• Journal of Radiation Protection and Research
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• 제22권4호
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• pp.289-298
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• 1997

중성자 수분함량 측정기의 개발에 있어서 중성자 계측값과 흙속의 수분함량에 대한 관계식을 유도하기 위해서는 공시체 제작 등의 많은 실험을 통해 유도한 교정식이 필요하다. 또한 공시체 제작 및 측정실험의 통계적 오차를 줄이기 위해서는 많은 시간과 노력이 필요하다. 하지만 몬테카를로방법을 사용한 전산코드를 이용하여 수행할 경우 시간과 노력을 줄일 수 있을 뿐만 아니라, 보다 일반적인 흙에 대한 교정식을 얻을 수 있다. 본 연구에서는 중성자의 수송문제를 계산하는데 유용한 MCNP4A 전산코드를 이용하여 실제 실험을 모사하였다. 또한 모사결과를 공시체를 제작하여 실험한 결과와 비교하였다. 비교결과 실제실험의 결과와 모사 범위 내에서 일치함을 알 수 있었다. 중성자 수분함량 측정기의 교정식 도출 및 교정상수를 결정하기 위해 적용할 수 있음을 알 수 있었다. 또한 수분함량 측정기의 계측값에 영향을 미치는 인자중의 하나인 흙의 건조밀도 변화에 대한 영향을 살펴보았다.

• 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.

• 대한방사선기술학회지:방사선기술과학
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• 제47권3호
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• pp.213-218
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• 2024

The myocardial nuclear medicine examination is widely performed to diagnose myocardium disease using various radionuclides. Although image quality according to radionuclides has improved, the radiation exposure for target organ as well as peripheral organs should be considered. Here, the aim of this study was to evaluate absorbed dose (Gy) for peripheral organs in myocardial nuclear medicine scan from myocardium according to various scan environments based on Monte Carlo simulation. The simulation environment was modeled 5 cases, which were considered by radionuclides, number of injections, and radiodosage. In addition, the each radionuclide simulation such as distribution fraction was considered by recommended standard protocol, and the mesh computational female phantom, which is provided by International Commission on Radiological Protection (ICRP) 145, was used using the particle and heavy ion transport code system (PHITS) version 3.33. Based on the results, the closer to the myocardium, the higher the absorbed dose values. In addition, application for dual injection for radionuclides leaded to high absorbed dose compared with single injection for radionuclide. Consequently, there is difference for absorbed dose according to radionuclides, number of injections, and radiodosage. To detect the accurate diseased area, acquisition for improved image quality is crucial process by injecting radionuclides, however, we need to consider absorbed dose both target and peripheral inner organs from radionuclides in terms radiation protection for patient.

• Journal of Radiation Protection and Research
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• 제29권2호
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• pp.97-104
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• 2004

한국인 고유의 방사선 방호량을 산출하기 위한 목적으로 MIRD형 한국 성인남성 모의피폭체 'KMIRD'를 제작하였다. 모의 피폭체의 외형은 국민표준체위조사에서 제공하는 데이터를 사용하여 제작하였다. 제작된 KMIRD는 MIRDS보다 몸통 두께가 더 두껍고, 팔이 첨가되었다. 보건연구원에서 제공하는 9개 장기의 한국표준 자료와 ICRP23의 자료를 사용하여 모의피폭체의 내부 장기를 모사하였다. KMIRD의 신장은 171 cm, 체중은 63.8 kg이다. 제작된 KMIRD와 몬테칼로 입자 수송 코드인 MCNPX2.3을 이용하여 0.05와 10 MeV 사이의 7개 에너지 영역에 대해서 광자의 선량환산인자를 산출하였다. 피폭 환경은 AP, PA, LLAT, RLAT 4가지 방향에서 입사하는 평행하고 넓은 광자 방사선장으로 모사하였다. ICRP23 표준인 자료를 기초로 제작된 MIRD5 모의 피폭체를 사용하여, 비교 계산을 수행하였다. 장기별 흡수선량환산계수를 비교한 결과 30% 이상의 차이를 보이는 장기도 있었다. 유효선량 환산계수를 비교한 결과, 모든 입사 방향에서 KMIRD가 MIRD5보다 낮은 값을 보였다. 한국인과 서구인간의 체격적인 차이와, 모의피폭체간치 기하학적 구조의 차이가 선량 편차의 주요 원인이다. 모든 장기에 대한 한국 표준자료를 확보하여 개선된 한국인 MIRD형 모의 피폭체를 제작해야한다. KMIRD를 사용하여 내부피폭 선량평가를 수행할 수 있다.

• Journal of Radiation Protection and Research
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• 제39권1호
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• pp.46-53
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• 2014

방사선사고 시 내부오염 평가대상의 범위는 성인뿐만 아니라 소아까지 전 연령층으로 확대된다. 본 연구에서는 전신계수기의 측정 정확도를 향상시키기 위해 측정대상의 인체 크기와 측정 위치에 따른 계수효율을 평가하였다. 본 연구에서는 한국원자력의학원에서 사용하는 전신계수기인 FASTSCAN에 대해 방사선수송코드를 이용하여 전산 모사하였다. 측정한 계수효율과 계산한 계수효율의 상대편중은 4세 소아의 경우 2% 이하이였으며, 성인의 경우에도 5% 이하로 일치하였다. 측정 대상의 키가 작을수록 검출기와의 거리가 멀어지는 문제를 보완하고 인체 크기에 따른 계수효율의 일관적인 경향성을 도출하기 위해, 측정대상의 측정 위치를 조절하여 전신계수기의 계수효율을 평가하였다. 조절된 측정 위치에서의 전신계수기 계수효율을 바탕으로 측정 대상의 인체 크기 차이에 의한 내부오염도 평가 시 측정 오차를 줄일 수 있는 인체 크기 보정인자를 도출하였다. 도출된 보정인자는 전신계수기 측정결과에 곱하여 측정대상의 내부오염도를 쉽게 평가할 수 있으며, 궁극적으로 방사선사고 시 전신계수기를 이용한 내부오염도의 측정 정확도를 크게 향상시킬 수 있을 것이다.

• Journal of Radiation Protection and Research
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• 제21권1호
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• pp.41-50
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• 1996

중성자 및 전자 그리고 광자 수송코드인 MCNP 4A코드를 이 용하여 ANSI N13.32에 제안된 말단팬텀과 한국원자력연구소 제작한 말단팬텀 각각에 대하여 감마선량당량환산인자를 커마근사법에 근거하여 계산하였다. 본 계산은 $15keV{\sim}1.5MeV$ 에너지영역에 대해 단일광자에너지 선원을 고려하였으며 이러한 단일광자에너지함수로서 계산한 공기커마에 대한 선량당량의 비로서 선량당량환산인자를 이론적으로 도출하였다. 본 연구에서 이론적 방법으로 도출한 ANSI와 KAERI의 말단팬텀 각각에 대한 광자선량당량환산인자를 ANSI N13.32의 실험적 방법에 의해 제시된 값들과 비교한 결과 50keV 이상의 단일 광자에너지영역에서는 실험적 방법에 의한 값들과 최대차이 5.7% 내에서 잘 일치함을 보였다. 그러나 40 keV 이하의 에너지영역에서는 본 연구의 계산 결과가 최대 13.6%까지 낮게 평가됨을 알 수 있었으며, 이러한 차이는 낮은 에너지영역에서 두드러지는 단일에너지의 생성과 관련된 실험의 불확실성과 MCNP코드에서 모사한 Geometry의 영향에 기인하는 것으로 사료된다.

• 한국의학물리학회지:의학물리
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• 제22권4호
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• pp.190-197
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• 2011

고선량률 근접치료에 사용되는 상업용 선원과 치료계획 시스템들은 AAPM TG 43에서 권고하는 점 및 선 선원에 의해 선량분포를 계산한다. 하지만, 근접치료용 선원에 대한 인체 내의 정확한 선량계산을 위해서 3차원 부피의 선원을 고려하는 MC 기반의 선량계산 방법이 필요하다. 본 연구에서는 microSelectron HDR Ir-192 선원을 작은 부분으로 분할하여 계산하는 미소선원 적분법을 이용하여 기하학적 인수를 계산하였다. 또한, 범용 방사선 수송코드인 MCNPX를 사용하여 30 cm 직경의 구형 물 팬텀 내에서 선원의 선량률을 계산하여 비등방성함수와 반경선량함수를 구하였다. 그 결과를 MC 기반 광자 수송코드인 MCPT를 사용하여 계산한 Williamson의 결과와 비교 및 분석하였다. 미소선원 적분법과 선 선원 근사법에 따른 기하학적 인수는 $r{\geq}0.5cm$에서는 0.2% 이내에서 일치하였고 r=0.1 cm일 때 1.33%의 차이를 보였다. 본 연구에서 계산된 비등방성함수와 반경선량함수가 Williamson의 계산된 결과의 차이는 비등방성함수의 경우 r=0.25 cm에 서 2.33%의 가장 큰 R-RMSE를 보였고 $r{\geq}0.5cm$에서는 1% 미만의 R-RMSE를 보였다. 반경선량함수의 경우는 r=0.1~14.0 cm에서 0.46%의 R-RMSE를 보였다. 미소선원 적분법과 선 선원 근사법으로 계산한 기하학적 인수는 $r{\geq}0.1cm$에서 잘 일치하지만 3차원의 Ir-192 선원을 적용하여 계산한 미소선원 적분법이 실제 기하학적 인수를 잘 반영할 것으로 생각된다. r=0.25 cm에서 비등방성함수를 제외하고는 MCPT와 MCNPX의 몬테칼로 코드를 이용하여 얻어진 비등방성함수와 반경선량함수는 각각의 몬테칼로 코드에 대한 불확실성 이내에서 잘 일치함을 확인하였다. 따라서 MCNPX 전산모사 결과를 통해 TG-43의 선량 계산식에 사용된 인자를 Williamson 등의 결과와 비교 및 검증함으로써, 추후 다른 종류의 선원에 대해서도 Monte Carlo 기반의 연구가 가능할 것으로 기대된다.

• Journal of Radiation Protection and Research
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• 제38권1호
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• pp.37-43
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• 2013

TLD를 이용하여 중성자 선량을 측정할 경우, TLD는 중성자 에너지에 대한 반응도 차이가 크기 때문에 현장 중성자장의 스펙트럼 특성에 맞는 에너지 반응도 보정이 반드시 필요하다. 본 실험에는 소형으로 가공된 TLD 소자를 사용하여 $^{252}Cf$ 중성자장에 설치된 내부구조가 복잡하고 좁은 Long-Counter (중성자 검출기) 내외부에서의 중성자 주위선량당량(ambient dose equivalent)을 측정하였다. 측정결과는 입자수송해석코드(MCNPX)를 이용한 계산결과와 비교하였다. 기존의 TLD 교정 선원인 $D_2O$ 감속 $^{252}Cf$만으로 교정하여 판독한 결과값은 전산모사 계산값과 많은 차이를 보였다. 그러나 bare 및 $D_2O$ 감속 $^{252}Cf$ 선원을 사용하여 생산한 두 교정인자를 혼용한 판독값은 계산값과 비슷하였다. 결과적으로, TLD 소자는 사용 현장과 비슷한 특성을 가지는 중성자장에서 교정되어야지만 올바른 선량평가가 가능함을 확인하였다.