• Journal of Radiation Protection and Research
• /
• 제47권4호
• /
• pp.214-225
• /
• 2022

Background: The conventional cerium-doped Gd₂Al₂Ga₃O₁₂ (GAGG(Ce)) scintillator-based gamma-ray imager has a bulky detector, which can lead to incorrect positioning of the gammaray source if the shielding against background radiation is not appropriately designed. In addition, portability is important in complex environments such as inside nuclear power plants, yet existing gamma-ray imager based on a tungsten mask tends to be weighty and therefore difficult to handle. Motivated by the need to develop a system that is not sensitive to background radiation and is portable, we changed the material of the scintillator and the coded aperture. Materials and Methods: The existing GAGG(Ce) was replaced with Bi₄Ge₃O₁₂ (BGO), a scintillator with high gamma-ray detection efficiency but low energy resolution, and replaced the tungsten (W) used in the existing coded aperture with lead (Pb). Each BGO scintillator is pixelated with 144 elements (12 × 12), and each pixel has an area of 4 mm × 4 mm and the scintillator thickness ranges from 5 to 20 mm (5, 10, and 20 mm). A coded aperture consisting of Pb with a thickness of 20 mm was applied to the BGO scintillators of all thicknesses. Results and Discussion: Spectroscopic characterization, imaging performance, and image quality evaluation revealed the 10 mm-thick BGO scintillators enabled the portable gamma-ray imager to deliver optimal performance. Although its performance is slightly inferior to that of existing GAGG(Ce)-based gamma-ray imager, the results confirmed that the manufacturing cost and the system's overall weight can be reduced. Conclusion: Despite the spectral characteristics, imaging system performance, and image quality is slightly lower than that of GAGG(Ce), the results show that BGO scintillators are preferable for gamma-ray imaging systems in terms of cost and ease of deployment, and the proposed design is well worth applying to systems intended for use in areas that do not require high precision.

• Nuclear Engineering and Technology
• /
• 제56권4호
• /
• pp.1204-1212
• /
• 2024

To accurately calculate the heating distribution of the fast reactor, a neutron-photon library in MATXS format named Knight-B7.1-1968n × 94γ was processed based on the ENDF/B-VII.1 library for ultrafine groups. The neutron cross-section processing code MGGC2.0 was used to generate few-group neutron cross sections in ISOTXS format. Additionally, the self-developed photon cross-section processing code NGAMMA was utilized to generate photon libraries for neutron-photon coupled heating calculations, including photo-atom cross sections for the ISOTXS format, prompt photon production cross sections, and kinetic energy release in materials (KERMA) factors for neutrons and photons, and the self-shielding effect from the capture and fission cross sections of neutron to photon have been taken into account when the photon source generated by neutron is calculated. The interface code GSORCAL was developed to generate the photon source distribution and interface with the DIF3D code to calculate the neutron-photon coupling heating distribution of the fast reactor core. The neutron-photon coupled heating calculation route was verified using the ZPPR-9 benchmark and the RBEC-M benchmark, and the results of the coupled heating calculations were analyzed in comparison with those obtained from the Monte Carlo code MCNP. The calculations show that the library was accurately processed, and the results of the fast reactor neutron-photon coupled heating calculations agree well with those obtained from MCNP.

• 한국방사선학회논문지
• /
• 제14권5호
• /
• pp.503-510
• /
• 2020

콘크리트는 원자력 시설의 차폐용 구조물로 광범위하게 사용되고 있는 재료이다. 하지만, 시설의 해체 시 양적으로 가장 많이 발생하는 방사성 폐기물이기도하다. 콘크리트는 중성자를 포획하여 다양한 방사성 핵종을 생성하기 때문에 해체 전에 시료를 채취하여 방사능 측정 및 평가를 수행해야 한다. 측정은 주로 HPGe 검출기를 이용하는데 시료의 정확한 방사능 판정을 위해는 기하학적 보정인자, 자가흡수 보정인자, 계측기의 절대효율 등 효과적인 보정인자를 측정치에 반영해야 한다. 보정인자는 기하학적 및 화학적 상태가 실제 시료와 동일한 표준시료를 이용해서 동일한 측정조건 하에서 획득한다. 하지만, 콘크리트는 다양한 구성물질과 높은 밀도로 전처리가 제한적이므로 콘크리트 표준시료를 제작하는 것은 매우 어렵다. 또한 코어드릴(core drill)을 사용하여 채취되는 콘크리트 시료는 체적선원이므로 직경에 대한 기하학적 보정과 밀도에 대한 자가흡수에 대한 보정이 필수적이다. 따라서, 최근에는 많은 연구자들이 표준선원을 제작 후 측정하는 대신 몬테카를로 전산모사(Monte Carlo simulation)을 이용하여 효과적인 보정인자들을 계산하는 연구를 수행하고 있다. 본 연구에서는 Monte Carlo code 중 하나인 Geant4를 이용하여 방사화 콘크리트에서 가장 많이 생성되는 핵종인 ¹⁵²Eu, ⁶⁰Co에서 방출되는 감마선 에너지에 대한 콘크리트 코어시료의 직경과 밀도에 따른 보정인자를 산출하였다.

• Radiation Oncology Journal
• /
• 제11권2호
• /
• pp.449-454
• /
• 1993

종양치료를 위하여 고에너지 X-선 또는 감마선을 인체에 조사할 경우 피부 표면 선량이 최대지점 선량의 $30~60\%$에 불과 함으로 피부보호 효과(Skin sparing effect)를 얻을 수 있는 장점을 갖고있다. 그러나 종양특성과 발병위치에 따라 조사면을 크게 하거나 선속내에 차폐물질 또는 보상여과판을 설치하여 치료할 경우 피부보호 효과가 감소되거나 없어지는 경우가 있고 이것은 종양치료에 중요한 요인이 되고 있다. 연세 암전문병원에 설치된 코발트 60원격치료기와 선형가속기에서 발생되는 4 MV및 10 MV x-선에 대한 피부선량을 측정하였으며 차폐물고정판(Tray) 구성 물질의 종류와 조사면의 크기 및 피부와 고정판간의 거 리에 따른 피부선량의 변화를 평가하였다. 방사선 조사면이 $15{\times}15\;cm^2$ 이상 넓고 피부와 collimator 간의 거리가 30 cm 이상일 때 피부 표면선량은 코발트 -60, 4, 10 MV에서 각각최대선량의 40, 30, $20\%$로 감소하였으며 조사면의 크기와 차폐 고정판의 물질에 따라 증감하였다. 차폐물을 고정시키는 고정판을 Lucite로 제작하고 고정판과 피부간의 거리를 약 15 cm 이상 간격을 주면 표면선량을 $50\%$로 줄일 수 있었고 주석, 구리, 납등을 부착시키면 전방산란 선량비율이 감소되어 피부선량은 $35\%$로 피부보호 효과를 얻을 수 있었다. 방사선의 전방산란비율은 에너지와 흡수물질의 원자번호에 관계되며 납과 주석 이 각각 코발트-60 감마선과 4~10 MV x-선의 전방산란비를 가장 크게 감소시켰다.

• Nuclear Engineering and Technology
• /
• 제52권10호
• /
• pp.2204-2220
• /
• 2020

An open-pool type research reactor is designed and operated considering the accessibility around the pool top area to enhance the reactor utilization. The reactor structure assembly is placed at the bottom of the pool and filled with water as a primary coolant for the core cooling and radiation shielding. Most radioactive materials are generated from the fuel assemblies in the reactor core and circulated with the primary coolant. If the primary coolant goes up to the pool surface, the radiation level increases around the working area near the top of the pool. Hence, the hot water layer is designed and formed at the upper part of the pool to suppress the rising of the primary coolant to the pool surface. The temperature gradient is established from the hot water layer to the primary coolant. As this temperature gradient suppresses the circulation of the primary coolant at the upper region of the pool, the radioactive primary coolant rising up directly to the pool surface is minimized. Water mixing between these layers is reduced because the hot water layer is formed above the primary coolant with a higher temperature. The radiation level above the pool surface area is maintained as low as reasonably achievable since the radioactive materials in the primary coolant are trapped under the hot water layer. The key to maintaining the stable hot water layer and keeping the radiation level low on the pool surface is to have a stable flow of the primary coolant. In the research reactor with a downward core flow, the primary coolant is dumped into the reactor pool and goes to the reactor core through the flow guide structure. Flow fields of the primary coolant at the lower region of the reactor pool are largely affected by the dumped primary coolant. Simple, circular, and duct type discharge headers are designed to control the flow fields and make the primary coolant flow stable in the reactor pool. In this research, flow fields of the primary coolant and hot water layer are numerically simulated in the reactor pool. The heat transfer rate, temperature, and velocity fields are taken into consideration to determine the formation of the stable hot water layer and primary coolant flow. The bulk Richardson number is used to evaluate the stability of the flow field. A duct type discharge header is finally chosen to dump the primary coolant into the reactor pool. The bulk Richardson number should be higher than 2.7 and the temperature of the hot water layer should be 1 ℃ higher than the temperature of the primary coolant to maintain the stability of the stratified thermal layer.

• 마이크로전자및패키징학회지
• /
• 제28권1호
• /
• pp.39-46
• /
• 2021

Cu 배선(interconnect) 적용을 위한 다층박막의 적층 구조에 따른 최적 계면접착에너지(interfacial adhesion energy, Gc) 평가방법을 도출하기 위해, Ta, Cu 및 tetraethyl orthosilicate(TEOS-SiO2) 박막 계면의 정량적 계면접착에너지를 double cantilever beam(DCB) 및 4-점 굽힘(4-point bending, 4-PB) 시험법을 통해 비교 평가하였다. 평가결과, Ta확산방지층이 적용된 시편(Cu/Ta, Cu/Ta/TEOS-SiO2)에서는 두 가지 평가방법 모두 반도체 전/후 공정에서 박리가 발생하지 않는 산업체 통용 기준인 5 J/㎡ 보다 높게 측정되었다. Ta/Cu 시편의 경우 DCB 시험에서만 5 J/㎡ 보다 낮게 측정되었다. 또한, DCB시험 보다 4-PB시험으로 측정된 Gc가 더 높았다. 이는 계면파괴역학 이론에 따라 이종재료의 계면균열 선단에서 위상각의 증가로 인한 계면 거칠기 및 소성변형에 의한 에너지 손실이 증가 하는것에 기인한다. 4-PB시험결과, Ta/Cu 및 Cu/Ta계면은 5 J/㎡ 이상의 높은 계면접착에너지를 보이므로, 계면접착에너지 관점에서는 Ta는 Cu배선의 확산방지층(diffusion barrier layer) 및 피복층(capping layer)으로 적용 가능할 것으로 생각된다. 또한, 배선 집적공정 및 소자의 사용환경에서 열팽창 계수 차이에 의한 열응력 및 화학적-기계적 연마 (chemical mechanical polishing)에 의한 박리는 전단응력이 포함된 혼합모드의 영향이 크므로 4-PB 시험으로 측정된 Gc와 연관성이 더 클 것으로 판단된다.

• 대한방사선치료학회지
• /
• 제26권2호
• /
• pp.329-336
• /
• 2014

목 적 : 인공 유방 확대술을 받은 환자가 유방암 방사선치료를 받을 경우 유방의 크기별로 치료 조사야와의 거리에 따른 치료반대 측 유방조직에 피폭되는 선량 및 차폐의 효율성을 평가해 보고자 한다. 대상 및 방법 : 인체팬텀(Rando-phantom)을 이용하여 유방 모형의 크기별 (200 cc ~ 500 cc) CT영상을 획득한 후 크기 별로 일 선량 180 cGy의 왼쪽 유방암 방사선 치료계획을 세웠다. 유방 모형이 커질수록 치료 반대 측 유방모형의 표면과 X선의 진행지점 사이에 발생하는 거리가 가까워지게 설정하였고, 체표에 입사하는 선속중심축을 기준으로 3 cm, 6 cm 떨어진 점에서 반대측 유방 표면에 수직으로 내린 거리를 각 A point, B point로 설정하였다. 그리고 유두지점에서 외측으로 2 cm 되는 점을 C point, 체표중앙에서 외측으로 6 cm 되는 점을 D point로 설정하였다. 유방 모형의 크기별로 각 측정지점에 MOSFET을 부착하여 6 MV, 10 MV, 15 MV의 X선 에너지로 조사하여 측정하였다. 이와 동일한 조건으로 납 2 mm의 두께로 차폐한 후의 선량 값과 납 2 mm 아래에 bolus 3 mm를 부착하여 차폐한 후의 선량 값을 얻었다. 결 과 : 유방 모형이 200 cc에서 500 cc로 커짐에 따라 유방 모형의 표면과 X선의 진행지점과의 거리가 A point에서는 2.14 cm에서 최대 1.23 cm으로 근접하였고 B point에서는 2.55 cm에서 1.31 cm으로 근접하였다. 유방 모형의 크기에 따라 180 cGy 기준으로 200 cc 대비 500 cc의 산란선 측정값이 A point에서 3.22 ~ 4.17%, B point에서 4.06 ~ 6.22%, C point는 0.4~0.5% 증가하였고, D point에서는 크기별로 측정값의 차이가 0.4% 미만이었다. X선 에너지가 커짐에 따라 6 MV 대비 15 MV X선에서 180cGy 기준으로 산란선이 A point에서는 4.06~5%, B point에서는 2.85~4.94%, C point에서는 0.74~1.65% 증가하였고, D point에서는 측정값 차이가 0.4% 미만이었다. 차폐체로 납 2 mm를 사용하였을 경우 A와 B point에서 평균 9.74%, C point에서 2.8%, D point에서 1% 미만의 산란선 감소효과가 있었고, 납과 bolus를 함께 차폐하였을 경우 A와 B point에서 평균 9.76%, C point에서 2.2%, D point에서 1% 미만의 산란선 감소효과가 있었다. 결 론 : 일반적으로 인공 유방 확대술을 받은 환자의 경우 유방의 크기에 따라 치료 반대편 유방 표면과 치료조사야의 거리가 가까울수록 유방 표면이 받는 산란선이 증가하였다. 동일한 크기의 유방 모형에서는 사용 X선 에너지가 커질수록 산란선에 의한 피폭이 증가하는 경향을 보였고, 이는 사용 X선의 에너지 선택에 있어 유방암의 방사선 치료계획에서 허용되는 한도에서는 낮은 X선 에너지의 사용이 반대측 유방의 선량 감소에 유리할 것으로 여겨진다.

• 핵의학기술
• /
• 제14권2호
• /
• pp.159-165
• /
• 2010

방사선 분야는 건강검진의 증가와 방사선 장치의 발달로 진단에서 치료까지 그 업무의 범위가 확대 및 급격히 증가하고 있으며 방사선 종사자의 방사선 피폭 관리가 중요하게 대두되고 있다. PET 검사에 이용되는 양전자 방출핵종은 511 keV의 감마선을 방출하기 때문에 종사자의 방사선 피폭의 증가로 피폭선량 저감을 위한 노력이 요구된다. 본 연구는 환자에게로부터 일정거리 외부선량률을 측정하고 거리에 따른 선량률 변화를 확인하고 차폐를 이용하여 외부선량률의 변화를 알아보았다. 2009년 12월부터 2010년 1월까지 PET/CT 검사를 위해 내원한 10명의 환자를 대상으로 하였다. Digital surveymeter를 이용하여 선량률을 측정하였다. 산란선에 대한 영향을 평가하기 위해서 이동식 방사선 차폐체를 설치하고 왼쪽, 중앙, 오른쪽 부분의 100 cm, 150 cm, 200 cm에서 총 12회 선량률을 측정하였다. 환자 선량률 측정은 $^{18}F$-FDG 5.18 MBq/kg을 주사하고 1시간이 지난 후에 선량이 안정되었을 때 즉시 1회를 측정하였다. 이동식 방사선 차폐체를 설치하기 전에 머리, 가슴, 복부, 무릎, 발끝 쪽의 위치에서 10 cm, 50 cm, 100 cm, 150 cm, 200 cm 위치로 총 80포인트에서 측정하였고 이동형 방사선 차폐체를 설치한 후 머리와 가슴, 복부 부분에서 100 cm, 150 cm, 200 cm 거리의 선량률을 측정하여 외부선량률을 확인하였다. 산란선 측정에 대해서는 위치별로 거리에 따라 분산분석을 시행하였다. 납 차폐를 하지 않았을 때와 차폐를 했을 때의 등선량곡선을 그렸으며 100 cm, 150 cm, 200 cm에 대하여 두 집단간에 상관분석을 시행하였다(SPSS ver. 12). 점 선원을 이용한 산란선 측정에서 100 cm, 150 cm, 200 cm에서는 p>0.05로 유의한 차이가 없었다. 거리가 멀어질수록 선량률이 낮아졌으며 머리 부분이 가장 높은 선량률이 나타났고 발 부분으로 갈수록 선량률이 떨어졌다. 또한 차폐를 하였을 경우 차폐를 하지 않았을 때보다 선량률이 낮아졌으며 100 cm에서 유의한 차이가 있었고(p<0.05) 150 cm, 200 cm에서는 유의한 차이가 없었다(p>0.05). 피폭을 줄이기 위해서는 방사선원에서 거리를 멀리하거나 적당한 차폐체를 이용하는 것이 피폭저감에 도움을 준다. 근무자의 동선을 파악하여 적당한 차폐체를 이용한다면 방사선 종사자의 방사선 피폭을 줄일 수 있을 것이다.

• 대한방사선치료학회지
• /
• 제26권2호
• /
• pp.265-272
• /
• 2014

목 적 : 전뇌 방사선 치료 시 산란선으로 인하여 영향을 받는 갑상선의 피폭선량을 감소시키기 위해 차폐체를 사용하여 갑상선의 차폐 효과를 평가하고자 한다. 대상 및 방법 : 갑상선의 피폭선량을 측정하기 위해 선형가속기(Clinac iX. VARIAN, USA)를 이용하여 6 MV X선, 300 cGy를 인체모형팬텀에 대향 2문 조사하였다. 갑상선의 입사표면선량을 측정하기 위해 인체모형팬텀의 10번째 슬라이스 표면에 유리선량계 다섯 개를 1.5 cm 간격으로 위치시킨 후 차폐체 미사용, bismuth 차폐체 사용, 0.5 mmPb 차폐체 사용, 자체 제작한 1.0 mmPb 차폐체를 사용하여 각각 5회씩 측정하여 평균값을 산출하였다. 또한, 같은 위치에서 갑상선 심부선량을 측정하기 위해서 인체모형팬텀의 10번째 슬라이스 2.5 cm 깊이에서 유리선량계 다섯 개를 1.5 cm 간격으로 위치시킨 후 차폐체 미사용, bismuth 차폐체 사용, 0.5 mmPb 차폐체 사용, 자체 제작한 1.0 mmPb 차폐체를 사용하여 각각 5회씩 측정하여 평균값을 산출하였다. 결 과 : 갑상선의 입사표면선량은 차폐체 미사용 시 44.89 mGy로 측정되었고, bismuth 차폐체는 36.03 mGy, 0.5 mmPb 차폐체는 31.03 mGy, 자체 제작한 1.0 mmPb 차폐체는 23.21 mGy로 측정되었다. 또한, 갑상선의 심부선량은 차폐체 미사용 시 36.10 mGy로 측정되었고, bismuth 차폐체는 34.52 mGy, 0.5 mmPb 차폐체는 32.28 mGy, 자체 제작한 1.0 mmPb 차폐체는 25.50 mGy로 측정되었다. 결 론 : 전뇌 방사선 치료 시 방사선 조사면 밖의 영역에서 발생하는 이차 산란 및 누출 선량에 의해 영향을 받는 갑상선에 대하여 차폐체를 사용했을 때 갑상선 심부는 약 11~30%, 갑상선 표면은 약 20~48% 정도의 피폭선량 감소 효과가 나타났다. 따라서 전뇌 방사선 치료 시 갑상선 차폐체를 사용함으로써 갑상선을 효과적으로 보호하며 치료를 시행할 수 있을 것으로 사료된다.

• Radiation Oncology Journal
• /
• 제24권4호
• /
• pp.280-284
• /
• 2006

목 적: 원자력의학원에 설치되어 있는 MC50 사이클로트론에서 생성되는 중성자선의 의학적 이용을 위하여 생물학적 특성을 평가하고자 하였다. 대상 및 방법: 35 MeV 양성자를 15 mm 베릴륨 표적에 부딪혀서 생성된 중성자선에 대하여 물리적 방사선선량을 측정한 후 체외실험(in-vitro)을 하였다. EMT-6 세포주(cell line)를 이용하여 $0{\sim}5\;Gy$의 중성자선을 조사 후 생존분획(surviving fraction)을 구하였다. 또한 감마선의 효과를 피하기 위하여 납차폐를 한 후에 동일 조건에서 생존분획을 구하였다. 엑스선 실험에서는 0, 2, 5, 10, 15 Gy를 조사 후 생존분획을 측정하였다. 결 과: MC50의 중성자선은 조사야 $26{\times}26\;cm^2$, 전류 $10{\mu}A$, 깊이 2 cm에서 84%의 중성자와 16%의 감마선으로 구성되어 있었고, 총선량률은 9.25 cGy/min이었다. 엑스선을 이용하여 측정한 생존분획곡선은 선형이차함수모델 (linear quadratic model)을 적용하였을 때 ${\alpha}/{\beta}$비는 0.611 (${\alpha}=0.0204,\;{\beta}=0.0334,\;R^2=0.999$)이었다. 중성자선에 있어서 생존분획곡선은 저선량 영역에서 어깨영역(shoulder area)을 가지고 있었고, 모든 실험에서 선형이차함수모델에 잘 맞았다. ${\alpha}$의 평균값은 -0.315 (범위, $-0.254{\sim}-0.360$)였고, ${\beta}$값은 0.247 (범위, $0.220{\sim}0.262$)이었다. 납차폐를 하였을 때에도 생존분획곡선에서 어깨영역은 없어지지 않았다. 중성자선의 RBE (relative biological effectiveness) 값은 생존분획이 0.1일 때 $2.07{\sim}2.19$ 범위였고, 0.01일 때 $2.21{\sim}2.35$였다. 결 론: MC50에서 생성된 중성자선은 상당량의 감마선을 내포하고 있으며 이것이 생존분획곡선에서 어깨영역이 나타나는 데에 기여하였을 것이다. MC50의 중성자선의 RBE 값은 약 2.2였다.