The plastic scintillator has been used for gamma-ray detection in the fields of dosimetry and security because of their advantages including a fast decay time, a low production cost, an easy fabrication method, availability in various shapes and large scale, dose linearity, and tissue-equivalence. Nevertheless, the fundamental characteristics of the plastic scintillator limit its applicability in spectral analysis. Energy calibration and analysis of the spectrum measured with plastic scintillators are not as simple as those on the spectrum measured with inorganic scintillators because only a Compton maximum is observed on the spectrum, and even its energy is not obvious. Several methods have been suggested for energy calibration and description of a spectrum in plastic scintillators but they required additional measurement equipment and many iterations in analyzing processes.
In this study, an improved method to describe spectral gamma response in the plastic scintillator is suggested. The proposed method is based on the linear correlation between the energy resolution $(\sigma_R)$ and the estimated energy broadening at a Compton maximum $(\sigma_CM)$. The measured gamma spectra of known sources are calibrated first with the assumption on the energy of Compton maxima. After initial calibration, the energy broadening at a Compton maxima $(\sigma_CM)$ is estimated by Gaussian fitting and the corresponding energy resolution $(\sigma_R)$ is computed. The Compton spectra for each gamma-ray energy are calculated with the computed energy resolution and compared to the measured spectra. Then, the energy of the Compton maxima are deter-mined and used with the FWHM values for the computation of input parameters for GEB-treated MCNP6 simulation. Through this GEB-treated MCNP6 simulation, the detailed gamma spectra can be described, and the energy information required to the energy calibration can be provided by only the calculation of Compton spectra.
The proposed method has been applied to three cases: the $1cm^3$ polystyrene scintillator for dosimetry, the 2-inch EJ200 scintillator which is the most common size, and the large PVT scintillator for the radiation portal monitor. The effectiveness of the proposed method was verified by showing a great agreement between measured gamma spectra and simulated spectra. This method can describe the gamma spectrum accurately without many iterations so that it is expected to provide a direct way for the energy calibration and spectral analysis in the applications of plastic scintillators.
플라스틱 섬광체는 방사선 선량 측정 및 보안 검색 분야에서 감마선 검출을 위해서 이용되고 있다. 플라스틱 섬광체는 짧은 붕괴시간, 저렴한 가격, 쉬운 제작 방법, 다양한 모양 및 큰 사이즈로의 제작 가능성, 선량 선형성, 사람의 피부와의 등가성 등의 여러 장점이 있지만, 무기섬광체와는 다른 고유의 특성으로 인하여 감마 스펙트럼의 측정 및 분석에서는 한계를 지니고 있다. 플라스틱 섬광체가 이용되는 방사선 선량 측정 및 보안 검색 분야에서 스펙트럼 분석이 적용된다면, 정확하게 선량을 측정하고 방사성 물질을 구분할 수 있게 됨으로써, 환자가 받는 선량을 줄이고 보안 검색의 효율을 증가시킬 수 있을 것이다. 이러한 한계를 극복하기 위하여 지금까지의 연구들에서 여러 방법이 제시되었지만, 추가적인 검출 시스템을 필요로 하거나, 많은 반복을 필요로 하여 소요 시간이 긴 단점이 있었다.
본 연구에서는 기존의 방법에서 더 나아가서, 플라스틱 섬광체의 감마 스펙트럼 특성을 묘사할 수 있는 방법을 제안한다. 제안하는 방법은, 본 연구과정에서 수립된, 측정한 컴프턴 최고점에서의 선폭 증가량$(\sigma_CM)$ 과 검출기의 에너지 분해능 $(\sigma_R)$ 사이의 선형적 관계를 이용하여 에너지 분해능을 구한다. 따라서 많은 반복 과정을 거치지 않고도, 실제 스펙트럼에 근접하게 감마 스펙트럼을 계산 및 전산모사 할 수 있다. 먼저 컴프턴 에지의 에너지를 이용하여, 측정된 감마 스펙트럼을 에너지 보정하고, 보정된 스펙트럼에서 가우시안 근사를 통하여 컴프턴 최고점에서의 선폭 증가량 $(\sigma_CM)$ 을 구한다. 이 값을 이용하여 대응하는 에너지 분해능 $(\sigma_R)$ 을 찾고, 컴프턴 스펙트럼을 계산한다. 계산된 스펙트럼과 실제 측정된 스펙트럼을 비교하여 두 스펙트럼이 유사하다면, 앞에서 구한 에너지 분해능 $(\sigma_R)$ 을 이용하여 MCNP 전산모사에서의 GEB(Gaussian Energy Broaden-ing) 효과 적용을 위한 매개 변수들을 구한다. 이전의 컴프턴 스펙트럼 계산 과정까지 만으로도 측정된 감마 스펙트럼을 보정하기 위한 에너지 정보를 얻을 수 있고, GEB 효과가 적용된 MCNP 전산모사를 통하여 온전한 감마 스펙트럼을 전산 모사할 수 있다.
본 연구에서 제안하는 방법을 검증하기 위하여, $1cm^3$ 의 선량평가용 polystyrene 섬광체, 가장 보편적인 크기인 2인치의 EJ200 섬광체, 대면적(180cm x 60cm x 5cm)의 PVT 섬광체의 플라스틱 섬광체에 적용하였다. 세 가지 적용 사례에서, 제안한 방법의 계산 및 전산 모사된 스펙트럼이 측정된 스펙트럼과 잘 일치하는 것을 확인할 수 있었고, 이를 통하여 제안하는 방법이 보편적으로 여러 플라스틱 섬광체에 잘 적용할 수 있음을 확인할 수 있었다. 제안하는 방법을 통하여, 플라스틱 섬광체의 에너지 보정 및 스펙트럼 분석 연구를 편리하고 빠르게 진행할 수 있게 됨으로써, 감마선 검출 분야에서 플라스틱 섬광체의 적용 연구 및 개발에 기여할 수 있을 것으로 기대한다.
