• 한국방사선학회논문지
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• 제11권7호
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• pp.671-677
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• 2017

본 연구에서는 피사체 두께 증가에 따른 산란선 발생이 의료 영상화질에 미치는 영향을 정량적으로 분석하기 위한 연구를 수행하였다. 기존 병원에서 검사빈도가 높은 흉부를 조직등가물질로 제작한 미국표준협회(ANSI; American National Standards Institute) 팬텀을 이용하여 피사체 두께가 증가함에 따라 발생하는 산란선 비율을 MCNPX 전산모사 하였으며, 실제 측정값과의 비교 분석을 수행하였다. 또한 피사체 두께 증가에 따라 획득된 X선 영상을 이용하여 RMS 입상성 평가, RSD 및 NPS 분석을 통해 산란선 발생 증가에 따른 화질 영향을 평가하였다. 흉부 팬텀위에 두께 1 인치의 아크릴 팬텀을 추가적으로 증가시키면서 분석한 결과, 표준 두께인 6.1 inch에서 산란선 비율은 48.9 %를 기준으로 1 인치 증가시마다 57.2 %, 62.4 %, 66.8 %로 증가하는 것으로 나타났으며, 이는 MCNPX 모의실험과 실제 측정한 산란선량은 유사한 결과를 보였다. 획득한 영상의 RMS 측정 결과, 피사체 두께가 증가함에 따라 표준편차가 낮아지는 값으로 도출되었다. 하지만 이를 평균 입사선량을 고려한 RDS 분석에서는 6.1 inch에서 0.028, 7.1 inch의 경우 0.039, 8.1 inch 경우 0.051 및 9.1 inch에서 0.062으로 증가하는 결과를 나타났다. 이는 피사체 두께 증가에 따른 산란선 발생 증가가 신호대 잡음비를 감소시킨다는 것을 알 수 있었다. 또한 검출기에 입사한 산란선 분포만 이용하여 측정한 NPS 결과에서도 피사체 두께가 증가할수록 노이즈가 증가하는 결과로 도출되었다.

• 한국방사선학회논문지
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• 제11권2호
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• pp.87-94
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• 2017

Monte Carlo 기법을 활용하여 60, 90, 120, 150 kV와 6, 15 MV X선에서의 선량증가 효과를 평가하였다. MCNPX code를 이용하여 ICRU slab 모의피폭체를 전산모사하였으며, 금, 가돌리늄, 산화철의 선량증가 물질을 사용하였다. 입사에너지의 전자평형 지점을 고려하여 모의피폭체의 표면 및 5 cm 깊이에 5, 10, 15, 20 mg/g 농도의 물질을 삽입하였으며, 선량증가 물질이 없을 때를 바탕으로 하여 깊이에 따른 흡수에너지 변화와 선량증가효과비를 통하여 정량적 평가를 시행하였다. 선량증가 물질의 농도가 높을수록, 금, 가돌리늄, 산화철 순으로 높은 선량증가 효과를 보였으며, kV X선에서는 입사에너지가 낮을수록, 물질의 원자 내 전리 퍼텐셜에 가까울수록 높은 선량증가 효과를 보였다. MV X선에서는 15 MV에 비해 6 MV에서 높은 선량증가 현상을 나타내었으며, kV X선에 비해서는 현저히 낮은 결과를 확인할 수 있었다.

• 한국방사선학회논문지
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• 제12권4호
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• pp.467-474
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• 2018

CBCT는 치료부위의 정확도 향상에 유용하지만, 반복적인 사용으로 피폭선량이 높아지는 단점이 있다. 이에 본 연구에서는 차폐체를 사용한 모의실험과 선량감소 효과를 데이터화하여 CBCT 시행 시 선량 저감화를 위한 기초자료를 제공하고자 한다. 본 연구에서는 MCNPX를 통해 CBCT를 모사하여 광자선을 분석한 후, UF-revised 인체 모의 피폭체를 대상으로 흉복부 촬영 시 장기의 흡수선량을 계산하였다. 이 때, 차폐체(납, 안티몬, 황산바륨, 텅스텐, 비스무스) 유무와 차폐 재질에 따른 장기선량을 평가하였다. 차폐를 하지 않고 CBCT 촬영을 하였을 경우 유방 과 척추에서 선량이 높게 계산되었으며, 식도와 폐에서 선량이 낮게 계산되었다. 차폐체 재질에 따른 선량 은 황산바륨, 안티몬, 비스무스, 납, 텅스텐 순으로 선량이 높게 계산되었다. 차폐체 유무에 따른 선량 감소율을 평가해 보면 흉선(73.6%), 유방(59.9%)에서 가장 차폐율이 높고, 폐(2.1%), 척추(12.6%)에서 가장 낮은 차폐율을 보였다.

• 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.

• 방사성폐기물학회지
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• 제14권3호
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• pp.201-209
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• 2016

후쿠시마 원전사고 이후 광역의 방사성 오염부지가 발생되었으며, 이에 대한 제염작업으로 인하여 다량의 제염폐기물이 발생하였다. 일본에서는 이를 보관하기 위하여 각 지역에 임시저장시설이 운영되고 있으며, 이들 시설들은 피난지시해제가 이루어진 지역의 일반인에 대하여 방사선학적 영향을 미칠 것으로 판단된다. 본 연구에서는 임시저장시설 인근에 거주하는 일반인의 방사선학적 안전성 확보를 위하여 임시저장시설 특성에 따른 거리별 공간 방사선량률 및 선량제한치를 만족하는 임시저장시설로부터의 이격거리를 평가하였다. 이를 위해 임시저장시설의 형태 및 크기, 복토 두께 등을 고려하였으며, MCNPX를 이용하여 방사선량률을 평가하였다. 복토에 의한 차폐효과는 두께가 10 cm일 때 68.9%, 30 cm일 때 96.9%, 50 cm 일 때 99.7%로 나타났다. 임시저장시설 형태에 따른 공간 방사선량률은 지상 보관형일 때 가장 높게 나타났으며, 이어서 반지하 보관형, 지하 보관형일 순으로 나타났다. 임시저장시설 크기에 따른 공간 방사선량률은 $5{\times}5{\times}2m$ 시설을 제외한 시설에 대하여 유사하게 나타났다. 이는 임시저장시설 내 적재된 제염폐기물에 의하여 자기차폐가 이루어지기 때문이다. 최종적으로 크기가 $50{\times}50{\times}2m$이고, 복토가 없는 임시저장시설의 경우, 지상 보관형의 평가된 이격거리는 14 m(최소농도), 33 m(최빈농도), 57 m(최대농도)이며, 반지하 보관형의 이격거리는 9 m(최소농도), 24 m(최빈농도), 45 m(최대농도), 지하보관형의 이격거리는 6 m(최소농도), 16 m(최빈농도), 31 m(최대농도)로 나타났다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제47권3호
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• pp.315-322
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• 2015

The research carried out on thorium-based fuels indicates that these fuels can be considered as economic alternatives with improved physical properties and proliferation resistance issues. In the current study, neutronic assessment of $UO_2$ in comparison with two $(Th-^{233}U)O_2$, and $(Th-^{235}U)O_2$ thorium-based fuel loads in a heavy water research reactor has been proposed. The obtained computational data showed both thorium-based fuels caused less negative temperature reactivity coefficients for the modeled research reactor in comparison with $UO_2$ fuel loading. By contrast, $^{235}U$-containing thorium-based fuel and $^{235}U$-containing thorium-based fuel loadings in the thermal core did not drastically reduce the effective delayed neutron fractions and delayed neutron fractions compared to $UO_2$ fuel. A provided higher conversion factor and lower transuranic production in the research core fed by the thorium-based fuels make the fuel favorable in achieving higher cycle length and less dangerous and costly nuclear disposals.

• 한국방사선학회논문지
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• 제10권3호
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• pp.153-159
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• 2016

방사선과 상호작용으로 단일 금 나노입자로부터 나타나는 2차 전자의 발생과 입자 크기, 입사 에너지 간의 관계를 확인하였으며, 금 나노입자를 이용한 선량 증가 효과에 대한 기초 자료를 제공하고자 하였다. MCNPX MC code를 이용하여 Monte Carlo 시뮬레이션 기법을 적용하였으며, X선 에너지는 50, 100, 150 kV와 6, 15 MV를 사용하였다. 물 팬텀 내부에 30, 50, 70, 90, 110 nm 직경의 단일 금 나노입자를 위치시켜 10 nm 간격으로 계수 체적을 지정하였다. 금 나노입자로부터 발생하는 전자의 차이는 입자가 없을 때를 기준으로 표준화하여 나타내었으며, X선의 에너지가 낮을수록, 금 입자의 직경이 클수록 많은 전자의 발생을 보였다. 에너지가 낮을수록 나노입자의 크기와 전자 발생 간 선형식에서 높은 기울기 값을 나타내었으며, MV X선에 비해 kV X선에서 현저히 많은 전자의 발생을 보였다. 금 나노입자를 이용한 선량 증가 현상을 이해하기 위한 자료로 활용할 수 있을 것으로 생각되며, 추후 금 나노입자를 포함한 다양한 선량 증가 물질에 대한 추가 연구가 필요할 것으로 사료된다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제55권11호
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• pp.4246-4251
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• 2023

The optimized design of a Neutron Activation Analysis (NAA) system, including Delayed Gamma NAA (DGNAA) and Prompt Gamma NAA (PGNAA), has been proposed in this research based on Mevex Linac with 5 MeV electron energy and 50 kW power as a neutron source. Based on the MCNPX 2.6 simulation, the optimized configuration contains; tungsten as an electron-photon converter, BeO as a photoneutron target, BeD₂ and plexiglass as moderators, and graphite as a reflector and collimator, as well as lead as a gamma shield. The obtained thermal neutron flux at the beam port is equal to 2.06 × 10⁹ (# /cm².s). In addition, using the optimized neutron beam, the detection limit has been calculated for some elements such as H-1, B-10, Na-23, Al-27, and Ti-48. The HPGe Coaxial detector has been used to measure gamma rays emitted by nuclides in the sample. By the results, the proposed system can be an appropriate solution to measure the concentration and toxicity of elements in different samples such as food, soil, and plant samples.

• 한국진공학회:학술대회논문집
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• 한국진공학회 2010년도 제39회 하계학술대회 초록집
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• pp.315-315
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• 2010

양성자 빔을 이용하여 두경부 암 치료를 South Africa의 iTHEMBA에서 시행하고 있다. 200 MeV의 양성자 빔라인으로부터 진공에서 대기로 인출하여 노즐을 통과하여 종양세포에 조사된다. 치료계획에 적합하게 빔에너지와 모양을 변환하고, 빔을 모니터링하는 기계적 장치들이 노즐에 구성된다. 빔라인에는 이온챔버, Steering Magnet, Multi-wire 이온챔버, Range trimmer plates, lead scattering plate, Double-wedge energy degrader, Multi-layer Faraday cup, Range modulator, Range monitor, occluding ring, Shielding collimators, Quadrant and monitor ionization chamber, Treatment collimator, 그리고 Wellhofer dosimetry tank로 구성되어 있다. 총길이는 6.6m이며 노즐 끝에서 환자의 isocenter 까지는 30cm 정도 아래에 위치한다. 상기의 배치를 갖는 시스템의 양성자 scattering system의 성능을 MCNPX v2.5.0 Monte Carlo simulation을 실시하였다. 또한 정확한 선량을 실시간으로 측정하는 방법인 투과형 검출기를 개발하여 치료와 빔 특성을 동시에 수행하는 기술개발연구가 보고되고 있다. 본 연구에서는 Multileaf Faraday Cup (MLPC) 검출기 설계구조와 데이터 측정방법에 관한 연구를 수행하고자 한다. 빔의 전송 방향으로 3개층의 $4{\times}4$ 배열의 구조로 48 channel의 전류값을 측정하여 입자빔의 분포를 실시간으로 관측하고, 측정된 전류는 ADC를 거쳐 치료계획에 의해 선택된 영역의 SOBP를 유지하도록 range modulation propeller를 조절하는 feed-back system을 갖춘 방사선치료빔 실시간 측정장치 개발에 관한 결과를 보고하고자 한다.

• 대한방사선치료학회지
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• 제25권2호
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• pp.145-151
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• 2013

목 적: 본 연구에서 우리는 6 MeV 전자선의 조사야 확대에 따른 선량변화가 차폐물질 원자번호와 관계가 있음을 알아보고 그 영향인자를 분석 하고자 한다. 대상 및 방법: 먼저 평행평판형 전리함(Exradin P11)을 $25{\times}25cm^2$ 폴리스티렌 팬텀표면에 평탄하게 끼운다. 허용투과율 5% 두께의 알루미늄, 구리, 납 물질들을 팬텀 상단에 차폐시킨 후 조사야 $6{\times}6$, $10{\times}10$ 그리고 $20{\times}20cm^2$별로 측정하였다. 조사조건은 선원-표면간거리 100 cm에서 기준조사야인 $10{\times}10cm^2$에 6 MeV 전자선을 이용하여 100 cGy 조사하였다. 다음으로 MCNP (Monte Carlo N Particle Transport Code)를 이용하여 각 물질 통과 후 발생되는 광자수, 전자수, 그리고 축적에너지를 계산하였다. 결 과: 허용투과율 5% 두께에 대한 차폐물 종류에 따른 측정결과 조사야 $10{\times}10cm^2$을 기준으로 한 $6{\times}6cm^2$과 $20{\times}20cm^2$의 두께변화율은 알루미늄에서 각각 +0.06%와 -0.06%, 구리에서 각각 +0.13%와 -0.1%, 납에서 각각 -1.53%와 +1.92%였다. 계산결과 조사야 $10{\times}10cm^2$ 대비 $6{\times}6cm^2$, $20{\times}20cm^2$의 축적에너지는 차폐를 하지 않았을 경우 각각 -4.3%와 +4.85%, 알루미늄 사용 시 각각 -0.87%와 +6.93%, 구리 사용 시 각각 -2.46%와 +4.48%, 납 사용 시 각각 -4.16%와 +5.57%였다. 광자수의 경우 차폐를 하지 않았을 경우 각각 -8.95%와 +15.92%, 알루미늄 사용 시 각각 -15.56%와 +16.06%, 구리 사용시 각각 -12.27%와 +15.53%, 납 사용 시 각각 -12.36%와 +19.81%였다. 전자수의 경우 차폐를 하지 않았을 경우 각각 -3.92%와 +4.55%, 알루미늄 사용 시 각각 +0.59%와 +6.87%, 구리 사용 시 각각 -1.59%와 +3.86%, 납 사용 시 각각 -5.15%와 +4.00%였다. 결 론: 본 연구로 조사야 증가함에 따른 차폐물 두께가 저 원자번호에서 감소하며, 고 원자번호에서는 증가함을 볼 수 있었으며, 계산을 통해 저 원자번호물질에서는 저지방사선, 고 원자번호물질에서는 산란전자가 영향을 주는 것을 알 수 있었다.