• Transactions on Electrical and Electronic Materials
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• 제4권3호
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• pp.10-14
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• 2003

In this paper, we have introduced the x-ray detector built with a CsI:Na scintillation layer deposited on amorphous selenium. To determine the thickness of the CsI:Na layer, we have estimated the transmission spectra and the absorption of continuous x-rays in diagnostic range by using computer simulation (MCNP 4C). A x-ray detector with 65 ${\mu}m$-CsI:Na/30 ${\mu}m$-Se layer has been fabricated by a thermal evaporation technique. SEM and PL measurements have been performed. The dark current and x-ray sensitivity of the fabricated detector has been compared with that of the conventional a-Se detector with 100 ${\mu}m$ thickness. Experimental results show that both detectors exhibit a similar dark current, which was of a low value below $400 pA/cm^2$ at 10 V/${\mu}m$. However, the CsI:Na-Se detector indicates high x-ray sensitivity, roughly 1.3 times that of a conventional a-Se detector. Furthermore, a CsI:Na-Se detector with an aluminium reflective layer shows a 1.8 times higher x-ray sensitivity than an a-Se detector. The hybrid type detector proposed in this work exhibits a low dark current and high x-ray sensitivity, and, in particular, excellent linearity to the x-ray exposure dose.

• 한국방사선학회논문지
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• 제15권5호
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• pp.741-748
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• 2021

본 연구의 목적은, 몬테 카를로 시뮬레이션 기반 조준기 길이와 검출기 두께 변화에 따른 Cadimium Zinc Telluride (CZT) 와 NaI 검출기 물질을 변화하면서 영상의 질을 비교 평가 해보고자 한다. CZT 와 NaI 검출기 물질 기반 감마카메라를 각각 모사하였고, 조준기 길이는 1, 2, 3, 4, 5, 6 cm, 검출기 두께는 1, 3, 5, 7 mm 로 설정하였다. 1 MBq의 점선원을 이용해 민감도, 4.45, 3.80, 3.15, 2.55 mm 의 지름을 가진 자체 제작한 팬텀을 모사하고, 가장 큰 지름인 4.45 mm 영상에 관심영역을 설정하여 signal to noise ratio (SNR)과 프로파일을 이용하여 각각 획득영상을 분석하였다. 조준기 길이에 따른 CZT 검출기 기반 민감도는 2.3 ~ 48.6 cps/MBq, NaI 검출기 기반 민감도는 1.8 ~ 43.9 cps/MBq 이고, CZT 검출기 기반 팬텀을 활용한 SNR은 3.6 ~ 9.8, NaI 검출기 기반 팬텀 SNR은 2.9~9.5다. 조준기 길이 변화에 따른 프로파일은 조준기의 길이가 증가할수록 영상의 공간 분해능이 향상함을 확인하였다. 또한, 검출기 두께에 따른 CZT 검출기 기반 민감도는 0.04 ~ 0.12 cps/MBq 이고, NaI 검출기 기반 민감도는 0.03 ~ 0.11 cps/MBq 다. CZT 검출기 기반 팬텀 SNR은 7.3~9.8 이며, NaI 검출기 기반 팬텀 SNR은 5.9~9.5다. 또한, 검출기 두께 변화에 따른 프로파일은 검출기 두께가 증가할수록 산란선이 증가함으로써 영상의 공간 분해능이 감소함을 확인하였다. 이 연구데이터를 기반으로 영상 획득 목적에 따라 검출기의 종류와 두께, 조준기의 길이를 선택하여 최고의 영상의 질을 획득할 수 있어야 한다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제53권10호
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• pp.3421-3430
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• 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).

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제53권11호
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• pp.3759-3763
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• 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
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• 제18권3호
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• pp.267-272
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• 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.

• 전기전자학회논문지
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• 제21권2호
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• pp.146-149
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• 2017

본 논문에서는 GM Tube 및 NaI(TI) 검출기를 사용한 Wide-Range 방사선 측정 시스템을 제안한다. 제안하는 시스템은 NaI(Tl) 검출기 및 GM Tube의 검출기 신호를 제어, 계수할 수 있게 최적화한 하나의 소형 모듈로 설계한 다. 방사선량은 2개의 검출기를 연동하여 Wide-range인 0.1uSv/h~10mSv/h 구간에서 측정되고, 측정구간이 중복되는 지점인 10uSv/h~100uSv/h에서는 2개의 검출기가 동시에 동작한다. 방사선량은 중첩된 방사선 측정 가능 구간에 대해 적정한 구간에서 해당 검출기 기능의 On/Off를 제어하는 Wide-Range 방사선 측정 알고리즘을 이용하여 선택 적용하였다. 제안된 시스템의 성능을 평가하기 위하여 공인시험기관에서 실험한 결과, 각 구간별로 측정 불확도가 ${\pm}7.5%$로 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.

• Journal of Radiation Protection and Research
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• 제13권2호
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• pp.29-40
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• 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
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• 제54권10호
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• pp.3795-3802
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• 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.

• 방사성폐기물학회지
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• 제11권3호
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• pp.245-251
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• 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.