• 한국방사선학회논문지
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• 제15권4호
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• pp.401-408
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• 2021

양성자 치료는 방사선치료 중 하나로 브래그 피크로 알려진 물리적 특성을 활용한 방법이다. 양성자 치료계획 수립 시 주로 전산화단층촬영(CT)의 인체 횡단면 영상이 사용되고 있다. CT는 사용되는 관전압에 따라 HU가 변하게 되며 이는 구조물의 경계, 두께 변화로 이어진다. 본 연구는 Geant4를 이용하여 복합 물질로 구성된 두개골 팬텀에서 두께 변화에 따른 뇌 영역의 브래그 곡선의 변화를 살펴보았다. 먼저, 단일 물질로 구성된 팬텀에서 매질의 종류와 양성자의 입사에너지에 따른 브래그 곡선을 측정하여 Geant4 계산결과의 신뢰성을 확보하였다. 두개골 팬텀의 각 두께를 변동하였을 때 뇌 영역에서 발생하는 피크의 위치변화를 측정하였다. 연부조직의 두께를 변화하였을 때 피크의 위치 변화는 나타나지 않았으며, 피부의 두께를 변화하였을 때 피크의 변화는 적었으며, 주로 뼈의 두께를 변화할 때 피크의 위치 변화가 나타났다. 또한 뼈를 단독으로 변화하였을 때와 뼈를 다른 조직과 함께 변화하였을 때 피크의 위치 변화량은 동일하였다. 뼈의 정확한 두께 측정이 방사선치료계획의 선량-깊이 분포 예측에 주요 인자 중 하나임을 확인하였다.

• 한국의학물리학회지:의학물리
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• 제23권4호
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• pp.303-308
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• 2012

뇌정위 방사선수술의 선량계산을 위해 Geant4 기반의 응용 프로그램을 개발 하였다. 선형가속기에서 발생하는 방사선의 스펙트럼을 입력하기 위하여 사전에 실행하여 구한 스펙트럼에 각 에너지별로 구한 가중치를 곱하여 확률밀도를 구하였다. 이를 누적밀도로 변환하여 입력하도록 하였다. 메신저 클래스를 이용하여 다양한 형태의 MLC 조사면을 설정할 수 있도록 하였다. 갠트리와 테이블의 회전을 모사하기 위하여 rotateX와 rotateY라는 회전행렬을 사용하였다. 월드좌표 속에서 갠트리와 테이블을 정의하여 각각 회전을 구현하였다. 실제 환자의 자료는 CT의 dicom 파일에서 픽셀 크기, 매트릭스 크기 등의 정보와 픽셀의 HU를 밀도로 변환한 파일을 생성한 다음 이 파일을 이용 환자의 모델링에 이용 하였다. 환자의 모델링은 팬텀월드 안에 픽셀의 크기에 해당하는 복셀을 정의하고 이 복셀에 픽셀의 밀도와 이 밀도에 해당하는 물질을 할당해주었다.

• 방사성폐기물학회지
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• 제16권3호
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• pp.331-337
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• 2018

원전 해체는 일반적으로 5단계로 준비, 제염, 절단 및 철거, 폐기물 처리, 환경 복원으로 진행된다. 효율적인 원전 해체를 위해서는 작업자의 안전, 비용 대비 효과, 폐기물 최소화, 재사용 가능성 등이 고려되어야 한다. 또한, 작업자의 안전 및 측정기술이 확보되어야 원전 해체 작업의 최적 효율을 낼 수 있으며 이를 위해서는 계통 및 기기의 정확한 측정 기술이 필요하다. 원전 해체 시 현장에서 사용할 수 있는 대표적인 In-Situ 방법으로는 CZT, Gamma Camera, ISOCS 등이 있다. 본 연구에서는 대표 시료 채취 없이 원전 해체 시 현장에서 적용될 수 있는 ISOCS를 이용하여 S/G Water Chamber 지점에 대하여 측정을 수행하였다. 측정 방법은 ISOCS의 HPGe 검출기를 증기 발생기 수실 하부 중앙을 향해 위치하였으며, 이때 검출기는 주변 방사선장 감소를 위해 납 차폐체를 장착하였다. 차폐체 두께는 5 cm인 원통형 납 차폐체를 장착하였으며, 검출기 전면에는 30도 콜리메이터를 장착하여 측정을 수행하였다. 측정값에 검증을 위해 실제 측정 방법과 동일하게 Microshield를 이용하여 측정한 값과 GEANT4 코드를 이용하여 모델링 하였다. 비교 결과 $1.0{\times}10^1{\sim}1.0{\times}10^2Bq$ 정도 차이를 보였으며, 이는 측정 시 주변 방사선의 영향, 모델링의 정밀도 등으로 오차를 줄일 수 있을 것으로 보인다. 본 논문의 연구 결과를 바탕으로 측정값의 정확도 및 신뢰도를 분석하고 향후 해체 작업 시 직접 측정 방법의 적용성에 대한 신뢰도를 높이고자 한다.

• Journal of Radiation Protection and Research
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• 제41권4호
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• pp.344-349
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• 2016

Background: Carbon ion therapy has achieved satisfactory results. However, patients have a risk to get a secondary cancer. In order to estimate the risk, it is essential to understand particle transportation and nuclear reactions in the patient's body. The particle transport Monte Carlo simulation code is a useful tool to understand them. Since the code validation for heavy ion incident reactions is not enough, the experimental data of the elementary reaction processes are needed. Materials and Methods: We measured neutron production double-differential cross-sections (DDXs) on a carbon bombarded with 430 MeV/nucleon carbon beam at PH2 beam line of HIMAC facility in NIRS. Neutrons produced in the target were measured with NE213 liquid organic scintillators located at six angles of 15, 30, 45, 60, 75, and $90^{\circ}$. Results and Discussion: Neutron production double-differential cross-sections for carbon bombarded with 430 MeV/nucleon carbon ions were measured by the time-of-flight method with NE213 liquid organic scintillators at six angles of 15, 30, 45, 60, 75, and $90^{\circ}$. The cross sections were obtained from 1 MeV to several hundred MeV. The experimental data were compared with calculated results obtained by Monte Carlo simulation codes PHITS, Geant4, and FLUKA. Conclusion: PHITS was able to reproduce neutron production for elementary processes of carbon-carbon reaction precisely the best of three codes.

• 한국의학물리학회지:의학물리
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• 제24권1호
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• pp.48-53
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• 2013

몬테카를로 방식은 지금까지 인체 내 흡수선량을 계산하는 가장 정확한 방법으로 알려져 왔고. 이러한 계산 방법을 이용하기 위한 인체 내부의 장기 묘사는 인체 모형 팬텀이 주로 사용되어 왔다. 그러나 최근 Geant4 코드를 사용한 몬테카를로 계산에서는 CT의 DICOM 파일에서 인체의 여러 장기에 대한 자료를 직접 추출하고 시뮬레이션에 필요한 geometry로 변환하여 사용하려는 다양한 노력이 시도되고 있다. 이와 같은 기능은 실제 인체의 해부학적 구조를 그대로 재현하면서 인체 내부의 흡수선량을 정확히 계산 할 수 있도록 한다. 따라서 본 연구에서는 DICOM 파일을 연동한 Geant4을 이용하여 인체 내 흡수선량을 계산하였고, 이를 Gafchromic EBT2 필름을 이용한 측정 선량과 비교함으로써 그 유용성을 확인하고자 하였다. 본 연구에서 시뮬레이션을 이용하여 계산한 선량과 EBT2 필름을 이용한 선속 중심축에서의 측정선량을 비교한 결과 피부표면에서부터 최대선량 깊이까지 선량이 급격하게 변화하는 build up 영역을 제외하고는 오차(difference) 범위가 평균 3.75% 임을 알 수 있었다. 또한 선량의 계산 값을 각 CT slice 별로 출력되도록 하였고, 또 각 slice에서도 복셀 하나하나의 선량 값이 출력되도록 하여 측정하고자 하는 장기별, 기관별 흡수선량을 쉽게 확인 할 수 있도록 하였다. 이처럼 인체 모형 팬텀이 아닌 실제 인체의 image data인 CT DICOM 파일을 이용한 선량계산을 각 slice, voxel 별로 선량 값을 출력하는 방식은 다양한 부위의 정확한 선량계산을 가능하게 하므로 향후 방사선 치료계획 시스템의 선량 계산에 유용할 것이라 생각한다. 또한 현재 사용 중인 여러 에너지 영역에도 적용이 가능하므로 인체 내 방사선의 흡수선량 확인을 위해 유용하게 활용되어질 수 있을 것으로 생각된다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제56권1호
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• pp.247-256
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• 2024

The glass series modified by tungsten oxide was created using the compounds (75-x) B₂O₃- 10SrCO₃- 8TeO₂- 7ZnO - xWO₃, where x = 0, 1, 5, 10, 22, 27, 34, and 40% mole percentage. A UV-visible spectrophotometer and thermogravimetric-differential thermal analysis (TG-DTA) methods were employed to characterize the specimen's optical and phase transition attributes, respectively. The mass-attenuation coefficient (AC) of all created glasses from BSTZW0 to BSTZ7 was estimated using Geant4 code from 0.05 to 3 MeV and compared to the XCOM software results, with a relative difference of less than 2% between the two results. The increase of WO₃ percentage lead to an increase in the Linear-AC at each studied energy, and this is mainly due to the fact that the higher the percentage of WO₃ in the glass increases its density which causes an increase in the Linear-AC, so an energy of 0.06 MeV, as an example, the values of the Linear-AC was 4.009, 4.509, 5.442, 6812, 8.564, 9.856, 10.999 and 11.628 cm^-1 form BSTZW0 too BSTZW7, respectively. The Half-VL (value layer), Mean-FP (free path), Tenth-VL, and Radiation attenuation performance (RAP) were also calculated for the current BSTZW-glass samples and revealed that BSTZW7 had the best gamma ray attenuation performance at all discussed energies when compared to other studied glass samples.

• International Journal of Contents
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• 제14권4호
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• pp.65-69
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• 2018

The objective of this study was to conduct a radiation shielding analysis for the facility equipped with radiation generator. The analysis was carried out in two aspects. First, from the aspect of the effect caused by primary and leakage radiation. Second, effect of scattered radiation was evaluated by applying a simple calculation method based on a scattering rate concept since effect of scattered radiation is significantly important at maze entrance of the radiation facility. The calculated results obtained using the simple method were compared to the results calculated using Geant4 code and the measured values. The results calculated by the suggested method indicate that slight error exists in a radiation shielding analysis done at the maze entrance comparing to other two results, while the results evaluated at the outside of the maze entrance door are relatively consistent with other values.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제51권5호
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• pp.1444-1450
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• 2019

The fast-neutron shielding behaviour (FNSB) of two clay-materials (Ball clay and Kaolin)of Southwestern Nigeria ($7.49^{\circ}N$, $4.55^{\circ}E$) have been investigated using effective removal cross section, ${\Sigma}_R(cm^{-1})$, mass removal cross section, ${\Sigma}_{R/{\rho}}(cm^2g^{-1})$ and Mean free path, ${\lambda}$ (cm). These parameters decide neutron shielding behaviour of any material. A computer program - WinNC-Toolkit has been used for computation of these parameters. The toolkit evaluates these parameters by using elemental compositions and densities of samples. The proficiency of WinNC-Toolkit code was probe by using MCNPX and GEANT4 to model fast neutron transmission of the samples under narrow beam geometry, intending to represent the actual experimental setup. Direct calculation of effective removal cross section ($cm^{-1}$) of the samples was also carried out. The results from each of the methods for each types of the studied clay-materials (Ball clay and Kaolin) shows similar trend. The trend might be the fingerprint of water content retained in each of the samples being baked at different temperature. The compositions of each sample have been obtained by Particle-Induced X-ray Emission (PIXE) technique (Tandem Pelletron Accelerator: 1.7 MV, Model 5SDH). The FNSB of the selected clay-materials have been compared with standard concrete. The cognizance of various factors such as availability, thermo-chemical stability and water retaining ability by the clay-samples can be analyzed for efficacy of the material for their FNSB.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제51권3호
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• pp.843-852
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• 2019

In the present study, we established a comprehensive dataset of dose coefficients (DCs) of the new meshtype ICRP reference computational phantoms (MRCPs) for idealized external exposures of photons and electrons with the Geant4 code. Subsequently, the DCs for the nine organs/tissues, calculated for their thin radiosensitive target regions, were compared with the values calculated by averaging the absorbed doses over the entire organ/tissue regions to observe the influence of the thin sensitive regions on dose calculations. The result showed that the influences for both photons and electrons were generally insignificant for the majority of organs/tissues, but very large for the skin and eye lens, especially for electrons. Furthermore, the large influence for the skin eventually affected the effective dose calculations for electrons. The DCs of the MRCPs also were compared with the current ICRP-116 values produced with the current ICRP-110 reference phantoms. The result showed that the DCs for the majority of organs/ tissues and effective dose were generally similar to the ICRP-116 values for photons, except for very low energies; however, for electrons, significant differences from the ICRP-116 values were found in the DCs, particularly for superficial organs/tissues and skeletal tissues, and also for effective dose.

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