• 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.

• 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.

• 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.

• 한국방사선학회논문지
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• 제16권1호
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• pp.15-23
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• 2022

3D 프린팅 기술은 의료, 바이오 등 다양한 분야에서 활용되고 있으며, 최근 소재 개발을 통해 금속 분말이 함유된 물질 등이 상용화되고 있다. 이에 본 연구에서는 모의실험을 통해 진단 X-선 검사 시 3D 프린팅 재료를 이용한 부가 여과 시 광자 스펙트럼을 분석하고자 한다. 몬테카를로 기법 중 MCNPX(ver. 2.5.0)를 이용하였으며, 첫 번째, 진단 분야에서의 X-선 스펙트럼 생성 프로그램인 SRS-78, SpekCalc를 통해 모의실험 내 발생된 광자 스펙트럼에 대한 적정성을 평가하였다. 두 번째, 금속분말이 함유된 3D 프린팅 재료에 대한 특성 평가를 위해 기존 Al, Cu 필터와 동일한 두께 내 광자 스펙트럼을 획득하였으며, 관전압 변화에 따른 광자 플루언스 및 평균 에너지 등을 비교 분석하였다. 그 결과, 동일한 여과 정도를 나타내기 위해 PLA-Al는 기존 Al 필터 대비 약 1.2 ~ 1.4배, PLA-Cu는 Cu 필터 대비 1.4 ~ 1.7배 정도의 두께가 필요한 것으로 분석되었다. 향후 본 연구를 토대로 의료분야 내 3D 프린팅 부가 필터 제작을 위한 기초 자료로서 활용될 수 있으리라 판단된다.

• 센서학회지
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• 제22권3호
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• pp.223-226
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• 2013

We designed a single polyethylene bonner sphere with several thermo-luminescence dosimeters (TLD), for measurement of neutron energy spectrum. For the separation of the neutron dosage in the neutron-gamma mixed field, we used 21 ea TLD-600s and TLD-700s, respectively. Because, TLD-600 is sensitive to neutron and gamma rays, and, TLD-700 is sensitive only to gamma-rays, we could determine the each dose by neutron and gamma rays. The neutron response function of the bonner sphere with TLDs was calculated by MCNPX (ver. 2.5.0) Monte Carlo simulation in the energy range from $10^{-1}$ to 20 MeV. For the Cf-252 standard neutron source in KRISS, we could estimate the neutron energy spectrum by unfolding method using the response function.

• Journal of Radiation Protection and Research
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• 제41권2호
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• pp.111-115
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• 2016

Background: The scattered photons cause reduction of the contrast of radiographic image and it results in the degradation of the quality of the image. In order to acquire better quality image, an anti-scattering x-ray gird should be equipped in radiography system. Materials and Methods: The X-ray anti-scattering grid of the inclined type based on the hybrid concept for that of parallel and focused type was tested by MCNP code. The MCNPX 2.7.0 was used for the simulation based test. The geometry for the test was based on the IEC 60627 which was an international standard for diagnostic X-ray imaging equipment-Characteristics of general purpose and mammographic anti-scatter grids. Results and Discussion: The performance of grids with four inclined shielding material types was compared with that of the parallel type. The grid with completely tapered type the best performance where there were little performance difference according to the degree of inclination. Conclusion: It was shown that the grid of inclined type had better performance than that of parallel one.

• 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.

• 대한방사선기술학회지:방사선기술과학
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• 제43권5호
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• pp.383-388
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• 2020

High-energy proton accelerators continue to be increasingly used in medical, research and industrial settings. However, due to the high energy of protons, a large number of secondary radiation occurs. Among them, neutrons are accompanied by difficulties of shielding due to various energy distribution and permeability. So In this study, we propose a shielding method that can shield neutrons most efficiently by using multiple-shielding material used as a decelerating agent or absorbent as well as a single concrete shielding. The flux of secondary neutrons showed a greater decrease in the flux rate when heavy concrete was used than in the case of ordinary concrete, and the maximum flux reduction was observed at the front position when using multiple shields. Multiple shielding can increase shielding efficiency more than single shielding however, As the thickness of the multiple shielding materials increased, the decline in flux was saturated. The mixture material showed higher shielding results than the polyethylene when using boron carbonate.

• 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.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제40권4호
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• pp.319-326
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• 2008

To transport process wastes efficiently from the Advanced Spent Fuel Conditioning Pyro-process Facility (ACPF) at the Korea Atomic Energy Research Institute (KAERI), a new hot cell cask has been designed based on an existing hot cell padirac transport cask, with not only a neutron absorber for improved shielding capability, but also a docking facility for an easy docking system. In the new hot cell cask, two kinds of materials have been considered as shielding materials, polyethylene and resin. To verify the transport compatibility of the waste and spent fuel for the ACPF, neutron and photon shielding calculations were performed using the MCNPX code. The source term was evaluated by the ORIGEN-ARP code system based on spent PWR fuel. From the calculation, it was found that the maximum surface dose rates of the hot cell cask with the two candidates were estimated within the limit (2 mSv/hr).