• 전기전자학회논문지
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• 제21권4호
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• pp.408-411
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• 2017

본 논문에서는 중성자, 감마선, 엑스선 등의 방사선을 측정하는 통합 제어 시스템을 제안한다. 제안하는 시스템은 원격 또는 네트워크상으로 측정 및 분석한 데이터를 디스플레이를 통해 모니터링 및 제어할 수 있는 장비로서, 현장에 가지 않고도 시스템 각 구성 부분의 상태를 보고 변경하여 원격으로 감시 및 관리할 수 있다. 제안하는 시스템은 감마선/엑스선 센서부, 중성자 센서부, 주제어 임베디드 시스템부, 전용 디스플레이 장치 및 GUI부, 원격 UI부 등으로 구성된다. 감마선/엑스선 센서부는 NaI(Tl) Scintillation Detector를 사용하여 저준위의 감마선 및 엑스선을 측정한다. 중성자 센서부는 Proportional Counter Detector(저준위 중성자)와 Ion Chamber Type Detector(고준위 중성자)를 사용하여 중성자를 측정한다. 주제어 임베디드 시스템부는 방사선을 검출하여 초단위로 샘플링하고 누적된 펄스 및 전류값에 대한 방사선량으로 변환한다. 전용 디스플레이 장치 및 GUI부는 방사선 측정 결과와 변환된 방사선량 및 방사능량 측정 수치를 출력하고, 사용자에게 제어 조건 설정 및 검출부에 대한 캘리브레이션 기능을 제공한다. 원격 UI부는 측정된 값들을 취합, 저장하여 원격 감시 시스템에 전달한다. 제안된 시스템의 성능을 평가하기 위하여 공인시험기관에서 실험한 결과는 중성자 검출부는 ${\pm}8.2%$ 이하의 측정 불확도가 측정되었고, 감마선, 엑스선 검출부는 7.5%이하의 불확도가 측정되어 국제 표준인 ${\pm}15%$ 이하에서 정상동작 됨이 확인되었다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제54권4호
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• pp.1421-1430
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• 2022

The computation of the solid angle and the detector efficiency is considering to be one of the most important factors during the measuring process for the radioactivity, especially the cylindrical γ-ray NaI(Tl) detectors nowadays have applications in several fields such as industry, hazardous for health, the gamma-ray radiation detectors grow to be the main essential instruments in radiation protection sector. In the present work, a generic numerical simulation method (NSM) for calculating the efficiency of the γ-ray spectrometry setup is established. The formulas are suitable for any type of source-to-detector shape and can be valuable to determine the full-energy peak and the total efficiencies and P/T ratio of cylindrical γ-ray NaI(Tl) detector setup concerning the truncated conical radioactive source. This methodology is based on estimate the path length of γ-ray radiation inside the detector active medium, inside the source itself, and the self-attenuation correction factors, which typically use to correct the sample attenuation of the original geometry source. The calculations can be completed in general by using extra reasonable and complicate analytical and numerical techniques than the standard models; especially the effective solid angle, and the detector efficiency have to be calculated in case of the truncated conical radioactive source studied condition. Moreover, the (NSM) can be used for the straight calculations of the γ-ray detector efficiency after the computation of improvement that need in the case of γ-γ coincidence summing (CS). The (NSM) confirmation of the development created by the efficiency transfer method has been achieved by comparing the results of the measuring truncated conical radioactive source with certified nuclide activities with the γ-ray NaI(Tl) detector, and a good agreement was obtained after corrections of (CS). The methodology can be unlimited to find the theoretical efficiencies and modifications equivalent to any geometry by essential sufficiently the physical selective considered situation.

• 방사선산업학회지
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• 제6권3호
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• pp.205-209
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• 2012

The decomposition of 50 pesticides present in an aqueous solution using ${\gamma}-irradiation$ from a $^{60}Co$ gamma-ray source was investigated using laboratory-scale experiment. The rates of decomposition were determined using a gas chromatography-electron capture detector (GC-ECD), high-performance liquid chromatography-photo diode array detector (HPLC-PDA), and HPLC-fluorescence detector (FLD). When the initial concentration of pesticides was 10 ppm, and the radiation dose was 2, 5, 10, 20, and 30 kGy, respectively, 14 pesticide samples showed high removal rates (>50%) at absorbed doses of more than 10 kGy. With the exception of procymidone, they were all completely removed at a 30 kGy irradiation dose. These results provide fundamental data on the reactivity between gamma-irradiation and pesticides in an aqueous solution. Further, an evaluation of the toxicity of radiolytic intermediate products is required.

• 대한방사선치료학회지
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• 제9권1호
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• pp.87-93
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• 1997

The using of compensator is required to adjust the irregular dose distribution due to irregular thickness of the body in Total Body Irradiation. Aluminuim, copper or lead is generally used as compensator. In our study, we would like to introduce a result of the attenuation and compensation effect of radiation use compensator made by duralumin and its clinical use. The thickness of compensator was calculated by the attenustion of radiation, which was measured by polystyrene phantom and ionization chamber(farmer). The compensation effect of radiation was measured by diode detector. All of conditions were set as in real treatment, and the distanc from source to detector was 446 cm. We also made fixation of device to easily attach the compensator to LINAC. Beam spoiler was menufactured and placed on the patient to irradiate sufficient dose to the skin. diode detector were placed on head, neck, chest, umbilicus. pelvis and knee with each their entranced exit points, and datas of dose distribution were evaluated and compared in each points for eleven patients(Feb. 96-Feb. 97). The attenuation rate of irradiation by duralumin compensator was measured as $1.4\%$ in 2mm thickness. The mean attenuation rate was $1.3\%$ per 2mm as increasing the thickness gradually to 50 mm. By using duralunim compensator, dose distribution in each points of body was measured with ${\pm}2.8\%$ by diode detectior. We could easily calculate the thickness of compensator by measuring the attenuation rate of radiation, remarkably reduce the irragularity of dose distribution duo to the thickness of body and magnify the effect of radiation therapy.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제38권4호
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• pp.383-390
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• 2006

Having its roots in medical applications, industrial gamma ray CT has opened up new roads far investigating and modeling industrial processes. Using a line of research related to industrial gamma ray CT, the authors set up a system of single source and detector gamma transmission tomography for wood timber and a packed bed phantom. The hardware of the CT system consists of two servo motors, a data logger, a computer, a radiation source and a radiation detector. One motor simultaneously moves the source and the detector for a parallel beam scanning, whereas the other motor rotates the scan table at a preset projection angle. The image is reconstructed from the measured projections by the filtered back projection method. The phantom was designed to simulate a cross section of a packed bed with a void. The radiation source was 20mCi of Cs-137 and the detector was a 1 inch $\times$ 1 inch NaI (TI) scintillator shielded by a lead collimator. The experimental gamma ray CT image has sufficient resolution to reveal air holes and the density distribution inside the phantom. The system could possibly be applied to a packed bed column or a pipe flow in a petrochemical plant.

• 한국정보통신학회:학술대회논문집
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• 한국정보통신학회 2014년도 추계학술대회
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• pp.835-836
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• 2014

감마선원의 정확한 위치탐지를 위해서 스테레오 감마선 탐지장치는 두 대의 탐지기를 이용하여 방사선 신호를 측정하고, 획득된 신호를 영상화 하여 선원에 대한 거리정보를 추출을 수행한다. 영상획득 시 영상의 분해능을 개선하기 위해서는 스테레오 탐지장치를 구성하는 Collimator에 대한 구조분석이 필요하다. 본 논문에서는 Collimator와 차폐체에 대한 연구자료를 바탕으로 입사구가 다른 Collimator를 제작하여 입사각도에 따른 선량별 영향을 분석하고 감마선 조사시험을 통한 결과 데이터를 이용하여 Collimator의 최적 구조에 대한 연구를 진행하였다. 수행 결과 입사각도를 약 $2^{\circ}$영역에서 최적의 결과를 나타내었다. 논문의 결과는 방사선 탐지를 위한 효율적인 검출기 구조를 설계를 위한 기초자료로 활용될 것이다.

• 한국의학물리학회:학술대회논문집
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• 한국의학물리학회 2006년도 제33회 추계학술대회 발표논문집
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• pp.66-66
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• 2006

• 한국방사선학회논문지
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• 제11권3호
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• pp.171-175
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• 2017

비파괴검사 분야에서는 작업자들의 안전을 확보하기 위해 방사선원에 대한 시스템 개발에 많은 시간과 재원을 투자하고 있으나 아직까지 사고 발생 확률은 높은 실정이다. 방사선에 대한 잠재적 사고를 미연에 방지하기 위해서는 방사선원의 위치를 직접적으로 검증하는 것이지만 아직까지 연구가 미흡한 실정이다. 이에 본 연구에서는 감마선조사기의 선원 가이드 튜브에서 방사선원의 위치를 감지할 수 있는 모니터링 시스템 개발을 위한 선행연구로써 몬테카를로 시뮬레이션을 통해 방사선 검출기에 대한 특성을 모의 추정하였다. 연구 결과, Ir-192의 감마선 에너지에 대한 방사선 검출기는 반도체 소재에 무관하게 $150{\mu}m$에서 2차 전자평형이 이루어지는 것으로 분석되었으며, 감마선 응답 특성은 $HgI_2$가 가장 우수할 것으로 기대된다. 이러한 결과는 차후 모니터링 시스템의 검출부에 위치하는 방사선 검출기의 최적화 두께를 결정하는데 기초자료로써 활용될 수 있을 것으로 기대되며, 이를 바탕으로 모니터링 시스템을 개발 시 방사선작업종사자가 위험을 쉽게 인지하여 안전을 확보할 수 있을 뿐만 아니라 잠재적인 방사선 사고에 대한 예방 및 선제적 대응이 가능함으로써 사회 안전망 구축 에 기여할 수 있을 것이다.

• 대한방사선기술학회지:방사선기술과학
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• 제27권2호
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• pp.45-50
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• 2004

방사선검출기에 사용되는 다이아몬드는 그 비저항이 $10^{12}[{\Omega}m]$로 매우 크기 때문에 고전압 하에서도 누설전류가 매우 작아 실리콘과 달리 p-n접합을 하지 않고 바로 고전압을 걸 수 있는 이점이 있다. 또한 절연파괴 전압이 매우 크기 때문에 이동속도가 포화되는 전압까지 올릴 수 있다. 이 결과 다이아몬드 내에서의 전하 이동속도는 실리콘의 최대속도보다 약 20배 정도 빠르다. $200[{\mu}m]$ 두께의 박막을 통해 전하가 모두 수집되는 시간은 불과 1[ns] 정도이다. 이상과 같이 독특한 다이아몬드의 성질을 이용하여 방사선검출기에 사용되는 물질로 파고계수형 전리조나 분광계, 열형광선량계, 형광검출기 그리고 핵방사선검출기 등에 사용된다. 본 연구에서는 마이크로파 플라즈마 CVD법으로 $CH_4-H_2-O_2$계로부터 몰리브덴기판 위에 100시간 동안 성장시킨 결과 약 $100[{\mu}m]$의 두께를 가진 결정성이 좋은 방사선검출기용 다이아몬드막을 성장시킬 수 있었고, X-선 방사선량에 따른 방사선검출기의 전류파형을 측정한 결과 방사선량에 따라 전류가 증가됨을 알 수 있었다.

• Journal of Radiation Protection and Research
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• 제42권1호
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• pp.48-55
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• 2017

Background: Simultaneous detection of neutrons and gamma rays have become much more practicable, by taking advantage of good gamma-ray discrimination properties using pulse shape discrimination (PSD) technique. Recently, we introduced a commercial CLYC system in Korea, and performed an initial characterization and simulation studies for the CLYC detector system to provide references for the future implementation of the dual-mode scintillator system in various studies and applications. Materials and Methods: We evaluated a CLYC detector with 95% $^6Li$ enrichment using various gamma-ray sources and a $^{252}Cf$ neutron source, with validation of our Monte Carlo simulation results via measurement experiments. Absolute full-energy peak efficiency values were calculated for gamma-ray sources and neutron source using MCNP6 and compared with measurement experiments of the calibration sources. In addition, behavioral characteristics of neutrons were validated by comparing simulations and experiments on neutron moderation with various polyethylene (PE) moderator thicknesses. Results and Discussion: Both results showed good agreements in overall characteristics of the gamma and neutron detection efficiencies, with consistent ~20% discrepancy. Furthermore, moderation of neutrons emitted from $^{252}Cf$ showed similarities between the simulation and the experiment, in terms of their relative ratios depending on the thickness of the PE moderator. Conclusion: A CLYC detector system was characterized for its energy resolution and detection efficiency, and Monte Carlo simulations on the detector system was validated experimentally. Validation of the simulation results in overall trend of the CLYC detector behavior will provide the fundamental basis and validity of follow-up Monte Carlo simulation studies for the development of our dual-particle imager using a rotational modulation collimator.