Odyssey, one of the NASA's Mars exploration program and SELENE (Kaguya), a Japanese lunar orbiting spacecraft have a payload of Gamma-Ray Spectrometer (GRS) for analyzing radioactive chemical elements of the atmosphere and the surface. In these days, gamma-ray spectroscopy with a High-Purity Germanium (HPGe) detector has been widely used for the activity measurements of natural radionuclides contained in the soil of the Earth. The energy spectra obtained by the HPGe detectors have been generally analyzed by means of the Window Analysis (WA) method. In this method, activity concentrations are determined by using the net counts of energy window around individual peaks. Meanwhile, an alternative method, the so-called Full Spectrum Analysis (FSA) method uses count numbers not only from full-absorption peaks but from the contributions of Compton scattering due to gamma-rays. Consequently, while it takes a substantial time to obtain a statistically significant result in the WA method, the FSA method requires a much shorter time to reach the same level of the statistical significance. This study shows the validation results of FSA method. We have compared the concentration of radioactivity of $^{40}K$, $^{232}Th$ and $^{238}U$ in the soil measured by the WA method and the FSA method, respectively. The gamma-ray spectrum of reference materials (RGU and RGTh, KCl) and soil samples were measured by the 120% HPGe detector with cosmic muon veto detector. According to the comparison result of activity concentrations between the FSA and the WA, we could conclude that FSA method is validated against the WA method. This study implies that the FSA method can be used in a harsh measurement environment, such as the gamma-ray measurement in the Moon, in which the level of statistical significance is usually required in a much shorter data acquisition time than the WA method.
The analysis of the radiation effect on matter has been performed using stochastic methods. Recently, It was discovered that the detector pulses of radiation can be analysed using deterministic method that utilizes the chaotic behaviour with an attractor found in a noise region. We acquired a time series for pulse tram of Am-241 using scintillation detector and reconstructed a phase space, then performed new analysis for the radiation detection signal by applying embedding theory, Lyapunov exponent, correlation dimension, autocorrelation dimension, and power spectrum.
Background: A gamma energy identifying algorithm using spectral decomposition combined with smoothing method was suggested to confirm the existence of the artificial radio isotopes. The algorithm is composed by original pattern recognition method and smoothing method to enhance the performance to identify gamma energy of radiation sensors that have low energy resolution. Materials and Methods: The gamma energy identifying algorithm for the compact radiation sensor is a three-step of refinement process. Firstly, the magnitude set is calculated by the original spectral decomposition. Secondly, the magnitude of modeling error in the magnitude set is reduced by the smoothing method. Thirdly, the expected gamma energy is finally decided based on the enhanced magnitude set as a result of the spectral decomposition with the smoothing method. The algorithm was optimized for the designed radiation sensor composed of a CsI (Tl) scintillator and a silicon pin diode. Results and Discussion: The two performance parameters used to estimate the algorithm are the accuracy of expected gamma energy and the number of repeated calculations. The original gamma energy was accurately identified with the single energy of gamma radiation by adapting this modeling error reduction method. Also the average error decreased by half with the multi energies of gamma radiation in comparison to the original spectral decomposition. In addition, the number of repeated calculations also decreased by half even in low fluence conditions under $10^4$ ($/0.09cm^2$ of the scintillator surface). Conclusion: Through the development of this algorithm, we have confirmed the possibility of developing a product that can identify artificial radionuclides nearby using inexpensive radiation sensors that are easy to use by the public. Therefore, it can contribute to reduce the anxiety of the public exposure by determining the presence of artificial radionuclides in the vicinity.
연구배경: 세기조절방사선치료와 같이 고선량을 암조직에 정밀하게 전달할 수 있는 방사선 치료기술이 개발됨에 따라, 보다 정확한 선량평가 기술의 개발이 요구되고 있다. 본 연구에서는 선형가속기에서 발생된 광자선의 물질투과율 정보를 통해 간접유도방식으로 에너지스펙트럼을 예측할 수 있는 기술의 개발을 목적으로 한다. 재료 및 방법: 의료용 선형가속기를 사용한 측정과 몬테칼로 전산모사를 통해 감쇠물질의 두께에 따른 X-선의 투과율이 평가되었으며, 이와 더불어 단일에너지에 의한 이온함의 반응함수가 결정되었다. 최종적으로 Unfolding 방법을 사용하는 HEOROW 프로그램을 통해 고선량률의 치료용 선형가속기에서 발생된 광자선의 에너지스펙트럼이 유도되었다. 본 연구에서 실험을 위해 Elekta Synergy Flatform 선형가속기가 사용되었으며, 몬테칼로 방법을 사용하는 Geant4 전산모사 프로그램이 사용되었다. 결과 및 논의: 감쇠물질의 두께에 따른 X-선 투과율과 몬테칼로 전산모사를 통해 계산된 X-선 투과율의 비교 결과 0.43%의 평균제곱근오차가 확인된다. 물질투과정보를 통해 간접적으로 유도된 에너지스펙트럼은 몬테칼로 전산모사를 통해 직접적으로 계산된 에너지스펙트럼과 비교분석 되었으며, 피크위치 및 평균에너지의 오차가 각각 0.066 MeV와 0.03 MeV로 평가되었다. 하지만 보다 정확한 에너지스펙트럼을 예측하기 위해서는 다양한 감쇠물질의 사용과 에너지스펙트럼 유도프로그램의 정밀도 향상을 위한 추가적인 연구가 필요할 것으로 판단된다. 결론: 본 연구를 통해 확인된 물질투과율 기반의 에너지스펙트럼 측정 기술은 에너지가 높고 선량률이 높기 때문에 광자선을 직접적으로 측정하는 것이 제한적인 의료용 선형가속기에 적용될 수 있을 것으로 판단된다.
A physical model for reduction of Electromagnetic Interference(EMI) or its predecessors, Radio Noise, Electrical Noise, or Radio-Frequency-Interference(RFI), is a rapidly expanding digital technology. It covers the frequency spectrum from DC to about 3 GHz EMI is the poisoner which does not allow radio, TV, radar, navigation, and a lot of electrical, electro-mechanical, and electronic and communication devices, apparatus and systems to operate compatibly in a common frequency spectrum environment EMI can result in a jammed radio, heart pacer failures, navigation errors and many other either nuisance or catastrophic events. Therefore, it follows that this spectrum pollution problem has reached international levels of concern and must be dealt with m proportion to the safety and economic impact Involved.
Cone beam Computed Tomography(CBCT) is an increasing trend in clinical applications due to its ability to increase the accuracy of radiation therapy. However, this leaded to an increase in exposure dose. In this study, the simulation using Monte Carlo method is performed and the absorbed dose of CBCT is analyzed and standardized data is presented. First, after simulating the CBCT, the photon spectrum was analyzed to secure the reliability and the absorbed dose of the tissue in the human body was evaluated using the MIRD phantom. Compared with SRS-78, the photon spectrum of CBCT showed similar tendency, and the average absorbed dose of MIRD phantom was 8.12 ~ 25.88 mGy depending on the body site. This is about 1% of prescription dose, but dose management will be needed to minimize patient side effects and normal tissue damage.
중성자 스펙트럼을 측정하기 위해 $^6Li$ 중성자 분광계를 설치하고 $^{137}Cs$과 $^{207}Bi$ 점선원을 사용하여 $^6Li$ 검출관의 특성을 파악하고 $^{241}Am-Be$ 중성자 선원을 사용하여 중성자 포획피이크를 측정하였으며, $^6Li$ (n, ${\alpha}$) T 반응에 의한 에너지 파고스펙트럼을 측정하였다. 또한 중성자 선원의 조사 시간의 변화, 선원과 검출관 사이의 거리의 변화, 파고분석기의 문턱조절자를 미세하게 변환시키는 경우에 파고스펙트럼을 측정하였다.
본 연구에서는 플라즈마 중합 반응의 기판 재질과 전극 위치에 대한 의존성을 규명 하기 위해서 Ar방전의 발광 분석을 행하였으며 제작된 박막의 가교성을 확인하기 위해서 전자빔 노광을 시켜보았다. 기판의 재질이 도체 및 절연체인 양자의 경우를 비교해 보면 전 자는 후자에 비해서 전체적으로 발광 스펙트럼의 피이크 강도가 크게 나타났으며, 준안정상 태에 대한 피이크와 이온에 대한 피이크를 검토한 결과, 기판이 절연물일 때는 전극의 위치 를 멀게 할수록 이온의 피이크 강도가 극단까지 떨어짐을 알 수 있었다. 제작된 중합스티렌 박막을 통하여 발광 스펙트럼의 변화에 따라서 막의 가교성 변화가 생기는 것을 알 수 있었 으며 이 막을 전자빔에 노광하였을 때, 기판이 절연물인 경우에는 패턴을 제작하는 것이 가 능하였다.
환경방사선 측정에 이용되는 휴대형 고순도 게르마늄검출기에 대한 스펙트럼-조사선량율 변환연산자를 원판형선원의 공간분포함수와 검출기의 평면에 대한 측정효율식을 적용하여 이론적으로 유도했다. 이와 같이 구한 변환연산자와 휴대형 고순도 게르마늄검출기를 이용해 한국에너지연구소내에서 방사선 조사선량율을 측정했다. 측정한 조사선량율을 이미 알려진 3'${\phi}\;{\times}$3'NaI(Tl) 섬광검출기에 대한 변환연산자를 적용해 NaI(Tl)검출기로 측정한 조사선량율과 가압형 이온전리함으로 측정한 값과 비교했다. 고순도 게르마늄 검출기로 얻은 결과는 NaI(Tl) 검출기와 가압형 이온전리함으로 얻은 값보다 약 17-29% 낮음을 보여주었다. 이 차이는 다른 문헌에서 보인 차이와 거의 같았다. 본 논문에서 제시한 스펙트럼-조사선량율 변환연산자는 탁상용 계산기로 쉽게 계산할 수 있으며 환경방사선의 측정에 사용되는 여러 검출기에 대해서도 쉽게 적용할 수 있는 장점이 있고 지각에서 방출되는 각 핵종별로 조사선량율을 구할 수 있는 장점이 있다.
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[게시일 2004년 10월 1일]
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