In the present work, untreated Iraqi sand with grain sizes varied between 100 and 200 ㎛ was used to produce a colored glass sample that has shielding features against the low gamma-ray energy. Therefore, a weight of 70-60 wt % sand was mixed with 9-14 wt% B2O3, 8-10 wt% Na2O, 4-6 wt% of CaO, 3-6 wt% Al2O3, in addition to 0.3% of Co2O3. After melting and annealing the glass sample, the X-ray diffraction spectrometry was applied to affirm the amorphous phase of the fabricated glass samples. Moreover, the X-ray dispersive energy spectrometry was used to measure the chemical composition, and the MH-300A densimeter was applied to measure the fabricated sample's density. The Makishima-Makinzie model was applied to predict the mechanical properties of the fabricated glass. Besides, the Monte Carlo simulation was used to estimate the fabricated glass sample's radiation shielding capacity in the low-energy region between 22.1 and 160.6 keV. Therefore, the simulated linear attenuation coefficient changed between 10.725 and 0.484 cm-1, raising the gamma-ray energy between 22.1 and 160.6 keV. Also, other shielding parameters such as a half-value layer, pure lead equivalent thickness, and buildup factors were calculated.
Mohamed Y. Hanfi;Ahmed K. Sakr;A.M. Ismail;Bahig M. Atia;Mohammed S. Alqahtani;K.A. Mahmoud
Nuclear Engineering and Technology
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제55권1호
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pp.278-284
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2023
The synthetic B2O3-As2O3 glass ceramic are prepared to investigate the physical properties and the radiation shielding capabilities with the variation of concentration of the As2O3 with 10, 20, 30, and 40%, respectively. XRD analyses are performed on the fabricated glass-ceramic and depicted the improvement of crystallinity by adding As2O3. The radiation shielding properties are studied for the B2O3-As2O3 glass ceramic. The values of linear attenuation coefficient (LAC) are varied with the variation of incident photon gamma energy (23.1-103 keV). The LAC values enhanced from 12.19 cm-1-37.75 cm-1 by raising the As2O3 concentration from 10 to 40 mol% at low gamma energy (23.1 keV) for BAs10 and BAs40, respectively. Among the shielding parameters, the half-value layer, transmission factor, and radiation protection efficiency are estimated. Furthermore, the fabricated samples of glass ceramic have low manufacturing costs and good shielding features compared to the previous work. It can be concluded the B2O3-As2O3 glass ceramic is appropriate to apply in X-ray or low-energy gamma-ray shielding applications.
This work presents the synthesis and preparation of a new glass system described by the equation of (70-x) B2O3-5TeO2 -20SrCO3-5ZnO -xBi2O3, x = 0, 1, 5, 10, and 15 mol. %, using the melt quenching technique at a melting temperature of 1100 ℃. The photon-shielding characteristics mainly the linear attenuation coefficient (LAC) of the prepared glass samples were evaluated using Monte Carlo (MC) simulation N-particle transport code (MCNP-5) at gamma-ray energy extended from 59 keV to 1408 keV emitted by the radioisotopes Am-241, Ba-133, Cs-137, Co-60, Na-22, and Eu-152. Furthermore, we observed that the Bi2O3 content of the glasses had a significantly stronger impact on the LAC at 59 and 356 keV. The study of the lead equivalent thickness shows that the performance of fabricated glass sample with 15 mol.% of Bi2O3 is four times less than the performance of pure lead at low gamma photon energy while it is enhanced and became two times lower the perforce of pure lead at high energy. Therefore, the fabricated glasses special sample with 15 mol.% of Bi2O3 has good shielding properties in low, intermediate, and high energy intervals.
M.I. Sayyed;K.A. Mahmoud;Faras Q. Mohammed;Kawa M. Kaky
Nuclear Engineering and Technology
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제56권5호
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pp.1830-1835
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2024
The current study aims to study the impacts of the substitution of magnesium with nickel concentrations on physical and γ-ray shielding capacity of magnesium alloys. The density of the magnesium alloys under study is varied from 3.677 g/cm3 to 5.652 g/cm3, with raising the nickel content from 26.7 wt% to 54.8 wt% and reducing the magnesium concentration from 72.6 wt% to 44.2 wt%, respectively. Additionally, the examination of the γ-ray shielding capacity using the Monte Carlo simulation code shows that the substitution of magnesium by nickel content in the magnesium alloys was associated with an enhancement in the γ-ray shielding capacity, where the linear attenuation coefficient for the studied alloys was enhanced by 53.22 %, 52.45 %, and 52.52 % at γ-ray energies of 0.662 MeV, 1.252 MeV, and 1.408 MeV, respectively, with raising the nickel concentration from 26.7 wt% to 54.8 wt%. Simultaneously, the half-value thickness for magnesium alloys was reduced from 2.47 cm to 1.62 cm (at gamma ray energy of 0.662 MeV), from 3.39 cm to 2.22 cm (at gamma ray energy of 1.252 MeV), and from 3.60 cm to 2.36 cm (at gamma ray energy of 1.408 MeV), raising the nickel concentration from 26.7 wt % to 54.8 wt%, respectively. The study shows that the substitution of magnesium for nickel greatly enhanced the radiation shielding capacity of the magnesium alloys.
Islam G. Alhindawy;Mohammad. W. Marashdeh;Mamduh. J. Aljaafreh;Mohannad Al-Hmoud;Sitah Alanazi;K. Mahmoud
Nuclear Engineering and Technology
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제56권7호
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pp.2444-2451
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2024
This work demonstrates a new sol-gel approach for synthesizing PbO2-doped zirconia using zircon mineral precursors. The streamlined methodology enables straightforward fabrication of the doped zirconia composites. Comprehensive materials characterization was performed using XRD, SEM, and TEM techniques to analyze the crystal structure, microstructure, and morphology. Quantitative analysis of the XRD data provided insights into the nanoscale crystallite sizes achieved, along with their relationship to lattice imperfections. Furthermore, the gamma-ray shielding capacity for the PbO2-doped zirconia samples was estimated by the Monte Carlo simulation, which proves an increase in the gamma ray shielding properties by raising the Pb concentration. The linear attenuation coefficient increased between 0.467 and 0.499 cm-1 (at 0.662 MeV) by increasing the Pb content between 11 and 21 wt%. By increasing the Pb content to 21 wt%, the synthesized composites' lead equivalent thickness reaches 2.49 cm. The radiation shielding properties for the synthesized composites revealed a remarkable performance against low and intermediate γ-ray photons, with radiation shielding capacity of 37.3 % and 21.4 % at 0.662 MeV and 2.506 MeV, respectively. As a result, the developed composites can be employed as an alternative shielding material in hospitals and radioactive zones.
This research intends to recycle bone and incorporate it into concrete for radiation shielding application using Phy-X/PSD software. Cement, sand and granite were mixed in proportion of 0.5 kg:1 kg:1 kg to obtain sample A. Other concretes composing of cement, sand, granite and bone ash was in proportion 0.45 kg:1 kg:1 kg:0.05 kg, 0.1 kg:1 kg:1 kg:0.4 kg and 0.35 kg:1 kg:1 kg:0.15 kg to obtain samples B, C and D respectively. 0.5 water-to-cement (W/C) ratio was adopted throughout the mixes because the control mix contain the normal water quantity for normal hydration of cement. Replacing the bone ash for the cement in the fabricated concretes enhances their densities where the fabricated concretes' density decreased from 2.33 g/cm3 to 2.22 g/cm3 by raising the reinforcing bones fly ash concentration from 0 to 0.15 kg. Additionally, increasing the bones fly ash concentration within the fabricated concretes increases their linear attenuation coefficient (LAC) where the fabricated concretes' μ values at 0.662 MeV reach 0.181 cm-1, 0.178 cm-1, 0.174 cm-1, and 0.171 cm-1, respectively for concretes A, B, C, and D. The use of other local materials is recommended, as it improves waste management being the major aim of the sustainable development goal.
납공 (lead ball)과 쇠공(steel ball)을 고에너지 광자선에 대한 차폐재로 이용하는 것이 가능한가를 평가하고 ,4~10MV 엑스선 차폐를 위한 납공과 쇠공의 물리자료를 구하는 것이 목적이다. 직경이 각각 2.0-2.5mm, 1.5-2.0mm 인 납공 및 쇠공을 폭이 균일한 아크릴 용기에 채워, 두께의 균일성 확인을 위해 MV 엑스선사진을 촬영하였으며, 금속공의 평균 밀도와 4~10MV 엑스선에 대한 선감쇠계수를 측정하였다. 선감쇠계수를 측정할 때 Farmer 이온함을 이용하였으며 산란선의 효과를 최소화하기 위해 70cm 거리에서 조사면크기는 5.5cm$\times$5.5cm로 하였다. 비교하기 위해 납판과 철판에 대해서도 같은 종류의 변수를 구하였다. 금속구를 용기에 채웠을 때 분포는 균일하였으며, 납 -공기 혼합물의 밀도는 6.93g/$cm^3$이었으며, 철-공기 혼합물의 밀도는 4.75g/$cm^3$ 이었다. 납의 밀도에 대한 납-공기 혼합물의 밀도의 비는 0.611, 철에 대한 철-공기 혼합물의 밀도의 비는 0.604이었다. 납-공기 혼합물의 반가층은 4MV, 6MV, 10MV 엑스선 각각에 대하여 1.89cm, 2.07cm, 2.16cm 이었으며 납판 반가층의 약 1.64배였다. 철-공기 혼합물의 반가층은 4MV, 6MV, 10MV 엑스선 각각에 대하여 3.24cm, 3.70cm, 4.15cm 이었으며 철판 반가 층의 약 1.65 배였다. 금속구는 용기속에 고르게 채워질 수 있기 때문에 차폐재료로 쓸 수 있다. 납공과 쇠공이 고르게 채워질 때 밀도는 각각 6.93g/$cm^3$, 4.75g/$cm^3$ 이었으며 각각의 반가층은 납 또는 철의 반가층의 1.65배였다. 밀도와 반가층을 곱한 값은 공이나 판에 대해 같은 값이었다.
본 연구에서는 납 차폐물의 두께변화에 대한 반응을 알아보기 위하여 크롬으로 코팅된 전극을 사용한 FEP 유전체필름과, 그들 사이에 PTFE 유전체 필름을 삽입한 형태의 평행판 검출기를 제작하였다. 측정조건은 선원-팬텀표면 간의 거리 100 Cm, 조사면 크기 10x10 cm, 그리고 팬텀의 표면으로부터 깊이 5 cm 되는 지점과 10 cm 되는 지점에 유전체필름을 이용한 제작검출기와 Farmer형 전리함을 설치하고 6 MV, 10 MV X-선을 조사하였다. 차폐물은 조사면을 충분히 포함하도록 제작하여 측정순서에 따라 차례대로 Tray 위에 놓아서 두께변화에 대한 감쇄효과를 확인하고 두 검출기 간의 반응함수를 알고자 하였다. 차폐효과에 대한 두 검출기 간의 반응함수는 선량에 대하여 지수적으로 감소함을 확인할 수 있었다. 제작검출기와 비교검출기로 측정한 선형감쇄계수 ${\mu}(cm^{-1})$는 6 MV X-선으로 조사한 경 우 0.1414, 0.541이 었고, 10 MV X-선으로 조사한 경우 각각 0.1368, 0.5279로서 납 차폐물의 두께 변화에 의한 선형감쇄계수가 감소하는 경향을 확인할 수 있었으며 계산된 반응함수로부터 제작검출기는 전리함에 비해 상대적으로 매우 크게 반응하고 있음을 알 수 있었다. 제작검출기에서 측정한 선량값(R)과 전리함에서 측정한 선량값($D_r$) 간의 반응함수를 최적화 과정을 통하여 계산하였다. 이들 반응함수의 최적화 상수 값들은 고 에너지 X-선 크기에 비교적 무관한 경향을 보였다. 제작 검출기와 비교검출기 간의 최적화된 반응함수를 계산한 결과 6 MV X-선의 경우 1%, 10 MV X-선의 경우 4% 이내의 범위 내에서 측정된 선량이 일치함으로써 상대 선량계로서의 가능성을 확인하였다.
본 연구는 선형 가속기에서 나오는 고 에너지 광자빔 조사를 받은 환자 내부의 선량 분포를 조사문 선량 분포로부터 재구성하는 방법을 개발하기 위한 기초 연구로서 삼차원 선량 분포를 재구성하는 방법을 제시하고 이 방법을 전산모사를 통해 평가하였다. 본 연구에서 제안하는 방법은 환자나 팬톰 내부의 임의의 지점에서 흡수된 선량과 그 지점에 대응되는 조사문 선량의 측정 지점에서 흡수된 선량의 차이를 계산하여 측정된 조사문 선량 분포로부터 환자나 팬톰 내부의 선량분포를 얻는 것이다. 선량의 차이는 역제곱법칙과 선형감쇄계수, 그리고 Monte Carlo 프로그램을 이용하여 환자나 팬톰의 CT 정보로부터 계산한 산란선량과 주선량의 비(scatter to primary dose ratio)를 이용하여 계산한다. 이 방법을 시험하기 위해 여러 종류의 균질 혹은 비균질 팬톰의 조사문 선량 분포를 Monte Carlo 전산모사로 계산한 뒤 팬톰 내부의 선량 분포를 재구성하였다. 광자빔은 1.5 MeV의 단일에너지를 사용하였고 Monte Carlo 프로그램은 EGS4를사용하였다. 본 연구의 방법을 사용하여 재구성된 팬톰 내부의 선량 분포와 Monte Carlo로 계산한 팬텀 내부의 선량 분포와 비교하였다. 비교 결과 오차 -4%∼+2% 이내로 일치하였다. 이 방법은 다른 in vivo dosimetry 방법을 대신하여 환자내의 선량분포를 예측하는데 쓰여질 수 있을 것이다.
국내에서 처음으로 사용되는 CLINAC 1800에서 발생된 15MV X-선의 특성을 구하기 위하여 3 Dimensional water Phantom Dosimetry system)를 이용하여 방사선 치료에 근간이 되는 심부선량 백분율(POD), 최대 조직 비율(TMR), 편평도(beam profile), 대칭도, Wedge인자 등을 측정하였고 선량계산을 위하여 출력 인자들을 구하였다. 1. 선축상 최대치 지점(Dmax)은 SSD 100cm일때 조사면이 $10\times10cm^2$에서 $3.0\pm0.1$ cm이였고 $4\times4cm^2,\;35\times35cm^2$에서 각각 $3.1\pm0.1\;cm,2.2\pm0.1$ cm으로 조사면이 넓어지면서 측정치가 표면에 가까워지는 결과를 보였다. 2. 조직표면 선량(Surface Dose)는 SSD 100cm일때 조사면이 $10\times10cm^2$에서 $15.5\%$이였고 $4\times4cm^2,\;35\times35cm^2$에서 각각 $9.8\%\;,51.2\%$로 조사면이 넓어지면서 표면 선량은 증가하는 결과를 보였다. 3. 심부선량 백분율(PDO)은 SSD 100cm에서 측정하였고 조사면이 $10\times10cm^2$이고 10cm depth에서 $76.8\%$이였고 $80\%,\;50\%$ 선량의 깊이는 각각 $9.1\pm0.1\;cm,19.9\pm0.2\;cm$으로 측정되었다. 4. 최대조직비율(TMR)은 심부선량 백분율(PDD)로부터 계산하였고 측정값과의 차이는 $10\times10cm^2$ 조사면에서 평균 $1\;%$ 이내의 오차를 보였다. 5. 대칭도(symmetry)와 편평도(flatness)는 조사면 $10\times10cm^2$일때 각각 $0.73\%,\;2.72\%$이였다. 6. 출력인자(output factor)는 $10\times10cm^2$ 기준 조사면에서 흡수선량을 1로 하였을때 $4\times4cm^2,\;35\times35cm^2$ 조사면에서는 각각 0.927, 1.087로 측정되었는데 조사면이 증가할수록 흡수량이 증가하는 결과를 보였다. 7. Wedge factor는 $15^{\circ}\;30^{\circ}\;45^{\circ}\;60^{\circ}$를 10cm깊이에서 측정하였는데 0.825, 0.099, 0.560, 0.457로 각각 측정되었고 아크릴 0.4 mm Tray의 투과율은 0.976이였다. 8. 15 MV X-선에 의한 납벽층의 반가층 두께는 13 mm였고 Cerrobend의 반가층은 15.5 mm으로 측정되었다.
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[게시일 2004년 10월 1일]
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