• 한국의학물리학회지:의학물리
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• 제27권1호
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• pp.31-36
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• 2016

본 연구에서는 이중에너지 영상을 획득하는 방법으로, 구리판을 이용한 에너지 변조 필터를 사용하였을 때의 선량을 계산 및 측정하였고, 기존의 다른 방법들과 선량을 비교하였다. 몬테칼로 전산모사를 이용하여 에너지 변조 필터에 의한 선량 변화를 평가하기 위하여 MCNPX를 사용하였다. 두경부, 흉부, 복부 촬영에 주로 사용되는 관전압인 80, 120 kVp에 대한 스펙트럼을 SPEC78 프로그램으로 생성하여 선원을 모사하였고, 구리 물질로 이루어진 에너지 변조 필터(밀도: $8.96g/cm^3$)는 두께를 0.5 mm부터 2.0 mm까지 0.5 mm 간격으로 변화시켜가면서 선원으로부터 20.0 cm 거리에 X-선 창을 절반만 가리도록 모델링 하였다. 몬테칼로 전산모사 값과 실제 선량 값을 비교하기 위해서는 교정 상수가 필요하므로, Gafchromic EBT3 필름에 알고 있는 선량을 조사한 후 판독하여 선량 교정 곡선을 획득하였다. 실험과 동일한 조건으로 MCNPX의 f6 tally로 획득한 결과값과 측정값 간의 선량 환산 인자는 $7.2*10^4cGy/output$으로 구해졌으며, 관전압 80 kVp과 관전류 6 mA의 조건으로 콘빔 CT 촬영 시, 평균 10.1 cGy (표준편차 2.7 cGy) 조사됨을 알 수 있었다. 에너지 변조 필터에 기반한 이중 에너지 영상 획득 기술을 적용한 본 연구에서는 이중 에너지 콘빔 CT 시스템의 선량이 단일 에너지 CT 시스템의 선량보다 33~40% 감소함을 알 수 있다. 또한, 에너지 변조 필터에서 발생한 산란선에 의한 선량 증가 효과는 거의 없었다. 따라서, 인체 내 물질 분별력이 우수하여 임상에 널리 응용되었던 기존 이중 에너지 CT 시스템의 상대적으로 피폭선량이 높다는 단점을 효과적으로 개선할 수 있다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제54권12호
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• pp.4671-4678
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• 2022

The purpose of this comprehensive research is to observe the impact of scintillator crystal type on entire detection process. For this aim, MCNPX (version 2.6.0) is used for designing of a physical plastic scintillation detector available in our laboratory. The modelled detector structure is validated using previous studies in the literature. Next, different types of plastic scintillation crystals were assessed in the same geometry. Several fundamental detector properties are determined for six different plastic scintillation crystals. Additionally, the deposited energy quantities were computed using the MCNPX code. Although six scintillation crystals have comparable compositions, the findings clearly indicate that the crystal composed of PVT 80% + PPO 20% has superior counting and detecting characteristics when compared to the other crystals investigated. Moreover, it is observed that the highest deposited energy amount, which is a result of the highest collision number in the crystal volume, corresponds to a PVT 80% + PPO 20% crystal. Despite the fact that plastic detector crystals have similar chemical structures, this study found that performing advanced Monte Carlo simulations on the detection discrepancies within the structures can aid in the development of the most effective spectroscopy procedures by ensuring maximum efficiency prior to and during use.

• 한국방사선학회논문지
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• 제11권7호
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• pp.547-553
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• 2017

현재 의료분야에서는 방사선 차폐체로서 납(Pb)이 널리 쓰이고 있다. 하지만 납은 무게가 매우 무거워 납치마 등의 방호복은 장시간 착용이 어려우며, 인체에 치명적인 납 중독의 위험이 상시 가지고 있다는 문제점을 가지고 있다. 이러한 문제점을 해결하고자 납을 대체 할 수 있는 물질에 대한 많은 연구가 진행되고 있다. 현재 납의 대체물질로써 대표적인 바륨(Ba)과 요오드(I) 등은 우수한 차폐능을 가지고 있지만, 30keV 근처의 에너지 영역에서 특성 X선을 방출하는 특성을 가지고 있다. 환자나 방사선 종사자의 경우 차폐체를 인체에 접촉하고 있는 경우가 많으므로 차폐체에서 발생되는 특성 X선이 인체에 직접 조사되어 방사선 피폭을 증가시킬 위험이 매우 높다. 본 연구에서는 바륨(Ba)과 요오드(I)등에서 발생되는 특성 X선을 제거하기에 적절한 이중구조 차폐체를 방사선 수송코드 중 하나인 FLUKA 수송코드를 개발하여 선행연구로서 진행된 MCNPX 시뮬레이션과 비교 분석하여 이중구조 차폐체의 차폐율에 대한 신뢰성을 검증하고자 하였다. MCNPX와 FLUKA를 이용하여 황산바륨($BaSO_4$)과 산화비스무스($Bi_2O_3$)로 이루어진 다양한 두께조합의 이중구조 차폐체를 설계하였으며, IEC61331-1에 제시된 모식도를 기하학적으로 동일하게 시뮬레이션 상에 구현하였다. 또한, 120 kVp의 연속 X선 스펙트럼에 대한 차폐체의 투과스펙트럼과 흡수선량을 납과 비교 평가하였다. 평가결과, $0.3mm-BaSO_4/0.3mm-Bi_2O_3$ 와 $0.1mm-BaSO_4/0.5mm-Bi_2O_3$ 구조에서는 33 keV와 37 keV의 특성 X선을 모두 흡수하였으며, 90 keV 이상의 고에너지 X선에 대해서도 납과 거의 유사한 차폐효율을 보였다. 또한, FLUKA의 수송코드는 33 keV 이하에서는 cut-off 가 발생하여 저에너지 X선 광자에 대한 전산모사에 제약이 있지만, 40 keV 이상의 고에너지 영역에서 MCNPX와의 상대오차가 6 % 이내로 신뢰성이 매우 우수하다는 것을 확인할 수 있었다.

• 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.

• 한국의학물리학회지:의학물리
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• 제25권3호
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• pp.151-156
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• 2014

본 연구의 목적은 붕소 중성자 포획 치료 시 집적된 붕소 영역에서 중성자 선속의 변화와 그에 따른 방출된 즉발 감마선의 검출 시뮬레이션을 통하여 치료 영역에 대한 영상화의 가능성을 확인하고자 함이다. 전산 모사를 통하여 (1) 붕소 유무에 따른 중성자의 영향, (2) 내부와 외부에서의 즉발 감마선량 검출, (3) 즉발 감마선에 대한 에너지 스펙트럼 검출을 수행하였다. 모든 전산 모사는 Monte Carlo n-particle extended (MCNPX, Ver.2.6.0, Los Alamos National Laboratory, Los Alamos, NM, USA)를 이용하여 가상의 물 팬텀과 열중성자(thermal neutron) 소스, 붕소 영역을 지정하였다. 열중성자의 에너지는 1 eV 이하의 에너지였으며 선속은 2,000,000 n/sec.로 설정하였다. 이 때, 발생된 즉발 감마선의 검출은 물 팬텀과 수직 방향으로 위치시키고 납으로 둘러싸인 lutetium-yttrium oxyorthosilicate (Lu0,6Y1,4Si0,5:Ce; LYSO) 섬광체 검출기를 이용하였다. 붕소가 존재하는 영역인 5 cm 깊이에서의 28 분할로서 대략 0.18 cm의 bin을 도출하여 붕소 영역의 얕은 깊이에서부터 급격하게 저하되는 것을 확인하였다. 또한 붕소 영역이 시작되는 지점인 9 cm 깊이에서 감마선의 피크 레벨을 확인하였다. 그리고 478 keV 지점에서 정확한 즉발 감마선 피크가 관찰되는 것을 확인하였다. 478 keV의 즉발 감마선 피크는 41 keV의 반치폭으로 에너지 분해능 값은 8.5%로 측정되었다. 결론적으로 붕소 중성자 포획 치료 시 발생되는 즉발 감마선의 계측으로 치료가 행해지는 부위를 감마 카메라 또는 단일 광자 방출 단층 촬영 기기에서 영상화할 수 있는 가능성을 확인하였다.

• 방사성폐기물학회지
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• 제13권4호
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• pp.295-300
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• 2015

HPGe 검출기를 이용하여 밀도가 다양한 환경시료에 대한 정밀 분석시 정확한 분석을 위해서는 밀도보정인자가 필요하다. 밀도에 대한 보정인자를 구하기 위해서 본 연구에서는 몬테카를로 코드인 MCNPX 코드를 사용하여 크리스털의 높이, 지름 및 코어의 크기와 같은 특성이 다른 세 대의 p-type HPGe 검출기를 모사하고 밀도 $1g/m^3$의 교정용 표준시료를 이용하여 모델링을 검증하였다. 검증을 통하여 모델링을 확정한 후 0.3, 0.6, 0.9, 1.0, 1.2, $1.5g/m^3$ 밀도를 가진 샘플에 대한 효율을 시뮬레이션하고 밀도보정인자를 도출하였다. 도출된 각 검출기에 대한 밀도보정인자를 비교하였을 때 전 에너지 범위에서 그 차이가 거의 없음을 확인하였으며 이는 검출기의 크리스털과 같은 주요 특성에 대해 밀도보정인자가 독립적임을 의미한다.

• 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.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제39권6호
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• pp.747-752
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• 2007

The Proton Engineering Frontier Project (PEFP) has designed and developed a proton linear accelerator facility operating at 100 MeV - 20 mA. The radiological effects of such a nuclear facility on the environment are important in terms of radiation safety. This study estimated the production rates of radionuclides in the soil around the accelerator facility using MCNPX. The groundwater migration of the radioisotopes was also calculated using the Concentration Model. Several spallation reactions have occurred due to leaked neutrons, leading to the release of various radionuclides into the soil. The total activity of the induced radionuclides is approximately $2.98{\times}10^{-4}Bq/cm^3$ at the point of saturation. $^{45}Ca$ had the highest production rate with a specific activity of $1.78{\times}10^{-4}Bq/cm^3$ over the course of one year. $^3H$ and $^{22}Na$ are usually considered the most important radioisotopes at nuclear facilities. However, only a small amount of tritium was produced around this facility, as the energy of most neutrons is below the threshold of the predominant reactions for producing tritium: $^{16}O(n,\;X)^3H$ and $^{28}Si(n,X)^3H$ (approximately 20 MeV). The dose level of drinking water from $^{22}Na$ was $1.48{\times}10^{-5}$ pCi/ml/yr, which was less than the annual intake limit in the regulations.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제48권1호
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• pp.55-63
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• 2016

Calculation of the core neutronic parameters is one of the key components in all nuclear reactors. In this research, the energy spectrum and spatial distribution of the neutron flux in a uranium target have been calculated. In addition, sensitivity of the core neutronic parameters in accelerator-driven subcritical advanced liquid metal reactors, such as electron beam energy ($E_e$) and source multiplication coefficient ($k_s$), has been investigated. A Monte Carlo code (MCNPX_2.6) has been used to calculate neutronic parameters such as effective multiplication coefficient ($k_{eff}$), net neutron multiplication (M), neutron yield ($Y_{n/e}$), energy constant gain ($G_0$), energy gain (G), importance of neutron source (${\varphi}^*$), axial and radial distributions of neutron flux, and power peaking factor ($P_{max}/P_{ave}$) in two axial and radial directions of the reactor core for four fuel loading patterns. According to the results, safety margin and accelerator current ($I_e$) have been decreased in the highest case of $k_s$, but G and ${\varphi}^*$ have increased by 88.9% and 21.6%, respectively. In addition, for LP1 loading pattern, with increasing $E_e$ from 100 MeV up to 1 GeV, $Y_{n/e}$ and G improved by 91.09% and 10.21%, and $I_e$ and $P_{acc}$ decreased by 91.05% and 10.57%, respectively. The results indicate that placement of the Np-Pu assemblies on the periphery allows for a consistent $k_{eff}$ because the Np-Pu assemblies experience less burn-up.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제53권8호
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• pp.2564-2569
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• 2021

The neutronic analysis of Helium Cooled Ceramic Reflector (HCCR) breeding blankets has been performed using the 3D Monte Carlo code MCNPX and ENDF nuclear data library. This study aims to reduce ⁶Li percentage in the breeder zones as much as possible ensuring tritium self-sufficiency. This work is devoted to investigating the effect of ⁶Li percentage on the HCCR breeding blanket's neutronic parameters, such as neutron flux and spectrum, Tritium Breeding Ratio (TBR), nuclear power density, and energy multiplication factor. In the ceramic breeders at the saturated thickness, increasing the enrichment of ⁶Li reduces its share in the tritium production. Therefore, ceramic breeders typically use lower enriched Li from 30% to 60%. The investigation of neutronic analysis in the suggested geometry shows that using 60% ⁶Li in Li₂TiO₃ can yield acceptable TBR and energy deposition results, which would be economically feasible.