Earticle

본 연구에서는 실리콘 광 증배소자(Silicon photomultiplier)와 Ce:GAGG 섬광체 단결정을 이용한 섬광검출기를 제작 하고, 감마선 분광특성 분석을 통해 기존에 상용화된 LYSO, CsI:Tl 섬광체와의 분광특성을 비교하였다. 섬광체 단결 정의 크기는 3 × 3 × 20 mm3 이며 3 × 3 mm2 실리콘 광 증배소자를 이용하여 섬광검출기를 제작한 후, 표준 감마 선원인 133Ba, 22Na, 137Cs, 60Co에 대한 에너지 분해능을 각각 측정하고 비교하였다. 그 결과 Ce:GAGG 섬광검출기의 감마선에 대한 에너지 분해능은 133Ba 0.356 MeV에서 13.5%, 22Na 0.511 MeV에서 6.9%, 137Cs 0.662 MeV에서 5.8% 그리고 60Co 1.33 MeV에서 2.3%의 분광 특성을 확인 할 수 있었다.

In this study, a scintillation detector was fabricated using a silicon photomultiplier (SiPM) and a Ce:GAGG scintillator single crystal, and its spectroscopic properties were compared with those of commercially available LYSO and CsI:Tl scintillators using γ-ray spectroscopy. The energy resolutions of the self-produced scintillation detector composed of the scintillator single crystal (volume: 3 × 3 × 20 mm3) and SiPM (Photosensitive area: 3 × 3 mm2) for standard γ-ray sources, such as 133Ba, 22Na, 137Cs and 60Co were measured and compared. As a result, the energy resolutions of the proposed Ce:GAGG scintillation detector for g-rays, as measured using its spectroscopic properties, were found to be 13.5% for 133Ba 0.356 MeV, 6.9% for 22Na 0.511 MeV, 5.8% for 137Cs 0.662 MeV and 2.3% for 60Co 1.33 MeV.

헬륨-3는 높은 반응효율, 장시간 사용가능성, 감마선에 대한 낮은 반응확률 등과 같은 장점들을 가지고 있기 때문에 대부분의 중성자 검출기의 반응물질로 사용되어 왔다. 그러나 지난 몇 년 사이 전세계적인 헬륨-3의 부족으로 인해 기체의 수급이 어려워지고 있고 이에 따라 가격이 급격히 증가하게 되었다. 이러한 이유로 헬륨-3 대체 물질들을 이용한 고효율의 중성자 검출기의 개발에 대한 연구가 많은 연구그룹에 의해 활발히 진행되기 시작하였다. 이러한 연구에서는 다양한 물질들을 이용하고 있으며, 이 중에서 붕소-10은 다른 대체물질과 비교할 때 상대적으로 높은 중성자 반응확률, 낮은 감마반응효율, 물질의 안정성, 가격적 이점 그리고 기존 헬륨-3를 이용한 검출기의 계측회로 의 재활용 가능성 등과 같은 장점들 때문에 많은 연구그룹에서 붕소-10을 이용한 중성자 검출기 개발을 진행하고 있다. 본 논문에서는 중성자 검출기에 사용될 수 있는 붕소-10 박막을 개발하고 이에 대한 성능평가를 수행하였다. 중성자 검출기의 반응물질로 붕소-10을 사용하기 위해서는 중성자와 붕소-10이 반응하여 생성되는 이차방사선을 측 정할 수 있어야 한다. 본 연구에서 활용한 기체충진형 중성자 검출기의 경우 붕소-10을 얇은 박막 형태로 제작하여 중성자와 반응하여 생성된 이차방사선이 기체를 이온화 시켜서 생성되는 이온쌍을 측정하는 방법을 이용한다. 그러 므로 중성자 반응효율과 이차방사선의 재흡수율을 고려한 붕소-10(탄화붕소)의 적절한 두께를 선정할 필요가 있다. 이를 위해서 본 논문에서는 몬테칼로 기법을 이용하는 MCNP6를 이용하여 다양한 두께에 따른 중성자신호수집효율 의 변화를 계산하였다. 또한, 스퍼터링 기법을 이용하여 다양한 두께의 박막을 제작하고 이를 이용하여 중성자 반응 신호를 측정하였다. 그리고 제작된 박막의 2차원 모니터링을 위한 다중선 비례계수기의 적용가능성을 타진하기 위 해 제작된 붕소박막이 설치된 2차원 다중선 비례계수기를 제작하고 중성자 응답 특성을 평가하였다.

3He gas has been used for neutron monitors as the neutron converter owing to its advantages such as high sensitivity, good γ-discrimination capability, and long-term stability. However, 3He is becoming more difficult to obtain in last few years due to a global shortage of 3He gas. Accordingly, the cost of a neutron monitor using 3He gas as a neutron converter is becoming more expensive. Demand on a neutron monitor using an alternative neutron conversion material is widely increased. 10B has many advantages among various 3He alternative materials, as a neutron converter. In order to develop a neutron converter using 10B (actually B4C), we calculated the optimal thickness of a neutron converter with a Monte Carlo simulation using MCNP6. In addition, a neutron converter was fabricated by the Ar sputtering method and the neutron signal detection efficiencies were measured with respect to various thicknesses of fabricated a neutron converter. Also, we developed a 2-dimensional multi-wire proportional chamber (MWPC) for neutron beam profile monitoring using the fabricated a neutron converter, and performed experiments for neutron response of the neutron monitor at the 30 MW research reactor HANARO at the Korea Atomic Energy Research Institute. The 2-dimensional MWPC with boron (B4C) neutron converter was proved to be useful for neutron beam monitoring, and can be applied to other types of neutron imaging.

We have employed X-ray photoelectron spectroscopy (XPS) technique to examine the combined effects of low-energy electron (LEE) irradiation and Fe3+ ion on DNA damage. pBR322 plasmid DNA extracted from E. coli ER2420 was used for preparing DNA-Fe3+ sample. The C1s XPS spectra were scanned for LEE-irradiated and LEE-unirradiated samples and then curve-fitted. For the samples with LEE irradiation only or with Fe ion only, no significant changes from pure DNA samples were observed - a single effect of either Fe3+ ion or LEE irradiation did not cause a significant damage. However, when these two components were combined, the DNA damage was increased quite significantly, compared to the sum of DNA damages caused by Fe3+ ion and by LEE irradiation independently. This observation is consistent with our previous results [Radiat. Res. 177, 775 (2012)] which was done using gel-electrophoresis technique. Partial interpretation of the observed spectrum peaks was also attempted.

경수로 사용후핵연료 건식 중간저장시설의 방사선영향평가 효율성 개선을 목적으로 ‘선원항 지정방법에 따른 민감도 평가’, ‘2-Step 계산’기법 개발 및 ‘냉각기간 이득효과’ 적용에 따른 방사선 영향평가를 수행하였다. 본 연구에서는 저 장건물의 용기배열 순서에 따라 순차적으로 선원항을 지정하여 직접선량에 미치는 민감도를 평가하였으며, 차폐건물 외벽에서의 방사선량은 내벽과 인접한 최근접 2개 열에 의한 영향이 지배적임을 확인하였다. 또한, 저장시설에 차폐 건물이 도입될 경우, 막대한 전산해석 시간을 감소시키기 위해 ‘2-Step 계산’기법을 수립하여 평가한 결과는 절반가량 의 해석시간으로 직접(1-Step) 계산결과와 유사한 결과를 도출하였다. 마지막으로, 저장시설에 순차적으로 저장되는 저장용기의 보관기간을 사용후핵연료의 실제 냉각기간을 적용하면 건물 외벽에서의 방사선량이 냉각기간을 모두 동 일하게 설정한 계산값에 비해 40% 정도 낮게 평가됨을 확인하였다. 본 연구는 중간저장시설의 방사선 영향평가를 위 한 몬테칼로 차폐해석 방법의 효율성을 향상시키고자 수행되었으며, 좀 더 다양한 사례에 대한 평가를 통하여 신뢰 성을 향상시킨다면 저장시설의 설계 및 부지경계 기준설정에 활용할 수 있을 것이다.

For the purpose of improving the efficiency of the radiation impact assessment of dry interim storage facilities for the spent nuclear fuel of pressurized water reactors (PWRs), radiation impact assessment was performed after the application of sensitivity assessment according to the radiation source term designation method, development of a 2-step calculation technique, and cooling time credit. The present study successively designated radiation source terms in accordance with the cask arrangement order in the shielding building, assessed sensitivity, which affects direct dose, and confirmed that the radiation dosage of the external walls of the shielding building was dominantly affected by the two columns closest to the internal walls. In addition, in the case in which shielding buildings were introduced into storage facilities, the present study established and assessed the 2-step calculation technique, which can reduce the immense computational analysis time. Consequently, results similar to those from existing calculations were derived in approximately half the analysis time. Finally, when radiation source terms were established by adding the storage period of the storage casks successively stored in the storage facilities and the cooling period of the spent nuclear fuel, the radiation dose of the external walls of the buildings was confirmed to be approximately 40% lower than the calculated values; the cooling period was established as being identical. The present study was conducted to improve the efficiency of the Monte Carlo shielding analysis method for radiation impact assessment of interim storage facilities. If reliability is improved through the assessment of more diverse cases, the results of the present study can be used for the design of storage facilities and the establishment of site boundary standards.

대기 중에 존재하는 우라늄 동위원소 분석을 위해서 일반적으로 알파분광분석법(alpha spectrometry)이 사용되고 있 으며, 정확한 분석을 위해서는 정밀한 방사화학 전처리가 요구된다. 보편적인 방사화학 전처리 방법으로는 회화법 (ashing method) 및 알칼리 용융법(alkali fusion method)가 있다. 그러나 회화법의 경우 전처리 시간이 길어 빠른 분석이 어렵다는 단점이 있으며, 이와 달리 알칼리 용융법은 단시간 내에 전처리가 가능하다는 장점은 있으나 보편 적으로 전처리 장비의 무게가 무겁고 분석 소요 비용 역시 상당히 높다는 단점이 있다. 이러한 단점들은 신속한 분석 결과가 요구되는 방사능 사고 분석 또는 IAEA 안전조치 물자재고 검사(Physical Inventory Verification, PIV) 수행 시, 효율성을 저하시키는 원인이 된다. 이에 본 연구에서는 간편하면서도 주어진 짧은 시간 내에 공기 중 우라늄 동 위원소 분석을 완료하는 것을 목적으로, 초음파 세척법(ultrasonic cleaning method)을 이용한 새로운 방사화학 전처 리 방법을 개발하였다. 또한 초음파 세척법의 효율성 분석을 위해 전처리 소요시간, 편의성, 소요비용, 우라늄 동위 원소 회수율의 측면에서 기존의 방법들과 비교 분석하였다. 동일 조건의 공기 포집시료에 대해 비교실험을 수행한 결과, 본 연구에서 개발한 초음파 세척법을 활용한 공정은 상대적으로 전처리 시간도 짧고, 이동이 간편하며, 저가이 며, 단순함에도 불구하고 기존 방식과 비교하여 유사한 회수율을 보였다.

Alpha spectrometry is typically used for the assessment of uranium particle concentrations and its accuracy can be directly related to the accuracy in which the radiochemical pre-treatment is conducted. Ashing and alkali fusion methods are typically used but the ashing method requires longer analysis time and the alkali fusion method is extremely costly. Therefore, a new pre-treatment method using ultrasonic cleaning was developed and its experimental result was compared against the two conventional methods in terms of pre-treatment time, convenience, cost, and recovery rate of a target material. The results that were obtained by the conventional methods(ashing and alkali fusion) and the new method were compared. Consequently, even though the shorter pre-treatment time was required, the new technique showed almost same recovery rate comparing with two conventional methods. The new method was also featured by its relatively lower cost and a simpler process than two conventional methods.

최근 방사선을 이용한 반도체 검사장비 산업의 증가로 이에 대한 기술 연구 수요 또한 증가하고 있다. 반도체 검사장 비는 저에너지 엑스선으로 최저 40 keV에서 최고 120 keV의 에너지 영역을 사용하고 있지만, 국내에서는 저에너지 엑스선이 주는 방사선 손상 연구가 미흡한 상황이다. 따라서 본 연구는 저에너지 엑스선을 이용하여 반도체 소자의 한 종류인 BJT (bipolor junction transistor)가 받는 방사선 손상에 관한 것이다. BJT는 NXP반도체사의 BC817-25 (NPN type)를 사용하였으며, 엑스선 발생장치를 사용하여 엑스선을 조사하였다. BJT의 방사선 손상 여부는 엑스선 조사 전과 후에 전류 이득을 10으로 고정하고, 콜렉터 전류에 따른 콜렉터-이미터 전압을 측정하여 변화 정도를 분석 하여 확인하였다. 엑스선 발생장치의 관전압은 40 kVp, 60 kVp, 80 kVp, 100 kVp, 120 kVp 등 다섯 가지로, 조사 시간은 60초, 120초, 180초, 360초, 540초 등 다섯 가지로 변수를 두었다. 실험 결과 BJT에서 저에너지 엑스선 즉, 120 keV 이하의 엑스선을 조사하여도 방사선 손상이 발생하는 것을 확인하였고, 특히 80 kVp에서 가장 큰 방사선 손상이 발생되었다. 이는 ELDRS (enhanced low dose rate sensitivity) 현상이 80 kVp을 기준으로 발생되는 것으로 판단된다. 본 연구의 결과는 저에너지 엑스선을 이용한 반도체 검사장비의 효율적인 선량관리와 엑스선 여과기의 연 구 및 개발에 기여할 것으로 기대한다.

Recently, Due to the increased industry using radiation inspection equipment in the semiconductor, this demand of technology research is increasing. Although semiconductor inspection equipment is using low energy X-ray from 40 keV to 120 keV, Studies of radiation damage about the low energy X-ray are lacking circumstance in our country. Therefore, It is study that BJT (bipolar junction transistor) of one type of semiconductor elements are received radiation damage by low energy X-ray. BJT were used to the NXP semiconductor company's BC817-25 (NPN type), and Used the X-ray generator for the irradiation. Radiation damage of BJT was evaluated that confirm to analyse change of collector-emitter voltage of before and after X-ray irradiation when current gain fixed to 10. X-ray generator of tube voltage was setting 40 kVp, 60 kVp, 80 kVp, 100 kVp, 120 kVp and irradiation time was setting 180s, 360s, 540s into 180s intervals. As the result, We confirmed radiation damage in BJT by low energy X-ray under 120 keV energy, and Especially the biggest radiation damage was appeared at the 80 kVp. It is expected that ELDRS (enhanced low dose rate sensitivity) phenomenon occurs on the basis of 80 kVp. This studies expect to contribute effective dose administration of semiconductor inspection equipment using low energy X-ray, Also Research and Development of X-ray filter.

최근 의료기관에서의 진단방사선검사 빈도는 2011년 2억 2천만건, 연간 일인당 피폭선량은 1.4 mSv로 2007년 대비 각 51%, 35% 증가하였다. 여기서 흉부촬영건수는 일반촬영 중 가장 높은 빈도인 27.59%로 나타났다. 따라서 본 연 구에서는 흉부 방사선 촬영 시 영상판독에 불필요한 신체부위를 차폐하여 피폭선량을 최소화 시키는 차폐기구를 개 발하고, 그 유용성 평가를 위해 국제 표준 소아(10세) 팬텀과 유리선량계를 사용하여 기구 사용 전, 후의 입사표면선 량(entrance surface dose; ESD)과 장기의 흡수선량 차를 측정하였다. 또한 몬테카를로 시뮬레이션 기반 프로그램 (PCXMC 2.0.1)을 이용하여 유효선량을 산출하였고 암발생의 생애귀속위험도(lifetime attributable risk of cancer incidence; LAR)를 비교하여 그 감소율을 간접적으로 평가하였다. 방어기구를 사용할 때, 입사표면선량(감소율)은 비 강 0.55 μSv (74.06%), 갑상선 1.43 μSv (95.15%), 식도 6.35 μSv (78.42%)로 평균 86.36% 감소되었고, 심부선량(감 소율)은 경추 1.23 μSv (89.73%), 침샘 0.5 μSv (92.31%), 식도 3.85 μSv (59.39%), 갑상선 2.02 μSv (73.53%) 흉추 5.68 μSv (54.01%) 로 평균 72.30%로 감소되어 차폐기구의 유용성을 확인할 수 있었다. 또한, 유효선량은 착용 전 8.33 μGy 에서 착용 후 7.35 μGy로 11.76% 감소하였고, LAR 평가에서는 갑상선 암은 10세 소아 백만 명당 남아 0.14명(95.12%), 여아 0.77명(95.16%), 모든 암은 남아 0.14명(11.70%), 여아 0.25명(11.70%)의 감소(감소율)를 확인 할 수 있었다. 진단방사선검사는 질병과 치료 등 건강을 위해 꼭 필요한 검사이지만, 가능한 진단에 불필요한 부위에 이러한 차폐기구를 적극적으로 사용하여 ALARA 개념에 입각한 의료방사선 최적화를 도모해야 할 것이다.

The frequency of diagnostic radiation examinations in medical institutions has recently increased to 220 million cases in 2011, and the annual exposure dose per capita was 1.4 mSv, 51% and 35% respectively, compared to those in 2007. The number of chest radiography was found to be 27.59% of them, the highest frequency of normal radiography. In this study, we developed a shielding device to minimize radiation exposure by shielding areas of the body which are unnecessary for image interpretation, during the chest radiography. And in order to verify its usefulness, we also measured the difference in entrance surface dose (ESD) and the absorbed dose, before and after using the device, by using an international standard pediatric (10 years) phantom and a glass dosimeter. In addition, we calculated the effective dose by using a Monte Carlo simulation-based program (PCXMC 2.0.1) and evaluated the reduction ratio indirectly by comparing lifetime attributable risk of cancer incidence (LAR). When using the protective device, the ESD decreased by 86.36% on average, nasal cavity 0.55 μSv (74.06%), thyroid 1.43 μSv (95.15%), oesophagus 6.35 μSv (78.42%) respectively, and the depth dose decreased by 72.30% on average, the cervical spine(upper spine) 1.23 μSv (89.73%), salivary gland 0.5 μSv (92.31%), oesophagus 3.85 μSv (59.39%), thyroid 2.02 μSv (73.53%), thoracic vertebrae(middle spine) 5.68 μSv (54.01%) respectively, so that we could verify the usefulness of the shielding mechanism. In addition, the effective dose decreased by 11.76% from 8.33 μGy to 7.35 μ Gy, before and after wearing the device, and in LAR assessment, we found that thyroid cancer decreased to male 0.14 people (95.12%) and female 0.77 people (95.16%) per one million 10-year old children, and general cancers decreased to male 0.14 people (11.70%) and female 0.25 people (11.70%). Although diagnostic radiation examinations are necessary for healthcare such as the treatment of diseases, based on the ALARA concept, we should strive to optimize medical radiation by using this shielding device actively in the areas of the body unnecessary for the diagnosis.