• Radiation Oncology Journal
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• 제28권4호
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• pp.224-230
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• 2010

목적: 본 연구에서는 콘빔 CT에서 산란선 제거를 위한 aft-multple-slit (AMS) 시스템을 설계하였다. 예비 연구로서 본 시스템의 효용성을 검증하기 위해 MC 시뮬레이션을 수행하였다. 대상 및 방법: 가상 시뮬레이션은 산란선과 산란선+일차선을 계산할 수 있는 MCNPX의 radiography tally 5를 이용하였다. AMS는 빔의 발산성을 고려한 각이 동일한 아크 형태이고, 길이 방향에서의 산란선을 막는다. AMS의 효용성을 위한 평가는 AMS를 사용하지 않았을 때의 일차선과 산란선을 비교함으로써 수행되었다. 2D projection 영상을 얻기 위해 전체의 AMS는 한번의 캔트리 회전 후 AMS에 의해 가려진 부분의 영상 획득을 위해 다시 한 번 회전하는 구조이다. 결과: 일차선의 2D projection 영상은 모든 AMS의 폭에서 그리고 AMS를 사용하지 않았을 때에도 동일하였으나 일차선+산란선의 2D projection 영상은 slit의 폭에 따라 결과가 변했다. Slit의 폭을 5 mm, 10 mm, 15 mm, 20 mm로 하였을 때 평균 산란성 제거율은 29%, 15%, 9%, 8%였다. 결론: 본 연구에서는 AMS를 이용한 콘빔 CT의 산란선 제거 효과를 평가하였다. MC 시뮬레이션을 이용한 본 시스템의 사전 연구에서는 상당한 산란선 제거 효과를 보여주었다.

• 한국방사선학회논문지
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• 제2권3호
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• pp.33-35
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• 2008

In the neutron capture experiment and calculation, the neutron absorption and scattering are very important. Especially these effects are conspicuous in the resonance energy region and below the thermal energy region. In the present study, we obtained energy dependent neutron absorption ratios of natural rhodium in energy region from 0.003 to 100 eV by MCNP-4B Code. The coefficients for neutron absorption was calculated for several types of thickness. In the lower energy region, neutron absorption is larger than higher region, because of large capture cross section (1/v). Furthermore it seems very different neutron absorption in the large resonance energy region. These results are very useful to decide the thickness of sample and shielding materials.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제56권2호
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• pp.575-600
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• 2024

During an earthquake on December 29th 2020, the Krško NPP automatically shutdown due to the trigger of the negative neutron flux rate signal on the power range nuclear instrumentation. From the time course of the detector signal, it can be concluded that the fluctuation in the detector signal may have been caused by the mechanical movement of the ex-core neutron detectors or the pressure vessel components rather than the actual change in reactor power. The objective of the analysis was to evaluate the sensitivity of the neutron flux at the ex-core detector position, if the detector is moved in the radial or axial direction. In addition, the effect of the core barrel movement and core inside the baffle movement in the radial direction were analysed. The analysis is complemented by the calculation of the thermal and total neutron flux gradient in radial, axial and azimuthal directions. The Monte Carlo particle transport code MCNP was used to study the changes in the response of the ex-core detector for the above-mentioned scenarios. Power and intermediate-range detectors were analysed separately, because they are designed differently, positioned at different locations, and have different response characteristics. It was found that the movement of the power range ex-core detector has a negligible effect on the value of the thermal neutron flux in the active part of the detector. However, the radial movement of the intermediate-range detector by 5 cm results in 7%-8% change in the thermal neutron flux in the active part of the intermediate-range detector. The analysis continued with an evaluation of the effects of moving the entire core barrel on the ex-core detector response. It was estimated that the 2 mm core barrel radial oscillation results in ~4% deviation in the power and intermediate-range detector signal. The movement of the reactor core inside baffle can contribute ~6% deviation in the ex-core neutron detector signal. The analysis showed that the mechanical movement of ex-core neutron detectors cannot explain the fluctuations in the ex-core detector signal. However, combined core barrel and reactor core inside baffle oscillations could be a probable reason for the observed fluctuations in the ex-core detector signal during an earthquake.

• Journal of Radiation Protection and Research
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• 제26권2호
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• pp.93-99
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• 2001

해부학적으로 단순한 수학적인형팬텀의 한계를 극복하기 위한 voxel 머리팬텀을 제작하고 BNCT(Boron Neutron Capture Therapy) 시행 시 선량분포를 계산하였다. 일반목적 몬테칼로 코드인 MCNP4B의 반복구조 알고리즘을 이용하여 voxel 몬테칼로 계산체계를 수립하였고 두 가지 물질로 구성된 예시적 voxel 팬텀과 기하체조합팬텀의 계산값 비교를 통해 계산체계를 검증하였다. 미국 NLM(National Library of Medicine)에서 제공하는 VHP man 인체단층사진에 대한 분할 및 색인작업을 통해 voxel 머리팬텀을 제작하여 AP 및 PA 방향에서 입사하는 넓고 평행한 광자 및 중성자빔에 대한 선량값을 MIRD 팬텀의 계산값과 비교한 결과 중성자빔 AP 방향조사 시 MIRD 팬텀에서는 볼 수 없는 안구로 인한 중성자 감쇠현상을 확인할 수 있었다. 3차원 정밀계산이 필요한 BNCT 시술시 선량분포계산을 위해 뇌 중앙에 직경 5cm의 구형 뇌종양 체적을 정의하고 뇌와 종양의 붕소 함량을 조정하여 10keV 및 40keV 상부입사 중성자에 의한 장기별 흡수선량을 계산한 결과 종양에 $30{\mu}g/g$, 정상세포에 $3{\mu}g/g$의 붕소를 주입한 경우 붕소함량이 없을 때에 비해 2배 가량 큰 선량을 보였다. 본 연구를 통해 voxel몬테칼로기법을 이용한 선량평가체계를 수립하였고 정밀한 선량계산을 필요로 하는 치료방사선분야 선량계산에 실제 인체에 가까운 voxel팬텀의 응용가능성을 제시하였다.

• 한국방사선학회논문지
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• 제14권4호
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• pp.455-465
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• 2020

본 연구 목적은 선형가속기 표적(Target) 및 조준기(Collimator)에서 발생한 광중성자 특성을 평가하는 것이다. 전산모사 설계는 첫째, 표적은 단일물질 표적과 복합물질 표적으로 구성하였다. 둘째, 조준기 종류에 따라 원뿔형(Cone beam) 조준기와 부채꼴(Fan beam) 조준기로 구성하였다. 셋째, 부채꼴 조준기의 물질을 납(Pb)으로만 구성된 단일물질과 텅스텐(W)과 납으로 구성된 복합물질 조준기로 구성하였다. 연구 방법은 표적으로부터 100 cm 거리에서 가상의 구(Sphere) 표면에서 F2 Tally를 이용하여 광중성자 발생률과 에너지 스펙트럼을 계산하였다. 그 결과 광중성자 발생률은 첫째, 표적에 따라서는 20% 차이가 발생하였다. 둘째, 조준기의 종류에 따라서는 10% 차이가 발생하였다. 셋째, 조준기 물질에 따라서는 40% 차이가 발생하였다. 광중성자 스펙트럼에서도 평균 광중성자 플럭스(Flux)가 광중성자 발생량과 유사한 경향으로 나타났다. 이러한 결과로 9 MeV 선형가속기 광중성자 발생은 표적보다는 조준기에 의해 광중성자 발생이 증가하며, 조준기의 종류보다는 물질에 영향을 더 크게 받는 것을 확인할 수 있었다. 광중성자 발생이 적은 표적 및 조준기를 선택하여 운영하는 것이 가장 적극적인 방사선 방호가 될 것이다. 따라서, 본 연구는 컨테이너 보안 검색용 선형가속기 도입 및 운영 그리고 방사선 방호에 유용한 자료가 될 수 있을 것으로 생각된다.

• Journal of Radiation Protection and Research
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• 제24권4호
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• pp.215-223
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• 1999

PWR 원전 증기발생기 수실의 방사선장 특성과 그곳에서 작업하는 종사자의 유효선량을 몬테칼로 시뮬레이션으로 평가하였다. 선원항으로는 고리1호기 증기발생기 방사화물 분석결과가 사용되었으며 유효선량 평가에는 MCNP4A코드와 MIRD형 성별 수학적 인형 모의피폭체가 사용되었다. 수실 내부 방사선장은 U튜브 영역에서 내려오는 방사선이 지배적이었으며 극각에 대해 근사적으로 코사인 분포를 나타내었다 유효선량률은 표준성인과 체격이 작은 성인(이 목적으로 15세 모의피폭체가 사용되었다.)의 경우 각각 36.22$mSvh^{-1}$와 37.06$mSvh^{-1}$로서 체격의 영향은 경미했다. 한편, 모의피폭체의 머리, 가슴 및 하복부에 해당하는 위치에서 평가된 조사선량률과 에너지스펙트럼에 대해 ICRU47에서 주어진 주위선량당량 환산계수를 이용해 평가한 등가선량률은 각각 119, 71, 및 58 $mSvh^{-1}$로 나타났다. 따라서 개인선량계 판독에서 얻는 심부선량 또는 유효선량은 앞서 계산한 유효선량률의 2배 정도가 될 것으로 보인다. 이 사실은 일반적인 개인선량계의 경사입사 방사선에 대한 과대/과소 평가 특성과 함께 비정규, 고선량률 방사선장에 종사하는 작업자의 선량계측 계획 및 결과의 해석에 매우 신중해야 함을 알려준다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제49권7호
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• pp.1563-1570
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• 2017

In order to perform dry interim storage and transportation of the spent-fuel assemblies of the Bushehr Nuclear Power Plant, dual-purpose casks can be utilized. The effectiveness of different neutron-shield materials for the dual-purpose cask was analyzed through a set of calculations carried out using the Monte Carlo N-Particle (MCNP) code. The dose rate for the dual-purpose cask utilizing the recently developed materials of $epoxy/clay/B_4C$ and $epoxy/clay/B_4C/carbon$ fiber was less than the allowable radiation level of 2 mSv/h at any point and 0.1 mSv/h at 2 m from the external surface of the cask. By utilization of $epoxy/clay/B_4C$ instead of an ethylene glycol/water mixture, the dose rates on the side surface of the cask due to neutron sources and consequent secondary gamma rays will be reduced by 17.5% and 10%, respectively. The overall dose rate in this case will be reduced by 11%.

• Radiation Oncology Journal
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• 제21권2호
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• pp.158-166
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• 2003

목적: 본 연구는 새로운 근접치료선원의 이론적 설계를 통해 출력변조를 이용한 혈관내 방사선치료를 제안한다. 대상 및 방법: 제시된 이론적 선원은 기존의 선원과는 달리 선원물질과 차폐물질(스테인리스 스틸, 또는 텅스텐) 둘 다로 구성되며 이는 방위방향으로 비대칭적 방사선량을 제공할 수 있게 한다. 따라서, 방위방향으로 선원의 방향과 체류시간을 조절함으로써 출력변조를 통한 근접치료가 가능해진다. Novoste Beta-Cath system에서 사용하는 Sr-90/Y 전자방출 선원과 유사한 모양의 두 가지 단순화한 선원을 연구의 대상으로 고려하였다. 첫 번째 선원은 선원물질과 차폐물질이 각각 반씩 차지하며, 두 번째 선원은 1/4은 선원물질로, 나머지 3/4은 차폐물질로 구성된다. 두 선원에 대해 방위 및 방사방향으로의 선량분포를 MCNP 몬테 카를로 코드를 이용하여 계산하였다. 결과: 선원이 혈관내의 중심에 위치하지 않게 되는 가상조건에서의 선량 최적화 계산을 시도한 결과, 혈관내벽에 미치는 선량의 최고치와 최저치의 차이가 87$\%$에서 7$\%$까지 줄어들 수 있음을 보였다. 결론: 본 연구에서 제시된 이론적 선원은 선량적 관점에서의 적합성 여부에 관해 매우 고무적인 결과를 보여 줌으로써 출력변조를 통한 혈관내 근접방사선치료의 가능성을 나타내었다. 본 과제의 다음 단계는 굵기가 가는 맥관 내에서 선원의 위치를 파악하여 그를 방위방향으로 정확하게 회전시킬 수 있는 방사선 전달 체계의 개발이라 할 수 있다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제40권4호
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• pp.299-304
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• 2008

A detection system was set up to measure the neutron generation rate of a recently developed D-D neutron generator. The system is composed of a Si detector, He-3 detector, and electronics for pulse height analysis. The neutron generation rate was measured by counting protons using the Si detector, and the data was crosschecked by counting neutrons with the He-3 detector. The efficiencies of the Si and He-3 detectors were calibrated independently by using a standard alpha particle source $^{241}Am$ and a bare isotopic neutron source $^{252}Cf$, respectively. The effect of the cross-sectional difference between the D(d,p)T and $D(d,n)^3He$ reactions was evaluated for the case of a thick target. The neutron generation rate was theoretically corrected for the anisotropic emission of protons and neutrons in the D-D reactions. The attenuations of neutron on the path to the He-3 detector by the target assembly and vacuum flange of the neutron generator were considered by the Monte Carlo method using the MCNP 4C2 code. As a result, the neutron generation rate based on the Si detector measurement was determined with a relative uncertainty of ${\pm}5%$, and the two rates measured by both detectors corroborated within 20%.

• 한국압력기기공학회 논문집
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• 제18권2호
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• pp.43-49
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• 2022

The purpose of this study is to evaluate the radiation effect on damage when the external shield of the spent nuclear fuel transport cask is damaged due to impact as the cause of an unexpected accident. The neutron and gamma-ray intensities and spectra are calculated using the ORIGEN-Arp module in the SCALE 6.2.4 code package⁽¹⁾ and then using MCNP6.2⁽²⁾ code calculate the dose rate. In order to evaluate the radiation dose according to the size of damage caused by external impact, various sized holes of 0.3~13.7% are assumed in the outer shield of the cask to evaluate the sensitivity to the dose. In the case of radiation source leakage, damage to the nuclear fuel assembly is assumed to be up to 6% based on overseas test cases. When only the outer shield is damaged, the maximum surface dose is calculated as 3.12E+03 mSv/hr. However, if the radiation source is leaked due to damage to the nuclear fuel assembly, it becomes 7.00E+05 mSv/hr which is about 200 times greater than the former case.