• Journal of Radiation Protection and Research
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• 제39권2호
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• pp.81-88
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• 2014

최근, 인체 내 양성자 빔의 선량 분포를 검증하기 위해 새로운 개념의 영상기법인 감마 꼭지점 영상(gamma vertex imaging, GVI)이 제안되었다. GVI는 양성자 빔과 매질과의 핵반응으로 인해 발생하는 즉발감마선의 발생 위치를 결정하기 위해 입사한 감마선을 전자 변환기에서 전자로 변환한 후 전자의 궤적을 추적하는 방법을 사용한다. GVI 영상장치는 감마선을 전자로 변환하기 위한 전자 변환기, 전자 궤적을 추적하기 위한 2대의 양면 실리콘 스트립 검출기(double-sided silicon strip detector, DSSD)와 전자의 에너지 결정을 위한 섬광체 흡수부 검출기로 이루어진다. 본 연구에서는 GVI 영상 장치를 구성하는 DSSD 전용의 신호처리 장치를 구성하는 핵심 장치인 전하 민감형 전치증폭기(charge sensitive preamplifier, CSP) 모듈과 성형 증폭기 모듈을 개발하였으며, 상용 제품과 성능을 비교해 보았다. 감마선원의 에너지 스펙트럼 측정 결과, 자체제작 CSP 모듈이 상용 제품보다 에너지 분해능이 약간 낮은 것을 확인하였으며, 성형 증폭기의 경우 거의 동일한 성능을 보여주는 것을 확인할 수 있었다. 개발된 신호처리 장치의 노이즈의 크기를 나타내는 $V_{rms}$ 값은 6.48 keV으로 평가되었으며, 이는 145 ${\mu}m$의 DSSD에 전달되는 전자의 에너지( > ~51 keV)를 고려할 때 본 장치를 이용하여 전자의 궤적을 충분히 정확하게 결정할 수 있음을 확인할 수 있음을 보여준다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제53권10호
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• pp.3164-3170
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• 2021

The increasing interest that GEANT4 is gaining nowadays, because of its special capabilities, prompted us to address its reliability in neutronic calculation for the realistic and complex spallation target MEGAPIE of the Paul Scherrer Institute of Switzerland. In this paper we have specifically addressed the neutronic characterization of the active zone of this target. Three physical quantities are evaluated: neutron flux spectra and total neutron fluxes on target's z-axis, and the neutron yield as a function of the target's altitude and radius. Comparison of the obtained results with those of the MCNPX reference code and some experimental measurements have confirmed the impact of the geometrical and proton beam models on the neutron fluxes. It has also allowed to reveal the intrinsic influence of the code type. The resulting differences reach a factor of ~2 for the beam model and 4-18% for the other parameters cumulated. The analysis of the neutron yield has led us to conclude that: 1) Increasing the productivity of the MEGAPIE target cannot be achieved simply by increasing the thickness of the target, if the irradiation parameters are not modified. 2) The size of the spallation area needs to be redefined more precisely.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제55권8호
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• pp.2984-2996
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• 2023

A 100 kW thermal power pool-type light water reactor and Pu(Be) as a fast neutron source were used to determine the appropriate carrier for irradiating boron-containing samples with neutron beams. The tested materials (carriers) were subjected to neutron beams in the reactor's tangential channel. The geometrical arrangement of experimental facilities relative to the neutron beam trajectory, as well as the effect of sample thickness on the count rate, were investigated. The majority of the detectable charged particles emitted by the neutron beam's interaction with tested materials and the detector's detecting layer are protons (recoiled hydrogen) and particles generated in nuclear reactions (protons and alpha particles), respectively. Stopping and Range of Ions in Matter (SRIM) software was used to do theoretical calculations for the range of expected released particles in various materials, including human tissue. The results of measurement and calculation are in good agreement. According to experiments and theoretical calculations, the number of protons emitted by tissue-like materials may commit a dose comparable to that of boron capture reactions. Furthermore, the range of protons is significantly larger than that of alpha particles, which most probably changes dose distribution in healthy cells surrounding the tumor, which is undesirable in the BNCT approach.

• 방사선산업학회지
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• 제17권2호
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• pp.191-197
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• 2023

Abstract KOMAC(Korea Multi-Purpose Accelerator Complex, KAERI) has been operating a 100 MeV proton accelerator and is going to produce ⁶⁸Ga isotope which is useful for diagnosis of cancer. So, it is necessary to develop a transport container for radio-activated targets. In this study, we carry out shielding analysis and structural analysis for the radio-activated target transport container using simulation programs. According to the Type A standard, the transport container includes an inner container and an overpack container. The main material of inner container is lead, and the shape is cylindrical with diameter of 152mm, height of 142mm and weight about 29 kg. It is planned to verify the possibility of field application through production of the transport container prototype in the future.

• 전기학회논문지
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• 제66권9호
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• pp.1351-1358
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• 2017

In this work, we investigated radiation hardness of GaN-based transistors which are strong candidates for next-generation power electronics. Field effect transistors with three types of gate structures including metal Schottky gate, recessed gate, and p-AlGaN layer gate were fabricated on AlGaN/GaN heterostructure on Si substrate. The devices were irradiated with energetic protons and alpha-particles. The irradiated transistors exhibited the reduction of on-current and the shift of threshold voltage which were attributed to displacement damage by incident energetic particles at high fluence. However, FET operation was still maintained and leakage characteristics were not degraded, suggesting that GaN-based FETs possess high potential for radiation-hardened electronics.

• 한국의학물리학회:학술대회논문집
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• 한국의학물리학회 2006년도 제33회 추계학술대회 발표논문집
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• pp.142-142
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• 2006

• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 1998년도 춘계학술발표회논문집(2)
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• pp.963-966
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• 1998

The KOMAC(KOrea Multi-purpose Accelerator Complex) linac is composed of RFQ(Radio Frequency Quadrupole), CCDTL(Coupled Cavity Drift Tube Linac) and SC(Superconducting)-linac. The required CW output power of RF system is about 25㎿ for 20㎿ proton beam power. Therefore high power RF sources are necessary for cost saving and reliability improvement. The number of klystrons for 0.5 ㎿ at 350MHz and 1 ㎿ at 700MHz are 1 and 31, respectively. In this paper, the design parameters of the klystron system including power supply and energy recovery system are presented.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제49권6호
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• pp.1234-1239
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• 2017

Basic research on the accelerator-driven system is conducted by combining $^{235}U$-fueled and $^{232}Th$-loaded cores in the Kyoto University Critical Assembly with the pulsed neutron generator (14 MeV neutrons) and the proton beam accelerator (100 MeV protons with a heavy metal target). The results of experimental subcriticality are presented with a wide range of subcriticality level between near critical and 10,000 pcm, as obtained by the pulsed neutron source method, the Feynman-${\alpha}$ method, and the neutron source multiplication method.

• 한국의학물리학회지:의학물리
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• 제26권1호
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• pp.12-17
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• 2015

본 연구에서 한국형 중이온 가속기 RAON에서의 의생물 실험을 위하여 요구되는 빔 조건을 만족할 수 있도록 Monte Carlo 전산모사를 통한 노즐 설계를 최적화하고자 하였다. 의생명 실험을 위한 빔 조건으로 최대 조사면 크기, 선량균일도 그리고 빔 오염도의 특정 조건을 만족하는 $C^{12}$ 빔 생산이 요구되었다. 이때 최적화된 빔 노즐 설계를 위하여 Monte Carlo 시뮬레이션인 GEANT4 toolkit이 사용되었다. $15{\times}15cm^2$ 이상의 빔 조사면 크기와 3% 이내의 선량 균일도 그리고 전체 선량의 5% 보다 낮은 빔 오염도를 기본적인 조건으로 설정 되었다. 조사면 크기는 쌍극자 자석에 의해서 빔의 각도를 기울여 원형으로 회전하면서 쌍극자 자석의 아래쪽에 위치한 산란판의 두께를 조정하여 최적화 하였다. 빔 스캐닝 각도와 산란판의 두께는 Monte Carlo 시뮬레이션 분석에 의해서 각각 $0.5^{\circ}$와 0.05 cm로 최적의 값을 나타내었다. 선량 균일도와 최대 조사면 크기를 만족하기 위하여 static과 scanning beam을 복합하는 기술을 이용한 새로운 빔 전달 방법을 소개하였다. 중앙 고정용 빔과 빔 축으로부터 $0.5^{\circ}$ 경사각을 가지고 회전하는 빔과 경사각이 없이 바로 들어오는 빔을 조합하여 선량균일도가 1.1%와 빔 조사면의 최대크기가 $15{\times}15cm^2$가 되는 것을 확인하였다. 빔 오염도는 $C^{12}$ 이온과 다른 입자들에 의해서 전달된 흡수선량의 비율로 나타내었다. 물등가 깊이(water equivalent depth) 5 cm에서 17 cm 사이에서의 빔 오염도는 전체 선량에서의 2.5% 미만임을 확인하였으며 이와 같은 결과를 바탕으로, 본 연구에서는 의생명 실험을 위하여 요구되는 빔 조건을 만족하는 노즐 구조를 설정할 수 있었다.

• 한국진공학회지
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• 제10권3호
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• pp.380-386
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• 2001

정밀가변슬릿과 자기사중극렌즈로 구성된 핵 마이크로프로브 (nuclear microprobe) 시스템을 일차행렬법을 이용한 빔광학 전산모사를 통해 설계하였으며, 제작된 시스템을 KIGAM 1.7 MV 탄뎀 반데그라프 가속기의 $30^{\circ}$ 빔라인에 설치하였다. X 및 Y축에 대한 역배율은 각각 25와 4.9로 계산되며, 3 MeV 양성자빔의 경우 최소 빔크기는 약 5 미크론, 빔전류는 약 1 nA 정도로 추산된다. PIXE, RBS, ERDA등 MeV 이온빔분석법과 이온빔 미세가공을 위해 다목적 8각형 표적함을 제작하였으며, 표적함은 X-선 및 하전입자검출기, 줌현미경, 파라데이컵, 4축 시료이송계 및 고진공계로 구성되어 있다. 현재 핵 마이크로프로브 시스템 성능 조사가 이루어지고 있으며, 자동화된 시료 이송 및 자료 처리 시스템이 설치되면 일상적인 마이크로 이온빔 분석이 가능해 질 것으로 예상된다.