• 한국방사선학회논문지
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• 제14권4호
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• pp.367-373
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• 2020

물체와 X선의 상호작용로 발생하는 산란선으로 야기되는 공간 산란선량은 대부분이 저에너지 영역의 전자기파로 인체에 비교적 쉽게 흡수되어 방사선 피폭정도가 증가하게 된다. 이러한 공간 산란 선량은 방사선작업 종사자 및 환자의 방사선 피폭 정도 지표로도 사용되고 있으며 간접적으로 발생하는 공간 산란 선량을 줄여 피폭을 저감화하기 위한 방안의 필요성이 마련될 필요성이 있다. 이에 본 연구에서는 공간산란 선량을 저감화 방안으로 무납 방사선 차폐 시트를 제시하였고 가슴 X선 촬영검사를 기준으로 몬테카를로(MC; Monte Carlo) 시뮬레이션을 수행하여 거리 변화에 따른 갑상샘과 생식선 위치에서 흡수되는 산란선의 흡수선량을 산출하였고 실측치와 차폐율을 비교 평가하였다.

• 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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• 제12권2호
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• pp.173-178
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• 2018

병원에서 방사선을 차폐하는데 있어 납은 매우 유용하게 사용되고 있다. 하지만 납은 독성을 가지고 있고 대체물질에 대한 연구가 많이 이루어지고 있으며, 대표적으로 텅스텐을 대체물질로 한 연구가 많이 이루어지고 있다. 이에 본 연구에서 납과 텅스텐의 물리적 특성 및 반가층 실험을 진행한 결과 원자번호가 높은 납 원소의 반응단면적이 텅스텐에 비해 높게 나타났으나, 텅스텐의 밀도가 높아 동일한 크기일 경우 텅스텐의 전자밀도가 납에 비해 약 1.7배 높은 것으로 나타났다. MCNPX를 이용한 모의 모사에서도 에너지 따라 다소 차이가 있지만 텅스텐이 납에 비해 약 1.4배 차폐효과가 높은 것으로 나타났으며, 텅스텐이 납에 비해 우수한 차폐효율을 갖고 있는 것으로 확인 되었다. 하지만 경제적 측면을 고려할 때 텅스텐은 희소금속으로 납에 비해 가격이 약 25배 높아 납에 대한 대체물질로는 부적당한 것으로 사료되었다.

• 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.

• Journal of Radiation Protection and Research
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• 제37권2호
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• pp.63-69
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• 2012

The second phase of the national program for fusion energy development in Korea starts from 2012 for design and construction of the fusion DEMO reactor. Radiological assessment for the fusion reactor is one of the key tasks to assure its licensability and the starting point of the assessment is determination of the source terms. As the first effort, the activities of the coolant due to activated corrosion product (ACP) were estimated. Data and experiences from fission reactors were used, in part, in the calculations of the ACP concentrations because of lack of operating experience for fusion reactors. The MCNPX code was used to determine neutron spectra and intensities at the coolant locations and the FISPACT code was used to estimate the ACP activities in the coolant of the fusion DEMO reactor. The calculated specific activities of the most nuclides in the fusion DEMO reactor coolant were 2-15 times lower than those in the PWR coolant, but the specific activities of $^{57}Co$ and $^{57}Ni$ were expected to be much higher than in the PWR coolant. The preliminary results of this study can be used to figure out the approximate radiological conditions and to establish a tentative set of radiological design criteria for the systems carrying coolant in the design phase of the fusion DEMO reactor.

• 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.

• 한국의학물리학회지:의학물리
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• 제23권4호
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• pp.292-302
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• 2012

최근 방사선치료 분야에 있어서 환자 선량이 중요한 쟁점이 되고 있다. 선량 감소를 위해 선진 기술을 이용한 방사선치료 시 사용하는 진단영상 장비에 대한 평가가 이루어져야 한다. 특히 CT는 방사선치료 분야에서 널리 사용되는 영상 장비이며, 본 연구에서는 CT의 선량과 영상에 대한 평가를 실시하였다. 선량과 영상을 동시에 비교할 수 있도록 동일한 조건 하에서 평가를 실시하였다. 또한 몬테카를로 시뮬레이션 툴인 MCNPX를 이용한 선량과 영상 평가가 가능하다는 것을 확인하였다. 저 선량 CT 영상의 질을 향상시키기 위하여 MLEM기법을 이용한 반복적 영상재구성 기법을 구축하였다. 본 연구의 평가 방법을 통해 방사선 치료 분야에서의 환자 선량을 줄이는 것뿐만 아니라 산업 연구 분야에서의 영상장비들의 총체적인 평가가 가능할 것이다.

• 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.

• 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.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제51권5호
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• pp.1444-1450
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• 2019

The fast-neutron shielding behaviour (FNSB) of two clay-materials (Ball clay and Kaolin)of Southwestern Nigeria ($7.49^{\circ}N$, $4.55^{\circ}E$) have been investigated using effective removal cross section, ${\Sigma}_R(cm^{-1})$, mass removal cross section, ${\Sigma}_{R/{\rho}}(cm^2g^{-1})$ and Mean free path, ${\lambda}$ (cm). These parameters decide neutron shielding behaviour of any material. A computer program - WinNC-Toolkit has been used for computation of these parameters. The toolkit evaluates these parameters by using elemental compositions and densities of samples. The proficiency of WinNC-Toolkit code was probe by using MCNPX and GEANT4 to model fast neutron transmission of the samples under narrow beam geometry, intending to represent the actual experimental setup. Direct calculation of effective removal cross section ($cm^{-1}$) of the samples was also carried out. The results from each of the methods for each types of the studied clay-materials (Ball clay and Kaolin) shows similar trend. The trend might be the fingerprint of water content retained in each of the samples being baked at different temperature. The compositions of each sample have been obtained by Particle-Induced X-ray Emission (PIXE) technique (Tandem Pelletron Accelerator: 1.7 MV, Model 5SDH). The FNSB of the selected clay-materials have been compared with standard concrete. The cognizance of various factors such as availability, thermo-chemical stability and water retaining ability by the clay-samples can be analyzed for efficacy of the material for their FNSB.