• Nuclear Engineering and Technology
• /
• 제53권11호
• /
• pp.3759-3763
• /
• 2021

In this study, 3" × 3" NaI(Tl) detector, which is widely used in gamma spectroscopy, was modeled with FLUKA code, and calculations required to determine the detector's energy resolution were reported. Photon beams with isotropic distribution with 59, 81, 302, 356, 511, 662, 835, 1173, 1275, and 1332 keV energy were used as radiation sources. The photon pulse height distribution of the NaI(Tl) without influence of its energy resolution obtained with FLUKA code has been converted into a real NaI(Tl) response function, using the necessary conversion process. The photon pulse height distribution simulated in the conversion process was analyzed using the ROOT data analysis framework. The statistical errors of the simulated data were found in the range of 0.2-1.1%. When the results, obtained with FLUKA and ROOT, are compared with the literature data, it is seen that the results are in good agreement with them. Thus, the applicability of this procedure has been demonstrated for the other energy values mentioned.

• 대한의용생체공학회:의공학회지
• /
• 제18권3호
• /
• pp.267-272
• /
• 1997

3.6cm${\times}$2.0cm (지름 ${\times}$ 두께) 크기의 $BaF^2$ 섬광체로 검출기를 제작하여 감마 카메라등 의료용 진단장치에서 센서로 사용되고 있는 NaI(씨)검출기와 방사선 검출특성을 비교하여 보았다. 특정에 사용된 선원은 $^{22}Na,\;^{54}Mn,\;^{57}Co,\;^{137}Cs$의 ${\gamma}$선 방출선원으로 검출기와 선원간의 거리를 7cm로 유지하였다. 시간특성을 분석하기 위하여 511keV의 양전자 방출선원을 사용하여 NaI(Tl)(1" ${\times}$ 1"), NaI(Tl)(3" ${\times}$ 3")순으로 $BaF^2$가 가장 빠르게 나타났으며, $BaF^2$ 검출기의 효율은 500keV에서 가장 높게 측정되었다.

• Nuclear Engineering and Technology
• /
• 제53권10호
• /
• pp.3421-3430
• /
• 2021

Spherical NaI(Tl) detectors are used in gamma-ray spectrometry, where the gamma emissions come from the nuclei with energies in the range from a few keV up to 10 MeV. A spherical detector is aimed to give a good response to photons, which depends on their direction of travel concerning the detector center. Some distortions in the response of a gamma-ray detector with a different geometry can occur because of the non-uniform position of the source from the detector surface. The present work describes the calibration of a NaI(Tl) spherical detector using both an experimental technique and a numerical simulation method (NSM). The NSM is based on an efficiency transfer method (ETM, calculating the effective solid angle, the total efficiency, and the full-energy peak efficiency). Besides, there is a high probability for a source-to-detector distance less than 15 cm to have pulse coincidence summing (CS), which may occur when two successive photons of different energies from the same source are detected within a very short response time. Therefore, γ-γ ray CS factors are calculated numerically for a ¹⁵²Eu radioactive cylindrical source. The CS factors obtained are applied to correct the measured efficiency values for the radioactive volumetric source at different energies. The results show a good agreement between the NSM and the experimental values (after correction with the CS factors).

• 방사성폐기물학회지
• /
• 제11권3호
• /
• pp.245-251
• /
• 2013

NaI(Tl) 섬광검출기로 측정한 에너지 스펙트럼으로부터 공간 감마 선량률을 계산하기 위하여 에너지밴드 방법과 G-factor 방법의 결과를 비교 검토하였다. 먼저 한국원자력연구원 내 운영 중인 환경방사선감시기 EFRD 3300에 장착된 3"${\Phi}X3$" NaI(Tl) 검출기의 G-factor를 MCNP 모델링을 통하여 입사 방사선의 방향에 따라 각각 구하였으며, 이로부터 계산된 선량률과 에너지밴드 방법으로 계산된 결과의 차이를 비교 검토함으로써 EFRD 3300에 적용 가능한 최적의 G-factor 값을 유도하였다. 그리고 EFRD 3300 방사선감시기가 운영되고 있는 지역 주변에 위치한 HPIC 방사선감시기의 선량률과 비교 검토를 수행하였으며, 3"${\Phi}X3$" NaI(Tl) 검출기 기반의 EFRD 3300에서 $7.7{\mu}R/h$의 측정값을 얻어 약 $3{\mu}R/h$ 정도의 차이를 보였다. 일반적으로 HPIC 방사선감시기는 고에너지 우주방사선량도 측정할 수 있는 것으로 알려져 있으므로, 이 차이는 3"${\Phi}X3$" NaI 계측기로 측정되지 못하는 고에너지 영역의 우주방사선에 의한 영향으로 평가할 수 있었다.

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

• Journal of Radiation Protection and Research
• /
• 제13권2호
• /
• pp.29-40
• /
• 1988

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.

• Nuclear Engineering and Technology
• /
• 제36권1호
• /
• pp.47-52
• /
• 2004

Recently, a new sintered pellet-type LiF:Mg,Cu,Na,Si TL detector which has a high sensitivity and good reusability, named KLT-300(KAERI LiF:Mg,Cu,Na,Si TL detector), was developed by the variation of the dopants concentrations and the parameters of the preparation procedure at KAERI (Korea Atomic Energy Research Institute). In this study, the thermoluminescent characteristics of the newly developed TL detectors were investigated. The sensitivity of the TL detector was compared with that of the TLD-100 by light integration. The dose linearity of the detector was tested from $10^{-6}$ Gy up to 30 Gy. The dose response was very linear up to 10 Gy and a sublinear response was observed at higher doses. The energy response of the detector was studied for photon energies from 20 keV to 662 keV. The result shows that a maximum response of 1.004 at 53 keV and a minimum response of 0.825 at 20 keV were observed. The reproducibility study for the TL detector was also carried out. The coefficients of variation for each detector separately did not exceed 0.016, and for all the 10 detectors collectively was 0.0054. Lower limit of detection for the detector was investigated at 70 nGy by the Harshaw 4500 TLD Reader and the residual signal of the TL detector was found to be $0.57\%$.

• Nuclear Engineering and Technology
• /
• 제54권10호
• /
• pp.3795-3802
• /
• 2022

NaI(Tl) scintillation materials are considered to be one of many materials that are used exclusively for γ-ray detection and spectroscopy. The gamma-ray spectrometer is not an easy-to-use device, and the accuracy of the numerical values must be carefully checked based on the rules of the calibration technique. Therefore, accurate information about the detection system and its effectiveness is of greater importance. The purpose of this study is to estimate, using an analytical-numerical formula (ANF), the purely geometric solid angle, geometric efficiency, and total efficiency of a cylindrical NaI(Tl) γ-ray detector with a side-through hole. This type of detector is ideal for scanning fuel rods and pipelines, as well as for performing radio-immunoassays. The study included the calculation of the complex solid angle, in combination with the use of various points like gamma sources, located axially and non-axially inside the through detector side hole, which can be applied in a hypothetical method for calibrating the facility. An extended γ-ray energy range, the detector, source dimensions, "source-to-detector" geometry inside the side-through hole, path lengths of γ-quanta photons crossing the facility, besides the photon average path length inside the detector medium itself, were studied and considered. This study is very important for an expanded future article where the radioactive point source can be replaced by a volume source located inside the side-trough hole of the detector, or by a radioactive pipeline passing through the well. The results provide a good and useful approach to a new generation of detectors that can be used for low-level radiation that needs to be measured efficiently.

• 한국의학물리학회지:의학물리
• /
• 제24권3호
• /
• pp.162-170
• /
• 2013

인간의 질병연구를 위한 소동물용 픽셀화 반도체 검출기 기반의 단일광자단층촬영(SPECT, single photon emission computed tomography)시스템 개발이 이루어지고 있다. 본 연구에서는 CdTe검출기 기반의 SPECT시스템의 고해상도 및 저선량 소동물 영상화 가능성을 알아보고자 NaI(Tl) 섬광결정 검출기로 구축된 SPECT 시스템과 비교 평가하였다. CdTe 검출기는 $44.8{\times}44.8$ mm의 크기이며 $0.35{\times}0.35{\times}5$ mm크기의 픽셀로 구성되어 있다. 검출기의 내인성 분해능은 0.35 mm 이며 이는 픽셀 크기와 동일하다. GATE 시뮬레이션 방법을 통하여 두 시스템간의 성능 평가를 수행하고 비교 분석하였다. 시스템의 공간 분해능과 민감도는 10 MBq의 $^{99m}Tc$ 점 선원을 사용하여 평가하였다. 복셀화된 MOBY (mouse whole-body) 팬텀을 사용하여 정량적 평가 및 흡수선량을 계산하였다. 점선원과 조준기 사이의 거리가 30 mm 일 때, NaI(Tl) 섬광결정 검출기 기반의 SPECT의 분해능은 1.54 mm, 민감도는 83 cps/MBq였으며, CdTe검출기 기반의 SPECT시스템의 분해능은 1.32 mm, 민감도는 116 cps/MBq로 더욱 향상된 공간 분해능과 민감도를 나타내었다. 두 시스템의 정량적 통계 분석은 CNR 계산을 통해 이루어졌으며, 주입 선량을 다양하게 설정하여 두 시스템에서의 CNR을 획득하였다. Mouse brain내 striatum의 주입선량이 160 Bq/voxel일 경우, CdTe검출기 기반의 SPECT에서 획득한 CNR은 2.30이었으며 섬광결정 검출기 SPECT에서 획득한 CNR은 1.85로 CdTe검출기 기반의 SPECT에서 더욱 큰 CNR을 지니고 있었다. 또한, CdTe기반의 SPECT를 사용할 경우 NaI(Tl) 섬광결정 검출기 기반의 SPECT 시스템을 사용하는 것보다 동일한 정량적 수치획득을 위한 소동물의 피폭선량을 감소시켜줄 수 있었다. 본 연구에서는 반도체 검출기 CdTe기반의 SPECT은 NaI(Tl) 섬광결정 검출기 SPECT 시스템보다 공간 분해능과 민감도 측면에서 높은 성능을 보였음을 증명하였다. 실제 시스템과의 검증 등의 추가 연구가 필요하지만, 본 연구 결과는 향후 피폭 선량을 줄이는 동시에 영상의 질을 높일 수 있는 소동물용 SPECT 시스템 구축에 응용될 수 있을 것이다.

• 방사성폐기물학회지
• /
• 제17권3호
• /
• pp.321-328
• /
• 2019

본 연구에서는 원자력 사고 또는 방사선 비상 시 지표면에 침적될 수 있는 감마선방출 핵종의 방사능을 신속하게 평가하기 위해 이용될 수 있는 NaI(Tl), $LaBr_3$(Ce) 및 $CeBr_3$ 섬광검출기의 성능을 비교 평가하였다. 검출성능은 최소검출가능방사능(MDA, Minimum Detectable Activity)을 통해 평가하였으며, 각 검출기의 지표면 침적 감마선방출 핵종에 대한 검출효율은 수학적 모델링과 점선원을 이용하여 반실험적으로 산출하였다. MDA 평가를 위한 백그라운드 감마선에너지스펙트럼은 비교적 넓고 평탄한 초지에서 측정되었으며, 원자력 사고 시 방출될 수 있는 주요 핵종에 대한 각 검출기의 MDA를 산출하였다. 그 결과 일반 환경방사능 준위에서 지표면 침적 감마핵종에 대한 각 검출기의 MDA 크기는 대체로"NaI(Tl)> $LaBr_3$(Ce)> $CeBr_3$"로 평가되었으며, 백그라운드 준위가 유사한 에너지 영역에서는 분해능이 가장 우수한 $LaBr_3$(Ce)에서 최소 값을 보였다. 이는 관심 핵종의 감마선에너지 영역에 대한 각 검출기의 자체 및 측정 환경 백그라운드, 측정 효율, 그리고 에너지 분해능 특성을 바탕으로 비교 분석되었다.