본 연구는 점 선원인 $^{60}Co$, $^{137}Cs$ 및 혼합부피선원을 이용하여 피크 대 컴프턴 비율, 연속체 배경 스펙트럼을 감소시키기 위해 저 에너지 peak부터 고 에너지 peak에서 측정된 측정치와 PENELOPE와 비교하였다. 또한, 저에너지 부근에서의 변화를 통해 후방산란, 컴프턴 단(compton edge)의 효율 변화를 PENELOPE와 비교하였다. 혼합부피 선원에서 나온 결과를 토양시료에 적용하여 억제와 비 억제(unsuppressed)모드에서 토양시료의 최소검출한계치가 얼마큼 감소하였는지 확인하고자 한다. $^{60}CO$(1,173 keV)의 저에너지 영역의 컴프턴 억제가 상당히 되었으며, $^{137}Cs$(661 keV) 피크에 대한 Compton edge의 RF는 2.8이다. 특히, $^{60}Co$ 선원은 1,173.2keV와 1,332.5 keV의 coincidence 감마선을 방출하므로 컴프턴 억제는 대략 21% 감소하였다. 60Co 선원에서 방출되는 1,173keV와 1,332keV의 compton edge의 RF는 3.2, 3.4였으며 피크대 컴프턴 edge비율은 8:1로 향상되었다. 그리고, PENELOPE와 비교했을 때 불확도는 2% 이내로 잘 일치하였다. Compton unsuppressed 모드에서 661 keV, 1,173 keV 및 1,332 keV의 MDA 값은 각각 0.535, 0.173 및 0.136Bq/kg이었으나, Compton suppressed 모드에서는 0.121, 0.00826 및 0.00728B/kg로 감소하였다. 따라서, Compton suppres sed는 배후방사능과 검출기 자체에 함유된 방사능을 줄일 수 있었다.
Compton suppression 장치는 Compton 산란 반응을 이용하여, 스펙트럼의 Compton continuum 부분을 억제함으로써 Compton continuum 영역 내에서의 감마선 피크들의 분석을 보다 명확하게 할 수 있게 해주는 장치이다. 표층토양 시료에서 검출된 인공 방사능인 $^{137}Cs$과 자연 방사능인 $^{40}K$핵종의 방사능 농도 값들에 대한 방사능 계수치가 백그라운드를 상회하는 측정값이 발생되거나, 불필요한 방해피크나 비해석 대상 피크에 대하여 검출된 표준선원의 방사능 농도 값들의 실측치에 대한 background를 비억제 스펙트럼(Compton Unsuppression)과 억제 스펙트럼(Compton suppression)을 적용시켜 측정 에너지에 대한 교정을 알고자 점선원인 $^{137}Cs$을 거리별에 따라 측정하여, 몬테칼로 시뮬레이션과 비교 분석함으로서 효율적인 검출 능력을 얻고자 함이며, Compton 억제 인자를 보면 거리가 멀어짐에 따라 CSF 값이 클수록 더 많은 Compton suppression가 이루어졌음을 알 수 있고, $^{137}Cs$을 이용한 컴프턴 비억제 모드와 억제모드로 측정된 스펙트럼에서 컴프턴 연속에 의한 백그라운드가 감소함을 알 수 있었다.
Compton suppression system은 스펙트럼에서 Compton continuum으로 존재하는 영역을 억제하는 장치 이다. 본 연구에서는 HPGe-NaI(TI)의 기하학적인 구조 파악 및 이동에 따른 이 때 그 효과를 최적화 할 수 있는 배치구조를 찾기 위하여, Monte Carlo simulation을 통해 Compton suppression의 행태적 특성을 파악하고, 몇 가지 배치구조에 대한 비교를 해보았다. 또한 거리에 따른 효율을 이용하여 환경 측정에 사용되는 실린더 비커에 적용해 보았다. ARF 값은 81.1 keV의 경우 약 1.65, 1332.4 에너지의 경우 약 1.9 정도로 나타내는 것을 확인할 수 있다. NaI(Tl) 검출기들의 위치 이동에 따라 특정한 영역에서 suppression이 일어나는 확인할 수 있다. Compton suppression system 구성의 목적에 비추어 볼 때, 결과 에너지 스펙트럼의 Compton continuum 영역 전반에 걸쳐 suppression이 이루어지는 것이 더욱 적절한 배치구조가 됨을 알 수 있다. 따라서 최적화된 구조를 통해 다양한 환경시료 측정에 적용할 수 있음을 확인 하였다.
Background: Gamma-ray spectrometry helps in radiation shielding problems and different applications of radioisotopes. Experimental arrangements including broad beam geometries are widely used. The aim is to investigate and evaluate the ${\gamma}-ray$ spectra via attenuation by environmental materials. Materials and Methods: The photo peak to nominated parts in the ${\gamma}-ray$ spectra and the attenuation coefficients ${\mu}_b/{\rho}$ from broad beam geometries are measured for the materials water, soil, sand and cement at the energies 0.662, 1.25, and 1.332 MeV with a $3{^{\prime}^{\prime}}{\times}3{^{\prime}^{\prime}}$ NaI(Tl) detector. Results and Discussion: The ${\gamma}-ray$ spectra vary according to changes in the effective atomic number $Z_{eff}$ of the attenuator, the photon energy and the solid angle. The peak to total ratios are the most sensitive parts to variations in the experimental conditions and overturn in the region 0.663 MeV to 1.332 MeV. This is indicated as inversion trend. The results are discussed in view of $Z_{eff}$ and the experimental conditions. The intensity build-up is larger at the lower energy and larger scattering angles in agreement with Klein-Nishina formula and other results. The build-up factor B is$${\sim_=}$$1 at high ${\gamma}-energies$ and small scattering angles. Conclusion: The sensitivity to material characteristics decrease gradually from peak: to total, to Compton valley, to Compton plateau ratios. Rigorous collimation is necessary at small energies. Cement, of the largest $Z_{eff}$, is characterized by the maximum broad beam mass attenuation coefficients ${\mu}_b/{\rho}$. The obtained results provide information to decide for the suitable experimental set-up based on aim of the work.
The stochastic origin ensembles method with resolution recovery (SOE-RR) has been proposed to reconstruct proton-induced prompt gammas (PGs), and the reconstructed PG image was used for range verification. However, due to low detection efficiency, the number of valid events is low. Such a low-count condition can degrade the accuracy of the SOE-RR method for proton range verification. In this study, we proposed two strategies to improve the reconstruction of the SOE-RR algorithm for low-count PG imaging. We also studied the number of iterations and repetitions required to achieve reliable range verification. We simulated a proton beam (108 protons) irradiated on a water phantom and used a two-layer Compton camera to detect 4.44-MeV PGs. Our simulated results show that combining the SOE-RR algorithm with restricted volume (SOE-RR-RV) can reduce the error of the estimation of the Bragg peak position from 5.0 mm to 2.5 mm. We also found that the SOE-RR-RV algorithm initialized using a back-projection image could improve the convergence rate while maintaining accurate range verification. Finally, we observed that the improved SOE-RR algorithm set for 60,000 iterations and 25 repetitions could provide reliable PG images. Based on the proposed reconstruction strategies, the SOE-RR algorithm has the potential to achieve a positioning error of 2.5 mm for low-count PG imaging.
핵의학과에서 가장 많이 사용되는 99mTc를 점선원과 산란팬텀을 이용하여 에너지스펙트럼 변화를 분석하고 변화된 감마선 에너지에 따른 납 앞치마의 차폐효과를 평가하였다. 산란팬텀의 감마선 에너지 스펙트럼은 점선원보다 광전피크 영역은 감소하고 컴프턴 산란영역은 증가하였다. 감마선원 형태 변화에 따른 에너지 영역별 계수치는 점선원의 계수치보다 20 cm 거리에서 최대 66.1 %의 감소율을 보였으며 컴프턴 산란 영역에서는 산란팬텀의의 계수치가 점선원의 계수치보다 최대 40 cm 거리에서 122.2 % 증가하는 결과를 보였다. 감마카메라를 이용한 선원과 산란팬텀의 거리에 따른 차폐율 차이에서 광전피크 영역은 유사한 결과를 보였으나 컴프턴 산란영역에서는 20 cm거리에서 산란팬텀의 차폐율이 점선원의 차폐율보다 29.2% 증가하였으며 거리가 증가함에 따라 차폐율 차이는 감소하였다. 방사선 선량계를 이용한 납 앞치마 차폐율 측정에서 산란팬텀의 차폐율은 최대 15.3 %의 차이를 보였으며 거리가 증가할수록 두 선원의 차폐율 차이는 감소하였다. 산란팬텀의 납 앞치마 차폐율이 점선원보다 높고 선원과 가까운 거리일수록 납 앞치마의 효과는 증가하는 결과로 방사성의약품을 주입한 환자를 직접 대면할 때 납 앞치마의 착용은 방사선피폭 저감화에 도움이 될 것으로 판단된다.
본 연구는 감마스펙트럼 비율을 이용한 매립된 선원의 깊이 평가방법 개발 및 적용성 확인을 위해 진행되었다. 이를 위해 현장측정 HPGe 계측기 및 MCNP 전산모사를 이용하여 137Cs, 60Co, 152Eu 선원의 매질 내 깊이와 계측거리에 따른 Peak to Compton, Peak to Valley 비율(Q)의 변화를 평가하였다. 해당 결과를 이용해 계측거리 50 cm를 기준으로 PTV 및 PTC 비율(Q)과 매립 선원의 깊이 간의 상관 식을 도출하였다. 그리고 PTC 및 PTV 방법 이용 시 계측거리 변화에 따른 민감도를 평가한 결과, 50 cm 기준으로 계측거리가 20 cm로 감소할 경우 오차가 3 ~ 4 cm까지 증가하였다. 하지만 100 cm로 증가할 경우 계측거리에 의한 영향이 미미함을 확인하였다. 그리고 PTV 및 PTC 방법과 피크 영역의 계수율 변화를 통해 선원의 깊이를 평가하는 Two distance measurement 방법을 상호 비교하였다. 평가 결과 PTV 및 PTC 방법은 최대 1.87 cm의 오차, Two distance measurement 방법은 최대 2.69 cm의 오차를 나타내어 PTV, PTC 방법의 정확도가 비교적 높음을 확인하였다. 선원의 수평 방향 위치 변화 민감도 평가 결과 Two distance measurement 방법은 선원이 off-center 방향으로 30 cm 이동하였을 경우 최대 오차가 25.59 cm로 나타났다. 반면 PTV 및 PTC 방법은 최대 오차 8.04 cm로 현장 적용 시 높은 정확도를 나타낼 것으로 예상된다. 그리고 PTC 방법은 동일 시간 측정 시 다른 방법과 비교하여 낮은 표준편차를 나타내 신속한 평가가 가능할 것으로 기대된다.
Hong, Sang Bum;Nam, Jong Soo;Choi, Yong Suk;Seo, Bum Kyoung;Moon, Jei Kwon
Journal of Radiation Protection and Research
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제41권2호
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pp.173-178
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2016
Background: In situ gamma spectrometry has been used to measure environmental radiation, assumptions are usually made about the depth distribution of the radionuclides of interest in the soil. The main limitation of in situ gamma spectrometry lies in determining the depth distribution of radionuclides. The objective of this study is to develop a method for subsurface characterization by in situ measurement. Materials and Methods: The peak to valley method based on the ratio of counting rate between the photoelectric peak and Compton region was applied to identify the depth distribution. The peak to valley method could be applied to establish the relation between the spectrally derived coefficients (Q) with relaxation mass per unit area (${\beta}$) for various depth distribution in soil. The in situ measurement results were verified by MCNP simulation and calculated correlation equation. In order to compare the depth distributions and contamination levels in decommissioning KRR site, in situ measurement and sampling results were compared. Results and Discussion: The in situ measurement results and MCNP simulation results show a good correlation for laboratory measurement. The simulation relationship between Q and source burial for the source layers have exponential relationship for a variety depth distributions. We applied the peak to valley method to contaminated decommissioning KRR site to determine a depth distribution and initial activity without sampling. The observed results has a good correlation, relative error between in situ measurement with sampling result is around 7% for depth distribution and 4% for initial activity. Conclusion: In this study, the vertical activity distribution and initial activity of $^{137}Cs$ could be identifying directly through in situ measurement. Therefore, the peak to valley method demonstrated good potential for assessment of the residual radioactivity for site remediation in decommissioning and contaminated site.
하나로의 즉발감마선 방사화분석 장치를 이용하여 생물시료중의 붕소의 정량을 위한 기초연구를 수행하였다. 측정조건에 대한 특성조사를 위해 시료에 대한 중성자 조사 위치에서 중성자속 및 균질도를 측정하였다. 시료위치에서 열중성자 빔의 크기가 $2{\times}2cm^2$ 되도록 집속하였으며, 측정된 선속은 $1.0{\sim}6.5{\times}10^7n{\cdot}cm^{-2}{\cdot}s^{-1}$ 범위를 나타냈으며, 중심부로부터 반경 4.5 mm 이내 및 9 mm 이내에서 각각 $5.77{\pm}0.71{\times}10^7n{\cdot}cm^{-2}{\cdot}s^{-1}$, $4.68{\pm}1.64{\times}10^7n{\cdot}cm^{-2}{\cdot}s^{-1}$이었다. 따라서 양질의 균일한 조사를 위해서 시료의 크기를 10 mm 이내로 조정하였다. 검출 시스템은 컴프턴 산란에 의한 백그라운드 요인을 억제하고 분석감도를 높이기 위해 설계되었으며, 감마선 계측 시스템의 에너지 교정과 컴프턴 억제율을 조사하기 위해 NaCl 표준체를 이용하여 단일 및 컴프턴 모드로 백그라운드를 측정하였다. 또한 정확한 붕소의 측정을 위해 시료의 매질효과로서 발생하는 분광학적 Na의 472 keV 피이크에 대한 간섭효과를 결정하였으며, 세 가지 인증표준물질 (NIST SRM 1570a, 1547, 1573a)을 이용한 붕소농도 측정시험을 두 가지 모드로 실시한 후 결과를 비교하였다.
NaI(T1) 섬광검출기를 이용하여 감마선원인 Cr-51, Cs-137, Mn-54, Zn-65에 대하여 공기와 깊이가 다른 수중에서 에너지스펙트럼을 조사하였다. 측정한 스펙트럼의 차이와 변화를 정량적으로 비교분석하기 위해서 측정 스펙트럼을 곡선근사할 수 있는 응답함수를 구성하였다. 본 연구에서 밝혀진 바에 의하면 구성된 응답함수는 공기 중 뿐만 아니라 수중에서 측정된 스펙트럼을 거의 완전하게 나타낼 수 있었다. 또한 응답함수에 사용된 계수들을 비교함으로써 공기와 수중에서-물의 깊이에 따른-스펙트럼의 특성 면화를 정량적으로 규정할 수 있었다. 응답함수의 계수 가운데 전에너지 봉우리의 높이 및 비율이 물의 깊이에 가장 민감하게 영향을 받았으며, 그 외에도 전에너지 봉우리의 퍼진 정도, flat continuum의 높이, 1차 콤프턴산란 연속의 높이, Compton edge의 모양을 나타내는 응답함수계수 등에서 미약하나마 물의 깊이에 따라 변화를 보였다.
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[게시일 2004년 10월 1일]
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