• 대한방사선방어학회:학술대회논문집
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• 대한방사선방어학회 2011년도 추계 학술발표회 및 심포지엄
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• pp.178-179
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• 2011

• 한국의학물리학회지:의학물리
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• 제15권4호
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• pp.210-214
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• 2004

PET에 사용되는 조영제는 생산과정 중에 다량의 중성자가 발생한다. 발생된 중성자는 주로 콘크리트 구조물로 차폐를 하게 되며 가속기 시설의 차폐 평가는 구조물 외부로 방출되는 방사선의 선량을 측정하게 된다. 즉 콘크리트를 통과하면서 에너지를 잃은 중성자와 콘크리트를 이루는 물질과 중성자간의 상호작용으로 생성되는 광자의 선량을 측정하여 선량을 평가하게 된다. MCNPX 코드2)를 이용하여 가속기 시설의 콘크리트 구조물 외부로 방출되는 중성자 선량과 광자선량을 계산한 결과, 원자력법에서 정한 법정 제한 선량에 훨씬 못 미치는 것을 알 수 있었다.

• 한국의학물리학회지:의학물리
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• 제17권4호
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• pp.224-231
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• 2006

본 연구에서는 MCNPX 코드를 사용하여 6 MeV 전자선의 에너지분포를 계산하였다. 이를 위하여 선형가속기(ML6M; Mitsubishi, Japan)의 헤드를 모델화하였다. 전자선의 초기에너지 분포는 가우시안으로 가정하였으며, 이 때 평균에너지는 측정과 계산으로 구한 $R_{50}$과 공기중 선량프로 파일을 평가하여 결정하였다. 결정된 빔 변수를 적용하여 선형가속기 헤드속 주요 위치에서의 전자선 에너지분포를 계산하였다. 어플리케이터 출구에서의 광자에 대한 에너지분포를 이용하여 깊이선량률에서 오염광자의 영향을 분석하였다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제54권9호
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• pp.3317-3323
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• 2022

Half Value Layer calculations theoretically need prior specification of linear attenuation calculations, since the HVL value is derived by dividing ln(2) by the linear attenuation coefficient. The purpose of this study was to establish a direct computational model for determining HVL, a vital parameter in nuclear radiation safety studies and shielding material design. Accordingly, a typical gamma-ray transmission setup has been modeled using MCNPX (version 2.4.0) general-purpose Monte Carlo code. The MCNPX code's INPUT file was designed with two detection locations for primary and secondary gamma-rays, as well as attenuator material between those detectors. Next, Half Value Layer values of some well-known gamma-ray shielding materials such as lead and ordinary concrete have been calculated throughout a broad gamma-ray energy range. The outcomes were then compared to data from the National Institute of Standards and Technology. The Half Value Layer values obtained from MCNPX were reported to be highly compatible with the HVL values obtained from the NIST standard database. Our results indicate that the developed INPUT file may be utilized for direct computations of Half Value Layer values for nuclear safety assessments as well as medical radiation applications. In conclusion, advanced simulation methods such as the Monte Carlo code are very powerful and useful instruments that should be considered for daily radiation safety measures. The modeled MCNPX input file will be provided to the scientific community upon reasonable request.

• 대한방사선방어학회:학술대회논문집
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• 대한방사선방어학회 2011년도 추계 학술발표회 및 심포지엄
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• pp.188-189
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• 2011

• 한국콘텐츠학회논문지
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• 제14권2호
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• pp.467-474
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• 2014

MCNPX를 통하여 계산한 상대선량과 고체팬텀과 전리함을 이용하여 측정한 상대선량을 비교하여 몬테카를로 시뮬레이션의 정확성을 평가하였다. 그리고 간외 담도암 관내근접방사선치료를 몬테카를로 시뮬레이션에 적용하기 위해 192Ir 밀봉방사성선원을 모사하였고, 한국 성인남성 표준인을 기초로 하는 KMIRD형 팬텀을 이용하여 담도 및 주변 장기를 제작하였다. 간외 담도암 관내근접방사선치료를 MCNPX를 이용하여 담도 주변 정상장기의 비유효에너지와 초기방사능을 1 Ci로 설정하여 흡수선량을 산정하였다. 몬테카를로 시뮬레이션의 정확성 평가에서 상대선량 차이가 가장 많은 지점이 1.96%로 MCNPX에서 제시한 상대오차 2%를 만족하는 것으로 나타났다. 또한, 담도 주변 정상장기의 비유효에너지 및 흡수선량은 담도와비교적 인접한 위치에 있는 우측신장, 간, 췌장, 횡행결장, 척수, 위장, 소장이 높았고, 담도와의 거리가 떨어져 있는 장기들인 좌측신장, 비장, 상행결장, 하행결장, S상결장이 낮게 나타났다.

• 한국방사선학회논문지
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• 제13권7호
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• pp.917-924
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• 2019

양성자 치료기의 Passive Scattering System 노즐을 모의모사 하여 노즐 내 각 구성품에서 발생되는 중성자를 에너지별로 평가하였다. MCNPX code를 이용하여 치료환경에 사용되는 양성자 에너지 220 MeV, 도달거리 20 cm, 6 cm 길이의 SOBP를 구현하고, 치료기 가동 시 발생하는 중성자를 각 구성품에 따라 종류별로 분류하였다. 양성자 가속기 구성품 중 산란체에서 중성자가 가장 높게 발생되었으며 양성자의 중심 선속에서부터 멀어질수록 중성자의 선속은 감소되었다. 본 연구는 양성자 가속기의 유지 보수 및 해체에 필수적인 방사화 평가를 진행하기 위한 기초자료로 활용할 수 있을 것으로 사료된다.

• Journal of Radiation Protection and Research
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• 제41권2호
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• pp.123-131
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• 2016

Background: With the increase in the number of particle accelerator facilities under either operation or construction, the accurate calculation using Monte Carlo codes become more important in the shielding design and radiation safety evaluation of accelerator facilities. Materials and Methods: The calculations with different physics models were applied in both of cases: using only physics model and using the mix and match method of MCNPX code. The issued conditions were the interactions of 600 MeV proton and $290MeV{\cdot}n^{-1}$ oxygen with a carbon target. Both of cross-section libraries, JENDL High Energy File 2007 (JENDL/HE-2007) and LA150, were tested in this calculation. In the case of oxygen ion interactions, the calculation results using LAQGSM physics model and JENDL/HE-2007 library were compared with D. Satoh's experimental data. Other Monte Carlo calculations using PHITS and FLUKA codes were also carried out for further benchmarking study. Results and Discussion: It was clearly found that the physics models, especially intra-nuclear cascade model, gave a great effect to determine proton-induced secondary neutron spectrum in MCNPX code. The variety of physics models related to heavy ion interactions did not make big difference on the secondary particle productions. Conclusion: The variations of secondary neutron spectra and particle transports depending on various physics models in MCNPX code were studied and the result of this study can be used for the shielding design and radiation safety evaluation.

• 전기전자학회논문지
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• 제19권3호
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• pp.282-287
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• 2015

본 연구에서는 연구에서는 Ce:GAGG 섬광체, 광섬유 그리고 광전자증배관을 이용하여 광섬유 검출기를 제작하였다. 섬광체의 단결정 크기는 MCNPX 코드를 이용하여 섬광체 깊이에 따른 감마선 계수효율을 전산모사하여 $3{\times}3{\times}20mm^3$로 설정하였다. 제작된 검출기는 표준 감마선원인 $^{137}Cs$과 $^{133}Ba$을 이용하여 세기의 따른 선형성 평가와 거리 변화에 따른 계수량 변화 측정을 하였다. 그 결과 추세선식 R-square 값이 0.99741로 매우 좋은 응답선형성을 보였고, 거리에 따른 검출 특성 또한 MCNPX값과 비교하였을 때 2% 이하로 좋은 검출특성을 보였다. 또한 단일선원과 혼합선원에서의 감마선 에너지 분광 결과 $^{137}Cs$은 662keV에서 그리고 $^{133}Ba$은 356keV에서 감마선 에너지 피크를 확인하였다. 광섬유 검출기를 사용한다면 작업자의 작업시간과 피폭을 줄여줄 것으로 보인다.

• 한국콘텐츠학회논문지
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• 제15권6호
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• pp.283-289
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• 2015

현재 방사선치료는 치료효과를 높이기 위해 고에너지 광자선의 사용이 증가하고 있는 추세이다. 일반적으로 6~8 MeV 이상의 고에너지 광자선을 사용하는 경우에는, 광핵반응에 의한 광중성자가 발생됨으로써 방사선 방호의 측면에서 많은 문제를 야기 시킬 수 있다. 이에 본 연구는 MCNPX를 이용하여 방사선 치료실의 광중성자 선량분포를 분석하였다. 그 결과 10 MV와 12 MV 구간에서 급격한 흡수선량의 증가를 보였다. 이를 통해 10 MV를 시작으로 광중성자 플루언스의 급격한 증가가 흡수선량으로 연계됨을 알 수 있었다. 또한 산출된 흡수선량을 바탕으로 등가선량을 환산한 결과는 ICRP 103 권고안의 경우, 낮은 에너지 범위에서 인체의 흡수선량에 대한 2차 광자의 기여를 반영함으로써 ICRP 60 권고안에 비해 낮은 등가선량을 나타냈다.