• 한국방사선학회논문지
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• 제12권2호
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• pp.167-172
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• 2018

국내 남성에게서 많이 발생하는 전립선암을 대상으로, 근접치료 시 나노입자 사용에 따른 선량을 평가하여 기초자료를 제시하고자 하였다. 선량평가는 몬테카를로 시뮬레이션 기법인 MCNPX 프로그램을 이용하였다. 선원은 국내 HDR장비에 다용하는 $^{192}Ir$으로 선정하고 나노입자는 금, 가돌리늄, 산화철, 요오드를 사용하였다. 그 결과 표적장기인 전립선은 나노입자를 사용 시, 사용하지 않은 경우에 비해 모두 흡수선량이 높게 나타났다. 특히 금 나노입자가 $3.13E-03J/kg{\cdot}e$의 값으로 가장 높았다. 주변장기 및 주변인에 대한 선량은 나노입자 사용에 따른 차이가 크지 않은 것으로 나타났다. 나노입자 사용은 치료가능비를 상승시켜 치료효율을 증가시킬 수 있을 것으로 판단된다.

• 한국방사선학회논문지
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• 제13권2호
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• pp.247-252
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• 2019

국내 남성에게서 지속적으로 발생하는 전립선암을 대상으로, 근접치료 시 금 나노입자 밀도에 따른 흡수선량을 평가하고자 하였다. 흡수선량 평가는 몬테카를로 시뮬레이션을 이용한 MCNPX 프로그램을 이용하였다. 선원은 일시적 삽입선원 $^{192}Ir$과 영구적 삽입선원 $^{103}Pd$을 이용하였으며, 금 나노입자의 밀도는 0 mg, 7 mg, 18 mg, 30 mg으로 하였다. 그 결과 표적장기인 전립선은 $^{192}Ir$이 2.95E-14 Gy/e에서 4.42E-14 Gy/e로 밀도에 비례해서 증가하였으며, $^{103}Pd$도 동일한 경향성을 보였다. 또한 주변장기에 대한 선량은 밀도에 반비례하여 감소하는 것으로 나타났다. 따라서 근접치료 시 나노입자의 사용은 치료가능비를 상승시킬 수 있을 것으로 판단된다.

• 대한방사선기술학회지:방사선기술과학
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• 제45권5호
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• pp.433-438
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• 2022

Targeted radionuclides treatment (TRT) requires the establishment of treatment plans that consider various factors, such as the type of radionuclides, target organs, and administration methods. For this reason, in this study, the absorption dose of a single cell was analyzed according to the type of radioisotope used to treat target radionuclides. In this study, a simulation was performed on beta rays used in the treatment of target radionuclides at the cell level using MCNPX (ver. 2.5.0). First, according to the calculation formula, the beam path according to the type of radioisotope for treatment was calculated. Second, the amount of self-radiation by beta rays emitted from cell diameters of 5 ㎛ and 10 ㎛ cell nuclei was evaluated. As a result, it showed a high range proportional to the maximum energy of the beta-ray, and the highest self-dose distribution from 177 Lu radiation sources among therapeutic radioisotopes. This was analyzed as a result that is inversely proportional to the maximum energy of the beta-ray, and it suggests that the selection of a nuclide considering the range of the beta-ray is necessary in the treatment of target radionuclides in the future.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제55권5호
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• pp.1863-1870
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• 2023

Molybdenum-99 (⁹⁹Mo) is used for preparing Technetium-99 m (^99mTc), which is the most widely used isotope in nuclear medicine. In this work, a study for ⁹⁹Mo production based on a high-power electron accelerator has been performed as an alternative approach to produce ^99mTc. In this study, Monte Carlo MCNPX2.6 code has been used to examine a novel idea of simultaneous hybrid production of ⁹⁹Mo via both photoneutron and neutron capture reactions using an electron accelerator in heavy water tank. It is expected that this conceptual design including an arrangement of metallic plates of ¹⁰⁰Mo and ⁹⁸Mo produces total activity of 97.5 Ci at the end of 20-h continuous e-beam irradiation (30 MeV, 10 mA).

• Journal of Radiation Protection and Research
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• 제32권1호
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• pp.15-20
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• 2007

An empirical formula fur the neutron dose equivalent at the maze entrance of medical accelerator treatment rooms was derived on the basis of a Monte Carlo simulation. The simulated neutron dose equivalents around the Varian medical accelerator by the MCNPX code were employed. Two cases of target rotational planes were considered: parallel and perpendicular to maze walls. Most of the maximum neutron dose equivalents at the doorway were found when the target rotational planes were parallel to maze walls and the beams were directed to the inner maze entrances. The neutron dose equivalents at the outer maze entrances were calculated for about 698 medical accelerator facilities which were generated from the geometry configurations of running treatment rooms, based on such gantry rotation that produces the maximum neutron dose at the doorway. The results calculated with the empirical formula in this study were compared with those calculated by the Kersey method for 7 operating facilities. It was found that the maximum disagreement between the calculation of this study and that of the Kersey method was a factor of 8.54 with the value calculated by the Kersey method exceeding that of this study. It was concluded that the kersey method estimated the neutron dose equivalent at the doorway computed by MCNPX more conservatively than this study technique.

• 한국의학물리학회지:의학물리
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• 제23권3호
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• pp.162-168
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• 2012

양성자 치료에서 치료의 목표를 달성하고 환자의 안전을 제고하기 위해 인체 내 양성자 빔의 분포를 확인하는 것이 중요하다. 양성자 선량분포와 밀접한 관계가 있는 즉발감마선의 2차원 분포 측정을 위하여 본 연구팀에서는 다수의 CsI(Tl) 섬광체가 1차원 종형으로 배열된 검출기 배열과 집속장치 및 다채널 신호처리 장치로 이루어진 측정장치를 개발하고 있다. 이에 본 연구에서 몬테칼로 기반의 MCNPX 코드를 이용하여 최적화된 측정 장치를 설계하고자 하였다. 즉발감마선을 효과적으로 측정하기 위해 CsI(Tl) 섬광체의 크기를 $6{\times}6{\times}50mm^3$로 결정하였으며, 배경감마선의 영향을 최소화하고 빔의 진행방향에서 수직방향으로 발생하는 즉발감마선만 측정하기 위해 집속장치의 구멍 크기는 면적 $6{\times}6mm^2$, 길이 150 mm로 최적화되었다. 150 MeV 양성자 빔에 대한 성능 예측 전산모사연구를 수행한 결과, 본 연구에서 최적화된 측정 장치를 통해 즉발감마선 2차원 분포를 측정할 수 있었으며, 1 mm 오차범위에서 양성자 빔의 비정을 결정할 수 있었다. 이를 바탕으로 현재 다채널의 신호처리 장치를 개발하고 있으며 실제 양성자 빔을 이용한 즉발감마선 분포측정을 통해 측정 장치의 성능을 검증할 것이다.

• 한국방사선학회논문지
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• 제11권3호
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• pp.161-169
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• 2017

방사선 치료 시 자세 확인 촬영을 목적으로 3차원 영상 획득이 가능한 콘빔씨티 촬영이 많이 이용되고 있다. 본 연구에서는 몬테칼로 기법을 이용한 모의실험을 통해 콘빔씨티 촬영 시 피폭선량을 정략적으로 분석하고 표준화된 데이터를 제시하고자 한다. 실험은 MCNPX(ver. 2.5.0)를 이용하였으며, 먼저 콘빔씨티를 모사한 후 광자선 스펙트럼을 분석하였다. 그리고 물 팬텀을 모사하여 깊이별 심부선량 백분율과 흡수선량을 측정하였다. 광자선 스펙트럼을 분석한 결과, 관전압 80 ~ 120 kVp 에서 평균 에너지는 조건에 따라 25.7 ~ 52.6 keV로 나타났으며 특성X선 에너지는 9, 60, 68, 70 keV로 나타났다. 물 팬텀을 사용하여 심부선량 백분율을 측정한 결과 표면에서 최대선량이 나타났으며 깊이가 깊어질수록 감소하는 것으로 나타났다. 흡수선량 또한 깊이가 증가할수록 감소하였으며 팬텀 전체가 받는 흡수선량은 9.7 ~ 18.7 mGy로 나타났다. 이는 일반적으로 방사선 치료에 사용되는 주당 처방선량인 약 10Gy의 0.2%를 차지하는 선량이며 이는 치료효과에는 큰 영향을 미치지 않을 것으로 판단된다. 그러나 처방선량에 비해 미미한 수준일지라도 이를 간과해서는 안 될 것이다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제52권2호
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• pp.323-327
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• 2020

In this study, the neutronic calculation to obtain tritium breeding ratio (TBR) in a deuterium-tritium (D-T) fusion power reactor using Monte Carlo MCNPX is done. In addition, by using COMSOL software, an efficient cooling system is designed. In the proposed design, it is adequate to enrich up to 40% ⁶Li. Total tritium breeding ratio of 1.12 is achieved. The temperature of helium as coolant gas never exceed 687℃. As regards the tolerable temperature of beryllium (650℃), the design of blanket module is done in the way that beryllium temperature never exceed 600℃. The main feature of this design indicates the temperature of helium coolant is higher than other proposed models for blanket module, therefore power of electricity generation will increase.

• 한국방사선학회논문지
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• 제16권1호
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• pp.15-23
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• 2022

3D 프린팅 기술은 의료, 바이오 등 다양한 분야에서 활용되고 있으며, 최근 소재 개발을 통해 금속 분말이 함유된 물질 등이 상용화되고 있다. 이에 본 연구에서는 모의실험을 통해 진단 X-선 검사 시 3D 프린팅 재료를 이용한 부가 여과 시 광자 스펙트럼을 분석하고자 한다. 몬테카를로 기법 중 MCNPX(ver. 2.5.0)를 이용하였으며, 첫 번째, 진단 분야에서의 X-선 스펙트럼 생성 프로그램인 SRS-78, SpekCalc를 통해 모의실험 내 발생된 광자 스펙트럼에 대한 적정성을 평가하였다. 두 번째, 금속분말이 함유된 3D 프린팅 재료에 대한 특성 평가를 위해 기존 Al, Cu 필터와 동일한 두께 내 광자 스펙트럼을 획득하였으며, 관전압 변화에 따른 광자 플루언스 및 평균 에너지 등을 비교 분석하였다. 그 결과, 동일한 여과 정도를 나타내기 위해 PLA-Al는 기존 Al 필터 대비 약 1.2 ~ 1.4배, PLA-Cu는 Cu 필터 대비 1.4 ~ 1.7배 정도의 두께가 필요한 것으로 분석되었다. 향후 본 연구를 토대로 의료분야 내 3D 프린팅 부가 필터 제작을 위한 기초 자료로서 활용될 수 있으리라 판단된다.

• 대한방사선기술학회지:방사선기술과학
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• 제44권3호
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• pp.205-210
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• 2021

The purpose of this study was to analyze the spatial dose according to the distance by location of medical workers when using a mobile X-ray fluoroscopy device in the operating room through a simulation experiment. The MCNPX program was used for the simulation, and the location of medical workers was set around the operating table, and the spatial dose distribution according to the distance and changes in imaging conditions was evaluated. As a result, The highest score was 2.74×10^-4 mGy, 2.72×10^-4 mGy, and 1.18×10^-4 mGy based on the 10 cm distance from the operating table. Spatial dose depending on the distance 100cm, A point 5.15×10^-5 mGy is decreased 19% of 10cm, D point 5.12×10^-5 mGy, 19 % of 10cm, and G pint, 1.73×10^-5 mGy is reduced by 15% of 10cm. Based on this study, medical-related workers directly or indirectly participating in surgery carry potential risks of radiation exposure during surgery, but there are difficulties in radiation protection due to the nature of their work. Therefore, efforts to reduce exposure suitable for the operating room environment will be required.