• Nuclear Engineering and Technology
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• 제54권11호
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• pp.4220-4225
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• 2022

Monte Carlo (MC) simulations are increasingly being used as an alternative or supplement to the gamma spectrometric method in determining the full energy peak efficiency (FEPE) necessary for radionuclide identification and quantification. The MC method is more advantageous than the experimental method in terms of both cost and time. Experimental calibration with standard sources is difficult, especially for specimens with unusually shaped geometries. However, with MC, efficiency values can be obtained by modeling the geometry as desired without using any calibration source. Modeling the detector with the correct parameters is critical in the MC method. These parameters given to the user by the manufacturer are especially the dimensions of the crystal and its front edge, the thickness of the dead layer, dimensions, and materials of the detector components. This study aimed to investigate the effect of the front edge geometry of the detector crystal on efficiency, so the effect of rounded and sharp modeled front edges on the FEPE was investigated for <300 keV with three different HPGe detectors in point and volume source geometries using PHITS MC code. All results showed that the crystal should be modeled as a rounded edge, especially for gamma-ray energies below 100 keV.

• Journal of Radiation Protection and Research
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• 제21권2호
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• pp.125-129
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• 1996

저에너지 광자에 대한 고순도 게르마늄 검출기의 에너지 반응데이타를, 3개의 몬테칼로 코드 (MCNP4A, EGS4. ITS3의 CYLTRAN)를 사용하여 계산하였다. 본 연구에서는, beam고순도 게르마늄 검출기$(100 mm^2{\times}10mm)$가 사용되었고. 측정기표면의 중앙에 pencil beam을 수직으로 입사시켰다. 광전효과 효율. $K_{\alpha}$ 및 $K_{\beta}$ 이탈률을, 12keV부터 60 keV 범위까지 2 keV 간격으로 입사된 X-선 에너지의 함수로 나타내었다. 이 에너지범위에서 컴프턴산란률, 탄성산란률 및 투과율은 매우 작기 때문에 본 계산에서는 제외되었다. 비록 MCNP EGS및 CYLTRAN코드의 저에너지 광자에 대한 고순도 게르마늄 검출기 에너지 반응데이터 값은 약간의 차이를 나타내지만. 세 가지 몬테칼로 코드는 검출기내의 저에너지 광자산란을 정확히 예측하고 있음을 알 수 있다. 또한. EGS나 ITS의 결과에 비해 저에너지 영역에서 정확성이 떨어진다고 여겨지는 MCNP의 결과도 EGS나 ITS의 결과에 상당하는 정확성을 보여주고 있으며, 저에너지 광자에 대한 검출기 반응데이타 계산에 응용될 수 있다

• 방사성폐기물학회지
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• 제2권2호
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• pp.97-104
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• 2004

NIPS 시스템은 중성자 핵반응 결과 방출되는 즉발 감마선을 정량적으로 측정하는 장치이며 고체 및 액체 폐기물 중 존재하는 다양한 원소를 비파괴적으로 분석할 수 있는 장점이 있다. 본 연구에서는 NIPS 시스템에 이용된 고순도반도체 검출기의 계측효율을 $^{l33}$Ba 및 $^{152}$Eu 방사성 동위원소 선원과 $^{35}$ Cl(n, ${\gamma}$)$^{36}$ Cl 핵반응 시 발생되는 즉발감마선을 이용하여 80 keV에서 8 MeV까지 넓은 영역에 대하여 구하였다. $^{35}$ Cl(n, ${\gamma}$)$^{36}$ Cl 핵반응을 이용한 고에너지 감마선의 계측효율은 즉발감마선의 방사능 값을 정확히 알 수 없기 때문에 저 에너지 영역에서 정확히 알고 있는 검출기 효율곡선에 규격화시켜 전 에너지 영역에서의 효율보정곡선을 구하였다. 또한 KCl 표준용액에 $^{252}$ Cf 중성자 선원을 조사시켜 표준용액으로부터 방출되는 즉발 감마선을 고순도반도체 검출기로 측정하고 광대역 계측효율 곡선을 이용하여 수용액 시료에서의 평균 열중성자 속을 예측하였다. NIPS 측정시스템은 주변 재료 물질의 핵반응으로 방출되는 감마선 background를 줄이기 위해 두 개의 고순도반도체 검출기를 이용한 동시계수 장치가 고안되었으며, 동시계수 모드에서의 계측효율도 함께 고려되었으며, 표준선원을 이용하여 전 계수 또는 동시계수모드에서의 background에 대한 측정감도를 비교하였다.다.

• Journal of Radiation Protection and Research
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• 제42권2호
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• pp.83-90
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• 2017

Background: Different cases exist in the measurement of thyroid radiobioassays owing to the individual characteristics of the subjects, especially the potential variation in the counting efficiency. An In situ Object Counting System (ISOCS) was developed to perform an efficiency calibration based on the Monte Carlo calculation, as an alternative to conventional calibration methods. The purpose of this study is to evaluate the applicability of ISOCS to thyroid radiobioassays by comparison with a conventional thyroid monitoring system. Materials and Methods: The efficiency calibration of a portable high-purity germanium (HPGe) detector was performed using ISOCS software. In contrast, the conventional efficiency calibration, which needed a radioactive material, was applied to a scintillator-based thyroid monitor. Four radioiodine samples that contained $^{125}I$ and $^{131}I$ in both aqueous solution and gel forms were measured to evaluate radioactivity in the thyroid. ANSI/HPS N13.30 performance criteria, which included the relative bias, relative precision, and root-mean-squared error, were applied to evaluate the performance of the measurement system. Results and Discussion: The portable HPGe detector could measure both radioiodines with ISOCS but the thyroid monitor could not measure $^{125}I$ because of the limited energy resolution of the NaI(Tl) scintillator. The $^{131}I$ results from both detectors agreed to within 5% with the certified results. Moreover, the $^{125}I$ results from the portable HPGe detector agreed to within 10% with the certified results. All measurement results complied with the ANSI/HPS N13.30 performance criteria. Conclusion: The results of the intercomparison program indicated the feasibility of applying ISOCS software to direct thyroid radiobioassays. The portable HPGe detector with ISOCS software can provide the convenience of efficiency calibration and higher energy resolution for identifying photopeaks, compared with a conventional thyroid monitor with a NaI(Tl) scintillator. The application of ISOCS software in a radiation emergency can improve the response in terms of internal contamination monitoring.

• 한국방사선학회논문지
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• 제12권7호
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• pp.801-806
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• 2018

게르마늄 결정은 검출에 유용하지 않지만, 광자를 강하게 약화하기 때문에 효율성 저하를 일어키는 불감층을 가지고 있다. 따라서 제조업체가 제공하는 데이터를 검출기 시뮬레이션 모델에 사용하면 계산된 효율성과 측정된 효율성 사이에 약간의 큰 차이가 나타난다. 고순도 게르마늄(HPGe) 검출기의 모양과 치수는 CT 스캔을 통해 몬테카롤롤 시뮬레이션을 위해 형상을 정확하게 형상화하였다. 이 결과 불감층 두께 증가가 효율 감소과정에 미치는 영향을 연구하고자 한다. 불감층의 조정은 50 - 1500 keV의 에너지 범위에서 측정 효율과 시뮬레이션 효율 사이의 ${\pm}3%$의 상대편차와 함께 좋은 일치임을 확인하였다. 불감층 두께에 변화를 주어 시뮬레이션 데이터를 비교하였다. 몬테카롤로 시뮬레이션 결과를 실험 결과와 비교하여 새로운 불감층 두꼐를 얻었다. 1.4와 1.6 mm 두께의 End Cap 시뮬레이션 모델에서 1.5mm 두께의 End Cap시뮬레이션 모델에 대한 불감층 두꼐 결과의 차이는 End Cap 치수의 정확성으로 인한 체계적인 오류였다. 통계적 오류와 체계적 오류를 고려한 후, 검출기의 불감충 두께는 $1.02{\pm}0.14mm$로 도출되었다. 따라서 불감층 두께의 증가는 효율성 감소에 영향을 미치는 것을 확인하였다.

• 한국방사성폐기물학회:학술대회논문집
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• 한국방사성폐기물학회 2004년도 학술대회지
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• pp.248.2-248.2
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• 2004

• 한국방사성폐기물학회:학술대회논문집
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• 한국방사성폐기물학회 2018년도 추계학술논문요약집
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• pp.533-534
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• 2018

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제35권6호
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• pp.523-528
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• 2003

The efficiencies of single escape and double escape peaks were calculated by using Monte Carlo method and compared with measured efficiencies. The efficiency was obtained from the area ratio of escape peak to full energy absorption peak and the full energy absorption peak efficiency. For the escape peak interfered with other $\gamma-ray$ peaks, the net area was obtained by area correction. The GEANT code developed in CERN was used for the Monte Carlo calculation. The calculated efficiencies of the escape peaks agreed with the measurement within $12\%$.

• 분석과학
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• 제16권5호
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• pp.426-429
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• 2003

Neutron induced prompt gamma-ray spectroscopy (NIPS) system equipped with a $^{252}Cf$ neutron source and a n-type coaxial HPGe detector was installed for the quantitative analysis of aqueous samples in KAERI, Korea. Since the thermal neutron flux for the $^{252}Cf$ neutron source is relatively low compared to that for the reactor, the use of a thermal neutron reflector in the NIPS system may lead to improved results. The enhancement by using various reflectors was carried out by comparing the Cl peak with or without a cadmium plate between sample and the $^{252}Cf$ source. The use of pyrolitic graphite as a reflector provided a good result.

• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 1996년도 추계학술발표회논문집(2)
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• pp.583-589
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• 1996

원자력발전소에서 발생되는 방사성폐기물들은 폐기물형태 및 방사능 농도가 다양하며 영구처분장으로 이송전까지는 발전소내의 임시 저장고에 안전하게 보관, 관리하고 있다. 생성된 폐기물드럼내에는 감마방출핵종을 비롯하여 알파 및 베타방출 핵종들이 균질 또는 비균질하게 존재하고 있으며 방사능의 세기나 폐기물의 특성에 따라 안정화시키거나 압축처리하여 드럼에 담겨져 있기 때문에 일반적인 파괴분석에 의한 화학분석법으로는 작업자의 피폭, 시료의 대표성 선정 및 장시간의 화학처리 시간소요 등으로 핵종분석이 곤란하다. 따라서 본 논문은 일반적으로 감마핵종분석시 흔히 사용하고 있는 고순도게르마늄(HPGe) 검출기를 이용하여 드럼의 감마핵종농도를 분석하는 방법과 장치의 개발에 대해 언급하였으며 알파나 베타핵종과 같이 직접 분석이 곤란한 핵종들은 각 폐기물드럼내에 존재하는 Co-60이나 Cs-137과의 상관관계를 미리 예측한 척도인자 (scaling factor)를 이용하여 간접적으로 구하는 방법을 사용하고 있으나 본 논문에서는 드럼으로부터 감마핵종만을 분석하는 방법에 대해서만 언급하였다. 또한 핵종분석시스템의 최적 운전조건을 도출하기 위해 드럼회전테이블의 속도결정 및 모의드럼을 이용한 방사능측정 등을 통해 핵종 농도 분석시의 오차를 30% 이내로 유지할 수 있었다.