• Nuclear Engineering and Technology
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• 제52권6호
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• pp.1297-1303
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• 2020

In this study, nuclear radiation shielding and rigidity parameters of Y (0.1-x)B0.6Bi1.8O3La2x glassy system were investigated in order to determine it's suitability for use as nuclear radiation shielding materials. Therefore, a group of bismuth borate glass samples with La₂O₃ additive were synthesized using the technique of melt quenching. According to the results, the increase of the La₂O₃ additive increases the density of the glass samples and the mass attenuation coefficient (μ_m) values, whereas the half-value layer (HVL) and mean free path (MFP) values decrease. The effective atomic number (Z_eff) is also enhanced with an increment of both mass removal cross section for neutron (Σ_R) and absorption neutron scattering cross section (σ_abs). In addition to the other parameters, rigidity parameter values were theoretically examined. The increase of La₂O₃ causes some other important magnitudes to increase. These are the average crosslink density, the number of bonds per unit volume, as well as the stretching force constant values of these glass samples. These results are in concordance with the increase of elastic moduli in terms of the Makishima-Mackenzie model. This model showed an increase in the rigidity of the glass samples as a function of La₂O₃.

• 대한방사선기술학회지:방사선기술과학
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• 제38권4호
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• pp.477-482
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• 2015

핵의학과에 근무하는 방사선작업종사자들은 방사성동위원소의 생산, 분배, 조제, 주입 등의 업무를 진행하며, 이러한 과정에서 손에 대한 방사선 피폭이 높게 발생한다. 이에 본 연구에서는 핵의학과에서 이용되는 방사성동위원소의 에너지로서 140 keV와 511 keV의 ${\gamma}$선에 대한 차폐효과를 몬테카를로 모의 모사를 통해 분석하였다. 모의실험 결과 140 keV ${\gamma}$선은 차폐체에 두께와 상관없이 모두 방사선에 대한 차폐효과가 발생되었으며, 511 keV의 ${\gamma}$선에서는 1.1 mm 이상에서 차폐효과가 발생되었다. 그러나 1.1 mm 미만에서는 2차적으로 발생된 산란선으로 인하여 차폐효과가 없었으며, 오히려 방사성동위원소의 피폭선량이 증가되었다. 따라서 효율적인 방사선 방어를 위해서는 핵종별 에너지에 따른 납 차폐체의 두께를 고려하여야 할 것이다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제50권3호
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• pp.470-477
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• 2018

With a highly functional methyl vinyl silicone rubber (VMQ) matrix and filler materials of $B_4C$, PbO, and benzophenone (BP) and through powder surface modification, silicone rubber mixing, and vulcanized molding, a flexible radiation shielding and resistant composite was prepared in the study. The dispersion property of the powder in the matrix filler was improved by powder surface modification. BP was added into the matrix to enhance the radiation resistance performance of the composites. After irradiation, the tensile strength, elongation, and tear strength of the composites decreased, while the Shore hardness of the composites and the crosslinking density of the VMQ matrix increased. Moreover, the composites with BP showed better mechanical properties and smaller crosslinking density than those without BP after irradiation. The initial degradation temperatures of the composites containing BP before and after irradiation were $323.6^{\circ}C$ and $335.3^{\circ}C$, respectively. The transmission of neutrons for a 2-mm thick sample was only 0.12 for an Am-Be neutron source. The transmission of ${\gamma}$-rays with energies of 0.662, 1.173, and 1.332 MeV for 2-cm thick samples were 0.7, 0.782, and 0.795, respectively.

• Journal of Radiation Protection and Research
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• 제47권1호
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• pp.50-57
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• 2022

Background: There are several proton therapy facilities in operation or planned in Taiwan, and these facilities are anticipated to not only treat cancer but also provide beam services to the industry or academia. The simplified approach based on the Monte Carlo-based data sets (source terms and attenuation lengths) with the point-source line-of-sight approximation is friendly in the design stage of the proton therapy facilities because it is intuitive and easy to use. The purpose of this study is to expand the Monte Carlo-based data sets to allow the simplified approach to cover the application of proton beams more widely. Materials and Methods: In this work, the MCNP6 Monte Carlo code was used in three simulations to achieve the purpose, including the neutron yield calculation, Monte Carlo-based data sets generation, and dose assessment in simple cases to demonstrate the effectiveness of the generated data sets. Results and Discussion: The consistent comparison of the simplified approach and Monte Carlo simulation results show the effectiveness and advantage of applying the data set to a quick shielding design and conservative dose assessment for proton therapy facilities. Conclusion: This study has expanded the existing Monte Carlo-based data set to allow the simplified approach method to be used for dose assessment or shielding design for beam services in proton therapy facilities. It should be noted that the default model of the MCNP6 is no longer the Bertini model but the CEM (cascade-exciton model), therefore, the results of the simplified approach will be more conservative when it was used to do the double confirmation of the final shielding design.

• 대한방사선치료학회지
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• 제24권2호
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• pp.197-203
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• 2012

목 적: 본원을 내원한 인공심장박동기를 이식한 유방암 환자에 대해 장비위치이전수술, 차폐 또는 빔 정형 등을 고려하여 방사선치료를 시행한 사례의 전반적인 과정을 고찰해보고자 한다. 대상 및 방법: 본원을 내원한 유방암환자 중 좌측 흉부에 인공심장박동기를 이식한 54세 여성 환자를 대상으로 방사선치료를 시행하였다. 환자의 방사선치료 시행이 결정된 후, 인공심장박동기로의 선량 유입을 최소화하기 위해 순환기내과와의 협의를 통해 환자 좌측 흉부에 이식되어있던 기기를 우측 흉부로 이동시키는 수술을 시행하였다. 총 선량 5,040 cGy, 일일선량 180 cGy, 28회, 치료 조건으로 광자선 에너지 10 MV, 조사야 크기 0/$9.5{\times}20$ cm를 사용하여 Half beam 대향이문조사치료를 시행하기 위한 방사선치료계획을 하였다. 방사선 치료계획 시 적합한 차폐체의 두께를 정하기 위하여 Solid water phantom($30{\times}30{\times}7$ cm)에 Farmer-type chamber (TN30013, PTW, Germany)를 이용해 차폐체(납, Pb $28{\times}27{\times}0.1$ cm)를 사용하였을 경우와 사용하지 않았을 경우 기기에 유입될 예상선량을 산출하였다. 전산화치료계획장비(Eclipse, Varian, USA)를 사용해 치료계획을 시행하고, 두께 2 mm의 차폐체를 사용하였을 경우와 사용하지 않았을 경우에 기기에 유입될 예상선량을 산출해내었다. 치료 첫 날, MOSFET Dose Verification System (TN-RD-70-W, Medical Canada Ltd., Canada)을 이용하여 인공심장박동기에 유입되는 선량을 측정하였다. 결 과: 차폐체 두께산정 실험에서 인공심장박동기가 위치한 B 지점에서 차폐체 2 mm일 경우, 105.265 cGy, 처방선량의 2.09%로 산출되어, 적합한 차폐체의 두께를 정할 수 있었다. 전산화치료계획장비에서 2 mm 차폐 시 총 치료기간 동안 11.5에서 38.2 cGy까지 기기에 유입될 수 있음이 나타났으며, DVH 최대값은 77.3 cGy로 나타났다. 환자의 첫 치료 시 MOSFET 측정 결과 4.3 cGy로 측정되어, 총 치료기간동안 120.4 cGy, 처방선량의 2.39%의 선량이 유입될 것으로 예상되었다. 환자는 치료기간동안 그리고 치료받은 후 어떠한 부작용도 일으키지 않았으며, 인공심장박동기는 치료시작 전과 후에 순환기내과에서 기능측정을 받은 결과 아무런 이상을 보이지 않았다. 결 론: 현재 인공심장박동기가 이식된 암 환자의 방사선 치료에 대한 공신력 있는 기관의 권고안이 노후화되어, 새로운 장비들에 대한 데이터가 부족한 상황에서 우리는 타과와 원활한 협업, 철저한 치료계획과 정밀한 QA, 지속적인 in-vivo dosimetry와 monitoring 등을 통하여 이러한 환자들의 방사선치료를 성공적으로 해낼 수 있을 것으로 사료된다.

• 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.

• 한국의학물리학회지:의학물리
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• 제21권2호
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• pp.232-237
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• 2010

본 연구에서는 의학영상장치의 방사선에너지스펙트럼과 중원자번호 물질의 방사선흡수특성을 이용하여 경량 재질의 무납차폐체를 개발하였다. 개발된 차폐체는 중량비율로 주석 34.1%, 안티몬 33.8%, 요오드 26.8%와 Polyisoprene 5.3%를 혼합하여 가로$\times$세로$\times$두께 $200{\times}200{\times}1.5\;(mm^3)$로 제작되었으며 밀도는 $3.2\;g/cm^3$이다. 무납차폐체의 무게는 표준납차폐체 무게의 84%로 연당량 0.42 mm에 해당되며, 제작된 무납차폐체는 일차선과 산란선에 대해 표준납차폐체(연당량 0.5 mm 두께)의 투과율과 비교하였다. 일차선 에너지는 50 kVp에서 20 kVp씩 증가하여 110 kVp까지 조사 되었으며, 표준납 차폐체의 투과율은 0.1%, 0.9%, 3.2%, 4.8%였고, 무납차폐체는 각각 0.3%, 0.6%, 2.0%, 4.2%를 보였으며, 오차는 ${\pm}0.1$%이었다. 표준납차폐체와 동등한 연당량의 무납차폐체의 투과율은 각각 0.1%, 0.3%, 1.0%와 2.4%로 저에너지에서는 납과 동일한 감쇠를 나타내었으나 높은 에너지영역 에서는 납의 30~50%의 투과율로 측정되어 차폐효과가 뛰어남을 알 수 있었다. 인체팬텀의 측방산란선에 대한 비교결과는 표준납차폐체가 2.4%, 2.5%, 4.2%, 5.1%를 보였고, 무납차폐체는 각각 2.4%, 3.3%, 4.6%와 5.9%이며 각 오차는 ${\pm}0.2%$였다. 혼합성분의 무납차폐체의 연당량을 표준납차폐체까지 올리는 경우 낮은 에너지에서 뿐만 아니라 높은 에너지 영역에서 납에 비해 월등히 감쇠효과가 있음을 주장하며, 방사선구역의 특성에 따라 경량의 차폐체를 이용함으로써 방사선피폭을 효과적으로 차폐할 수 있을 것이다.

• Structural Engineering and Mechanics
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• 제87권5호
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• pp.499-516
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• 2023

To defend against harmful gamma radiation, new types of materials for use in the construction of heavyweight concrete (HWC) are still needed to be developed. This research introduces new materials to be employed as a partial replacement for fine aggregate (FA) to manufacture high-performance heavyweight concrete (HPHWC). These materials include hematite, black sand, ilmenite, and magnetite, with substitution ratios of 50% and 100% of FA. In this research, the hardening and fresh characteristics of HPHWC were obtained. Concrete samples' Gamma-ray linear attenuation coefficient was evaluated utilizing a gamma source of Co-60 through the thicknesses of 2.5, 5, 7.5, 10, 12.5, and 15 cm. High temperatures were studied for HPHWC samples, which were exposed to up to 700℃ for two hours. Energy-dispersive x-rays and a scanning electron microscope carried out microstructure analyses. Magnetite as an FA attained the lowest compressive strength of 87.1 MPa, but the best radiation protection characteristics and the highest density of 3100 kg/m³ were achieved. After 28 days, the attenuation efficiency of concrete mixtures was increased by 6.5% when fine sand was replaced with black sand at a ratio of 50%. HPHWC, which contains hematite, black sand, ilmenite, and magnetite, is designed to reduce environmental and health dangers and be used in medicinal, military, and civil applications.

• 한국방사선학회논문지
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• 제15권7호
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• pp.949-956
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• 2021

본 연구의 목적은 전자빔 치료에서 산란선을 차폐하는 데 사용되는 납의 단점을 극복하기 위한 대체 재료로 텅스텐 나노입자를 선택하여 고선량에서 발생하는 산란선에 차폐 효과가 있는지 여부를 평가하는 것이다. 선량계의 위치와 조사야의 크기를 일정하게 설정하기 위해 판을 자체 제작하였다. 유리 선량계는 10 × 10 cm² 크기의 조사야의 중앙에서 십자로 1, 2, 4 cm 떨어진 지점에 위치하여 12곳의 지점에 위치시켰다. 10 × 10 cm² 크기의 텅스텐 나노입자 차폐체를 0.4, 0.75, 1 mm의 소재로 두께 0.75 mm에서 최대 두께 4.0 mm의 총 12가지 유형의 차폐가 적용되었다. 선형가속기를 사용해서 6 MeV에서 4회, 12 MeV에서 4회 측정하였고 선량의 세기는 100 MU로 조사하였다. 실험 결과 조사야로부터 1 cm 거리에서 4 mm 차폐판이 가장 높은 차폐 효과를 보였다. 조사야로부터 2 cm 거리에 적용된 1 mm 차폐판이 차폐 효과가 가장 낮았다. 텅스텐 차폐판의 두께가 두꺼워짐에 따라 전자선 차폐 효과는 급격히 증가하였다. 결론적으로 텅스텐 나노입자는 전자빔 치료에서 납의 대체 재료로 사용이 가능함을 확인하였다.

• 한국콘텐츠학회논문지
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• 제15권7호
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• pp.282-288
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• 2015

몬테카를로 기법을 기반으로 한 모의실험을 통해 방사성 핵종별 주사기 차폐기구의 재질 및 두께에 대한 차폐분석 결과, 텅스텐, 납, 비스무스와 같이 상대적으로 원자번호가 높은 재질의 경우 거의 모든 핵종에서 가장 높은 차폐효과를 보였다. 그러나 $^{18}F$, $^{67}Ga$, $^{111}In$ 선원의 경우, 차폐두께가 낮은 영역에서 저 원자번호 재질보다 더 높은 에너지를 나타냈으나, 이후 증가된 차폐두께에서는 투과되어 도달하는 감마선이 감소하여 더 낮은 에너지 분포를 나타냈다. 그 외 상대적으로 원자번호가 낮은 재질의 경우 구리, 철, 스테인리스강, 황산바륨의 순서로 에너지가 낮은 분포를 나타냈고, 알루미늄, 플라스틱, 콘크리트, 물의 경우 핵종별로 각기 다른 양상을 나타냈으며, 상대적으로 투과된 감마선의 증가로 전체적으로 높은 에너지 분포를 보여 차폐효과가 떨어지는 것으로 나타냈다.