• Nuclear Engineering and Technology
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• 제53권10호
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• pp.3158-3163
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• 2021

Chromium material is commonly used for fusion plasma facing applications because of the low neutron activation property. The Monte Carlo method is one of the useful ways to investigate the ion-target interactions. In this study, Chromium target irradiated by protons was investigated using Monte Carlo based simulation tools. In this context, the calculations of radiation damage on Chromium material irradiated with protons at 17.9 and 22.3 MeV energies were carried out using GEANT4 and SRIM codes. Besides, the cross sections for proton interaction with Chromium target were calculated by the TALYS 1.9 code using CTM + FGM, BSFGM, and GSFM level densities. As a result, GEANT4, SRIM and TALYS 1.9 codes provide a suitable tool for the predictions of radiation damage and cross cross section with proton irradiation.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제56권6호
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• pp.2421-2427
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• 2024

In this research, the Omicron variant of the SARS-CoV-2 virus was simulated and exposed to electron radiation with up to 20 keV energy. Absorbed energy was measured for spike protein, nucleocapsid protein, and envelope of the virus. Simulations were performed by Geant4-DNA in a water environment at temperature of 20 ℃ and pressure of 1 atm. Since the viral RNA is kept inside the nucleocapsid protein, damage to this area could destroy the viral RNA strand and create an inactive virus. Our findings showed that electron beams with an energy of 2.5 keV could cause a maximum absorption dose and consequently maximum damage to the nucleocapsid and effectively be used for inactivation virus.

• 한국의학물리학회지:의학물리
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• 제22권2호
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• pp.79-84
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• 2011

본 연구에서는 GEANT4 toolkit을 이용하여 의료용 선형가속기에 대한 몬테칼로(Monte Carlo) 전산모사를 하였다. Medical Linac2 예제를 수정해서 사용하였다. 에너지스펙트럼, 최빈에너지, 평균에너지를 EGS4 결과와 비교 하였고 선속의 중심에서부터 반경에 따른 단위면적당 광자수, 단위면적당 에너지, 평균에너지를 분석하였다. 그 결과 EGS4 결과와 큰 차이를 보이지 않기 때문에 Medical Linac2 예제의 선속특성에 관한 전산모사에 큰 문제점은 없는 것으로 판단된다. 같은 헤드구조에서도 Physics List의 모델에 따라서는 결과에 차이가 발생하므로 연구 환경에 알맞은 Physics List 모델을 선택하는 것이 중요하다고 판단된다. 본 연구는 처음 몬테칼로 전산모사를 접하는 사용자가 선속특성에 대한 전산모사를 수행하고 6 MV 광자선속의 특성을 분석하는 과정에 많은 도움이 될 것으로 사료된다.

• 핵의학기술
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• 제18권2호
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• pp.57-61
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• 2014

국내 갑상선암 환자의 발병률이 증가함에 따라 방사성요오드 치료가 필요한 환자가 증가하고 있다. 방사성 요오드 치료에 이용되고 있는 캡슐용기들 중 1.1 GBq과 5.5 GBq의 국산제품에 설계도면을 바탕으로 차폐체를 구현한 후 366 keV 이상에 감마선들에 대하여 캡슐용기의 방사선 누설선량을 GEANT4 전사모사를 이용하여 평가하였다. 치료용 I-131 캡슐용기 누설선량을 측정하기 위해 각각의 용기에 대하여 용기 표면에서 10 cm 거리 및 100 cm 거리에서의 누설선량을 측정하였다. 용기표면에서 10 cm 거리와 100 cm 거리에서의 누설선량 측정은 방사형으로 발생되는 방사선을 위치별로 측정하기 위해 $10{\times}10{\times}10cm^3$ 부피의 정육면체 형태의 물 팬텀(phantom)을 상부, 상부측면, 측면, 하부측면, 하부 다섯 방향에 설치하여 누설선량을 계산하였다. 용기별로 5개 방향에서 용기표면으로 부터 10 cm, 100 cm 거리에서 전산모사를 수행한 결과 법적 허용기준인 10 cm 거리에서 2.0 mSv/h, 100 cm 거리에서 0.02 mSv/h 이하의 선량 규정과 비교하였을 때 법적기준치보다 현저히 낮은 누설선량이 방출되는 것을 확인하였다.

• 대한방사선방어학회:학술대회논문집
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• 대한방사선방어학회 2011년도 추계 학술발표회 및 심포지엄
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• pp.302-303
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• 2011

• Journal of Radiation Protection and Research
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• 제37권4호
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• pp.191-196
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• 2012

한양대학교에서는 핵물질 탐지를 위해 고에너지 감마선원 영상화에 적합한 이중산란형 컴프턴 카메라의 원형을 개발하였다. 이중산란형 컴프턴 카메라는 높은 영상해상도를 제공하지만, 기존의 단일산란형 컴프턴 카메라보다 상대적으로 영상감도가 낮다는 한계가 있다. 이에 본 연구에서는 개발된 이중산란형 컴프턴 카메라에 단일산란형 컴프턴 카메라의 기능을 추가함으로써 하나의 시스템에서 두 가지 모드로 작동하는 이중모드 컴프턴 카메라(고민감도(단일산란형)모드와 고해상도(이중산란형)모드)에 대한 개념설계와 이에 대한 최적화 설계를 수행하였다. 최적화된 시스템에서 고민감도 모드는 고해상도 모드에 비해 전 에너지 영역에서 약 100배 정도 높은 고유영상감도를 제공하는 것으로 평가되었으며, 고해상도 모드에서 영상해상도는 기존의 이중산란형 컴프턴 카메라와 거의 같은 결과를 보여 고해상도 영상을 제공하는 것으로 나타났다.

• 한국의학물리학회지:의학물리
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• 제19권1호
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• pp.21-34
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• 2008

환자의 CT자료를 기반으로 만들어진 3차원상의 표적물질에 전자 및 광자의 전달 현상을 계산하는 몬테카를로(MC) 도즈계산용 병렬프로그램 (PMCEPT 코드)을 개발하여 베어울프 PC 클러스터에 탑제하였다. 시뮬레이션에서 오차를 최소화하고 코드를 더욱 발전시키기 위해서는 현재의 MC 코드의 한계를 아는 것이 매우 유익하다. 이러한 관점에서 저자는 PMCEPT코드를 이용하여 이질 혹은 동질의 표적물질에서 표준화된 깊이 도즈를 계산하여 잘 알려진 다른 코드들, MCNP5, EGS4, DPM, GEANT4 및 실험결과와 비교를 하였다. PMCEPT결과는 이질 혹은 동질의 표적에서 다른 코드들과 $1{\sim}3%$ 오차 범위 안에서 잘 일치하였다. 계산시간 비교에 있어서도 PMCEPT 코드가 MCNP5 보다는 약 20배, GEANT4코드보다는 약 3배정도 빨랐다. 이러한 결과를 종합하면, PMCEPT코드는 의학물리분야의 시뮬레이션 코드로 사용하기에 매우 좋은 것으로 사료된다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제52권3호
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• pp.647-653
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• 2020

Stainless steel is used commonly in nuclear applications for shielding radiation, so in this study, three different types of new stainless steel samples were designed and developed. New stainless steel compound ratios were determined by using Monte Carlo Simulation program Geant 4 code. In the sample production, iron (Fe), nickel (Ni), chromium (Cr), silicium (Si), sulphur (S), carbon (C), molybdenum (Mo), manganese (Mn), wolfram (W), rhenium (Re), titanium (Ti) and vanadium (V), powder materials were used with powder metallurgy method. Total macroscopic cross sections, mean free path and transmission number were calculated for the fast neutron radiation shielding by using (Geant 4) code. In addition to neutron shielding, the gamma absorption parameters such as mass attenuation coefficients (MACs) and half value layer (HVL) were calculated using Win-XCOM software. Sulfuric acid abrasion and compressive strength tests were carried out and all samples showed good resistance to acid wear and pressure force. The neutron equivalent dose was measured using an average 4.5 MeV energy fast neutron source. Results were compared to 316LN type stainless steel, which commonly used in shielding radiation. New stainless steel samples were found to absorb neutron better than 316LN stainless steel at both low and high temperatures.

• 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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• 제54권4호
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• pp.1456-1463
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• 2022

The aim of this work is to study the radiation shielding properties of cement samples with waste glass incortated into its composition. The mass attenuation coefficient (MAC) of the samples were experimentally determined to evaluate their radiation shielding ability. The experimental coefficient was evaluated using NaI detector for gamma energies between 59.53 keV and 1408.01 keV using different radioactive point sources Am-241, Eu-152, Co-60, and Cs-137, and the gamma transmission parameters half-value layer, mean free path, and transmission factor were calculated. The theoretical coefficient of the composites was determined using Geant4 and XCOM software. The results were also compared against Geant4 and XCOM simulations by calculating the relative deviation between the values to determine the accuracy of the results. In addition the mechanical properties (including Compressive and porosity) as well as the thermogravimetric analysis were tested for the present samples. Overall, it was concluded that the cement sample with 50% waste glass has the greatest shielding potential for radiation shielding applications and is a useful way to reuse waste glass.