직경 $21{\mu}m$, 두께 9mm 의 세장비 428 의 마이크로 홀을 제작하였다. 마이크로 홀과 양성자 빔을 정밀하게 정렬하여 양성자 빔을 조형하였다. 이렇게 조형된 양성자 빔을 이용하여 수십 ${\mu}m$ 크기의 마이크로 구조물의 가공성 확인 실험을 실시하였다. 또한 GEANT4 를 이용한 전산모사를 이용하여 해석한 후, 실험결과와 비교하고 분석하였다. 본 연구를 통하여 MC-50 사이클로트론이 조형 장치와 함께 20 마이크론 대의 3 차원 구조물 제작을 위한 마이크로 공정기술에의 사용 가능성을 확인하였다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제52권7호
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• pp.1524-1531
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• 2020

The aim of this work is to develop a Geiger-Muller (GM) detector system for robot to look for a radioactive source in case of a nuclear emergency or in a high radiation environment. In order to find a radiation source easily, a detector system, including 3 detectors, was designed to search γ-ray radiation sources autonomously. First, based on GEANT4 simulation, radiation dose rates in 3 Geiger-Muller (GM) counters were simulated at different source-detector distances, distances between detectors and angles. Various sensitivity analyses were performed experimentally to verify the simulated designed detector system. A mono-energetic ¹³⁷Cs γ-ray source with energy 662 keV and activity of 1.11 GBq was used for the observation. The simulated results were compared with the experimental dose rate values and good agreements were obtained for various cases. Only based on the dose rates in three detectors, the radiation source with a specific source activity and angle was localized in the different location. A method was adopted with the measured dose rates and differences of distances to find the actual location of the lost γ-ray source. The corresponding angles of deviation and detection limits were calculated to determine the sensitivity and abilities of our designed detector system. The proposed system can be used to locate radiation sources in low and high radiation environments.