• 한국의학물리학회지:의학물리
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• 제20권2호
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• pp.51-61
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• 2009

컴프턴 카메라는 컴프턴 산란현상의 기하학적 해석을 통해 감마선원의 3차원적 위치분포를 고정된 위치에서 찾아내는 신개념의 감마선 영상장치이다. 기존의 감마선 영상장치에서는 필수적으로 사용되는 기계적 집속기를 사용하지 않기 때문에 높은 영상 감도를 제공할 수 있으며, 다중 추적자 기능을 제공한다는 장점이 있어 차세대 감마선 영상장치로서 주목을 받고 있다. 본 연구에서는 Geant4 몬테칼로 전산모사 툴키트를 이용하여 사용자 친화형의 컴프턴 카메라 시뮬레이터를 개발하였다. 시뮬레이터의 정확성을 검증하기 위하여 한양대학교에서 개발 중인 이중 산란형 컴프턴 카메라의 실험 결과와 비교하였다. 영상 해상도의 경우 선원의 에너지가 높아짐에 따라 해상도가 향상되는 동일한 경향을 보였으나, 시뮬레이터 결과에서 약 1 mm 정도 우수하게 평가되었다. 영상 감도의 경우 실험에서 2~3배 정도 높게 평가되었다. 이러한 결과들은 우연 동시반응에 기인한 것으로, 실험에서 획득한 유효반응들은 전산모사와는 달리 우연한 동시계수에의한 데이터가 상당수 포함되어 있기 때문에 영상 해상도는 상대적으로 저조하고, 영상 감도는 높게 나타난 것으로 판단된다. 개발된 시뮬레이터를 이용하여 새로운 구조의 컴프턴 카메라에 대한 성능을 평가하였다. 단일 산란형 컴프턴 카메라의 경우 산란부를 다층 구조로 개발할 때 4대의 산란부 검출기를 사용하는 것이 최상의 성능을 보이는 것으로 평가되었고, 그 이상 사용할 경우 성능이 오히려 저하됨을 확인하였다.

• Journal of Radiation Protection and Research
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• 제43권1호
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• pp.10-19
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• 2018

Background: Monte Carlo (MC) simulation is the most accurate for calculating radiation dose distribution and determining patient dose. In MC simulations of the therapeutic accelerator, the characteristics of the initial electron must be precisely determined in order to achieve accurate simulations. However, It has been computation-, labor-, and time-intensive to predict the beam characteristics through predominantly empirical approach. The aim of this study was to analyze the relationships between electron beam parameters and dose distribution, with the goal of simplifying the MC commissioning process. Materials and Methods: The Varian Clinac 2300 IX machine was modeled with the Geant4 MC-toolkit. The percent depth dose (PDD) and lateral beam profiles were assessed according to initial electron beam parameters of mean energy, radial intensity distribution, and energy distribution. Results and Discussion: The PDD values increased on average by 4.36% when the mean energy increased from 5.6 MeV to 6.4 MeV. The PDD was also increased by 2.77% when the energy spread increased from 0 MeV to 1.019 MeV. In the lateral dose profile, increasing the beam radial width from 0 mm to 4 mm at the full width at half maximum resulted in a dose decrease of 8.42% on the average. The profile also decreased by 4.81% when the mean energy was increased from 5.6 MeV to 6.4 MeV. Of all tested parameters, electron mean energy had the greatest influence on dose distribution. The PDD and profile were calculated using parameters optimized and compared with the golden beam data. The maximum dose difference was assessed as less than 2%. Conclusion: The relationship between the initial electron and treatment beam quality investigated in this study can be used in Monte Carlo commissioning of medical linear accelerator model.

• 방사성폐기물학회지
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• 제16권3호
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• pp.331-337
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• 2018

원전 해체는 일반적으로 5단계로 준비, 제염, 절단 및 철거, 폐기물 처리, 환경 복원으로 진행된다. 효율적인 원전 해체를 위해서는 작업자의 안전, 비용 대비 효과, 폐기물 최소화, 재사용 가능성 등이 고려되어야 한다. 또한, 작업자의 안전 및 측정기술이 확보되어야 원전 해체 작업의 최적 효율을 낼 수 있으며 이를 위해서는 계통 및 기기의 정확한 측정 기술이 필요하다. 원전 해체 시 현장에서 사용할 수 있는 대표적인 In-Situ 방법으로는 CZT, Gamma Camera, ISOCS 등이 있다. 본 연구에서는 대표 시료 채취 없이 원전 해체 시 현장에서 적용될 수 있는 ISOCS를 이용하여 S/G Water Chamber 지점에 대하여 측정을 수행하였다. 측정 방법은 ISOCS의 HPGe 검출기를 증기 발생기 수실 하부 중앙을 향해 위치하였으며, 이때 검출기는 주변 방사선장 감소를 위해 납 차폐체를 장착하였다. 차폐체 두께는 5 cm인 원통형 납 차폐체를 장착하였으며, 검출기 전면에는 30도 콜리메이터를 장착하여 측정을 수행하였다. 측정값에 검증을 위해 실제 측정 방법과 동일하게 Microshield를 이용하여 측정한 값과 GEANT4 코드를 이용하여 모델링 하였다. 비교 결과 $1.0{\times}10^1{\sim}1.0{\times}10^2Bq$ 정도 차이를 보였으며, 이는 측정 시 주변 방사선의 영향, 모델링의 정밀도 등으로 오차를 줄일 수 있을 것으로 보인다. 본 논문의 연구 결과를 바탕으로 측정값의 정확도 및 신뢰도를 분석하고 향후 해체 작업 시 직접 측정 방법의 적용성에 대한 신뢰도를 높이고자 한다.

• 한국방사선학회논문지
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• 제14권5호
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• pp.503-510
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• 2020

콘크리트는 원자력 시설의 차폐용 구조물로 광범위하게 사용되고 있는 재료이다. 하지만, 시설의 해체 시 양적으로 가장 많이 발생하는 방사성 폐기물이기도하다. 콘크리트는 중성자를 포획하여 다양한 방사성 핵종을 생성하기 때문에 해체 전에 시료를 채취하여 방사능 측정 및 평가를 수행해야 한다. 측정은 주로 HPGe 검출기를 이용하는데 시료의 정확한 방사능 판정을 위해는 기하학적 보정인자, 자가흡수 보정인자, 계측기의 절대효율 등 효과적인 보정인자를 측정치에 반영해야 한다. 보정인자는 기하학적 및 화학적 상태가 실제 시료와 동일한 표준시료를 이용해서 동일한 측정조건 하에서 획득한다. 하지만, 콘크리트는 다양한 구성물질과 높은 밀도로 전처리가 제한적이므로 콘크리트 표준시료를 제작하는 것은 매우 어렵다. 또한 코어드릴(core drill)을 사용하여 채취되는 콘크리트 시료는 체적선원이므로 직경에 대한 기하학적 보정과 밀도에 대한 자가흡수에 대한 보정이 필수적이다. 따라서, 최근에는 많은 연구자들이 표준선원을 제작 후 측정하는 대신 몬테카를로 전산모사(Monte Carlo simulation)을 이용하여 효과적인 보정인자들을 계산하는 연구를 수행하고 있다. 본 연구에서는 Monte Carlo code 중 하나인 Geant4를 이용하여 방사화 콘크리트에서 가장 많이 생성되는 핵종인 ¹⁵²Eu, ⁶⁰Co에서 방출되는 감마선 에너지에 대한 콘크리트 코어시료의 직경과 밀도에 따른 보정인자를 산출하였다.

• 대한방사선기술학회지:방사선기술과학
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• 제34권1호
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• pp.43-50
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• 2011

본 연구에서는 Geant4 시뮬레이터를 이용하여 Varian 2100C/D 선형가속기의 헤드 부분과 다엽콜리메이터를 모델링한 후 6 MV 광자 선속에 대해 선량분포 평가의 기본이 되는 물팬텀($50{\times}50{\times}50\;cm^3$) 내에서의 심부선량백분율(Percentage depth dose)과 측면선량(lateral dose)에 대해 검출기를 이용한 측정 결과와 시뮬레이션 결과를 비교 평가하였다. 시뮬레이션은 두 단계로 나누어 진행하였다. 첫 번째 단계에서 타겟을 통해 나오는 광자의 에너지 스펙트럼을 측정하였다. 다음 단계에서 셈플링한 에너지 스펙트럼에 따라 광자를 직접 팬텀에 조사하는 방식으로 수행하였다. 실험 결과 $5{\times}5 \;cm^2$와 $10{\times}10\;cm^2$ 조사야에서의 심부선량백분율과 16 mm, 50 mm, 100 mm에서 측정한 측면 선량 모두 측정값과 비교하여 2% 이내의 오차를 보여 임상적으로 허용범위 안의 오차를 확인하였고 다엽콜리메이터의 정확도는 1 mm 이내의 오차를 확인 할 수 있었다. 본 연구의 연구 결과를 기초로 한 계산적 방법은 오차가 많이 발생하는 비균질성 조직 내에서의 선량분포 연구와 DICOM 데이터를 적용한 선량 계산 시뮬레이션 응용에서 활용하기 위해 선행되어야 하는 기초 자료로서 활용가치가 있다고 판단된다.

• 대한기계학회논문집B
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• 제39권4호
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• pp.301-307
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• 2015

MC-50 사이클로트론에서 방출되는 양성자 빔은 직경이 2-3 mm 의 가우시안 분포를 가진다. 이렇게 넓게 조사되는 양성자 빔은 작은 스팟과 정밀한 위치정밀도를 요구하는 반도체 식각, 마이크로 머시닝 등에는 사용될 수 없다. 본 연구에서는 좀 더 경제적인 대안으로 양성자 빔을 마이크로 홀에 통과시켜 수십 ${\mu}m$ 의 직경을 가지도록 조형하는 방법을 제시하였다. 양성자 빔의 조형을 위하여 평균 직경 $21{\mu}m$, 두께 9mm 의 세장비 428 의 마이크로 홀을 제작하였다. 마이크로 홀과 양성자 빔을 정밀하게 정렬하여 양성자 빔을 조형하였다. 이렇게 조형된 양성자 빔을 이용하여 수십 ${\mu}m$ 크기의 마이크로 구조물의 가공성 확인 실험을 실시하였다. 또한 GEANT4 를 이용한 전산모사를 이용하여 해석한 후, 실험결과와 비교하고 분석하였다. 본 연구를 통하여 MC-50 사이클로트론이 조형 장치와 함께 20 마이크론 대의 3 차원 구조물 제작을 위한 마이크로 공정기술에의 사용 가능성을 확인하였다.

• 한국방사선학회논문지
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• 제6권1호
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• pp.39-45
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• 2012

기존 구내 치근단 촬영용 장치는 환자 피폭선량, 촬영시 고통 등의 문제점을 지니고 있다. 본 연구에서는 이러한 문제점을 해결하기 위한 신개념의 삽입형 초소형 X선 시스템의 가능성을 검증하였다. 먼저 초소형 X선 튜브에 사용될 콜리메이터와 필터를 설계하기 위하여 Geant4를 이용하여 최적의 콜리메이터 두께와 필터 두께를 결정하였으며 CdTe 검출기와 PX4 모듈을 이용하여 결정된 두께에서의 X선 스펙트럼을 확인하였다. 또한 기존 상용화된 치근단 촬영장치와 XOFT사의 초소형 X선 튜브를 이용하여 제작된 치아 팬텀에 대한 영상을 획득하였다. 그 결과 제안된 신개념의 삽입형 초소형 X선 시스템은 기존 시스템과 유사한 영상의 질을 나타내었다. 이는 향후 치근단 촬영용 장치를 비롯하여 다양한 응용부위에 활용할 수 있음을 나타낸다.

• Journal of Radiation Protection and Research
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• 제41권4호
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• pp.344-349
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• 2016

Background: Carbon ion therapy has achieved satisfactory results. However, patients have a risk to get a secondary cancer. In order to estimate the risk, it is essential to understand particle transportation and nuclear reactions in the patient's body. The particle transport Monte Carlo simulation code is a useful tool to understand them. Since the code validation for heavy ion incident reactions is not enough, the experimental data of the elementary reaction processes are needed. Materials and Methods: We measured neutron production double-differential cross-sections (DDXs) on a carbon bombarded with 430 MeV/nucleon carbon beam at PH2 beam line of HIMAC facility in NIRS. Neutrons produced in the target were measured with NE213 liquid organic scintillators located at six angles of 15, 30, 45, 60, 75, and $90^{\circ}$. Results and Discussion: Neutron production double-differential cross-sections for carbon bombarded with 430 MeV/nucleon carbon ions were measured by the time-of-flight method with NE213 liquid organic scintillators at six angles of 15, 30, 45, 60, 75, and $90^{\circ}$. The cross sections were obtained from 1 MeV to several hundred MeV. The experimental data were compared with calculated results obtained by Monte Carlo simulation codes PHITS, Geant4, and FLUKA. Conclusion: PHITS was able to reproduce neutron production for elementary processes of carbon-carbon reaction precisely the best of three codes.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제56권1호
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• pp.247-256
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• 2024

The glass series modified by tungsten oxide was created using the compounds (75-x) B₂O₃- 10SrCO₃- 8TeO₂- 7ZnO - xWO₃, where x = 0, 1, 5, 10, 22, 27, 34, and 40% mole percentage. A UV-visible spectrophotometer and thermogravimetric-differential thermal analysis (TG-DTA) methods were employed to characterize the specimen's optical and phase transition attributes, respectively. The mass-attenuation coefficient (AC) of all created glasses from BSTZW0 to BSTZ7 was estimated using Geant4 code from 0.05 to 3 MeV and compared to the XCOM software results, with a relative difference of less than 2% between the two results. The increase of WO₃ percentage lead to an increase in the Linear-AC at each studied energy, and this is mainly due to the fact that the higher the percentage of WO₃ in the glass increases its density which causes an increase in the Linear-AC, so an energy of 0.06 MeV, as an example, the values of the Linear-AC was 4.009, 4.509, 5.442, 6812, 8.564, 9.856, 10.999 and 11.628 cm^-1 form BSTZW0 too BSTZW7, respectively. The Half-VL (value layer), Mean-FP (free path), Tenth-VL, and Radiation attenuation performance (RAP) were also calculated for the current BSTZW-glass samples and revealed that BSTZW7 had the best gamma ray attenuation performance at all discussed energies when compared to other studied glass samples.

• 대한방사선방어학회:학술대회논문집
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• 대한방사선방어학회 2011년도 추계 학술발표회 및 심포지엄
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• pp.204-205
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• 2011