• 한국의학물리학회지:의학물리
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• 제27권4호
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• pp.232-235
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• 2016

The purpose of this study is to develop the treatment planning system (TPS) based on Monte-Carlo simulation for BNCT. In this paper, we will propose a method for dose estimation by Monte-Carlo simulation using the CT image, and will evaluate the accuracy of dose estimation of this TPS. The complicated geometry like a human body allows defining using the lattice function in MCNPX. The results of simulation such as flux or energy deposition averaged over a cell, can be obtained using the features of the tally provided by MCNPX. To assess the dose distribution and therapeutic effect, dose distribution was displayed on the CT image, and dose volume histogram (DVH) was employed in our developed system. The therapeutic effect can be efficiently evaluated by these evaluation tool. Our developed TPS could be effectively performed creating the voxel model from CT image, the estimation of each dose component, and evaluation of the BNCT plan.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제50권6호
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• pp.989-995
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• 2018

Argonne National Laboratory of the United States and Kharkov Institute of Physics and Technology (KIPT) of Ukraine have cooperated on the development, design, and construction of a neutron source facility. The facility was constructed at Kharkov, Ukraine, and its commissioning process is underway. The facility will be used for researches, producing medical isotopes, and training young nuclear specialists. The neutron source facility is designed with a provision to include a cryogenically cooled moderator system-a cold neutron source (CNS). This CNS provides low-energy neutrons, which will be used in the scattering experiment and material structures analysis. Cold neutron guides, coated with reflective material for the low-energy neutrons, will be used to transport the cold neutrons to the experimental site. The cold neutron guides would keep the cold neutrons within certain energy and angular space concentrated inside, while most of the gamma rays and high-energy neutrons are not affected by the cold neutron guides. For the KIPT design, the cold neutron guides need to extend several meters outside the main shield of the facility, and curved guides will also be used to remove the gamma and high-energy neutron. The neutron guides should be installed inside a shield structure to ensure an acceptable biological dose in the facility hall. Heavy concrete is the selected shielding material because of its acceptable performance and cost. Shield design analysis was carried out for the CNS guide hall. MCNPX was used as the major computation tool for the design analysis, with neutron and gamma dose calculated separately. Weight windows variance reduction technique was also used in the shield design. The goal of the shield design is to keep the total radiation dose below the $5.0{\mu}Sv/hr$ guideline outside the shield boundary. After a series of iterative MCNPX calculations, the shield configuration and parameters of CNS guide hall were determined and presented in this article.

• 한국방사선학회논문지
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• 제13권4호
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• pp.565-572
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• 2019

본 연구에서는 야외 방사선투과검사 시 방사선작업종사자의 맞춤형 차폐체 제작을 위해 3D 프린터 필라멘트의 재질 및 두께에 대한 차폐 분석을 수행하였다. MCNPX를 이용한 모의 모사를 통해 복셀 선원 $^{192}Ir$, $^{75}Se$를 선택 후 ICRU Slab Phantom에 차폐체를 부착하고, 선원과 Slab Phantom의 거리를 100 cm으로 설정하였다. 12 개의 차폐물질에 대하여 차폐물질이 없는 경우부터 200 mm 까지 5 mm 단위로 나누어 각 차폐물질별 단위 질량 당 흡수되는 에너지를 평가하였다. 그 결과 모든 방사선투과검사용 감마선원에서 ABS + Tungsten, ABS + Bismuth, PLA + Copper, PLA + Iron 순으로 차폐 효과가 높은 것으로 나타났다. 그러나 납에 비해서는 다소 낮은 차폐 효과를 보였다. 향후 본 연구를 토대로 원자번호와 밀도가 높은 필라멘트 재료에 대한 추가적인 연구가 필요할 것으로 판단된다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제54권12호
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• pp.4671-4678
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• 2022

The purpose of this comprehensive research is to observe the impact of scintillator crystal type on entire detection process. For this aim, MCNPX (version 2.6.0) is used for designing of a physical plastic scintillation detector available in our laboratory. The modelled detector structure is validated using previous studies in the literature. Next, different types of plastic scintillation crystals were assessed in the same geometry. Several fundamental detector properties are determined for six different plastic scintillation crystals. Additionally, the deposited energy quantities were computed using the MCNPX code. Although six scintillation crystals have comparable compositions, the findings clearly indicate that the crystal composed of PVT 80% + PPO 20% has superior counting and detecting characteristics when compared to the other crystals investigated. Moreover, it is observed that the highest deposited energy amount, which is a result of the highest collision number in the crystal volume, corresponds to a PVT 80% + PPO 20% crystal. Despite the fact that plastic detector crystals have similar chemical structures, this study found that performing advanced Monte Carlo simulations on the detection discrepancies within the structures can aid in the development of the most effective spectroscopy procedures by ensuring maximum efficiency prior to and during use.

• 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.

• 한국방사선학회논문지
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• 제10권5호
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• pp.327-335
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• 2016

본 연구는 IEC에서 제시하는 영상품질을 평가하는 조건으로는 임상적인 환경에서 디지털 방사선영상시스템(Digital Radiography System)에서의 검출기에 대한 영상품질평가를 시행하기에는 환경적인 제한점이 있기에 IEC에서 제시하는 조건과 임상검사조건을 조합한 각각의 선질에 대하여 영상품질평가를 시행한 연구입니다. 첫째, 네 가지 선질을 사용하여 MTF, NPS 영상품질평가를 하였으며, MCNPX 시뮬레이션을 이용하여 선질들에 대한 스펙트럼을 분석하여 입자 플루언스를 산정한 후 최종적으로 DQE 영상품질평가를 하였다. 둘째, 네 가지 선질들의 MCNPX 시뮬레이션을 이용하여 방사선속 밀도와 에너지, 물질의 질량에너지 흡수계수를 이용하여 전자 1 개당 공기, 물, 근육, 뼈에 대한 흡수선량률을 평가하였다. 영상품질을 평가한 결과, 네 가지 선질들의 MTF는 1.13 ~ 2.91 lp/mm 공간주파수를 나타내어 일반 X선 촬영의 진단 주파수 영역인 1.0 ~ 3.0 lp/mm를 만족하였다. NPS는 부가필터를 사용하면, 공간 주파수가 0.5 lp/mm 기준으로 NPS가 증가하다가 이후, 감소하는 경향성을 나타내었다. 부가필터 미사용하면, 공간주파수가 0.5 lp/mm 기준으로 NPS가 감소하다가 이후, 일정한 NPS 결과 값을 나타내었다. DQE는 70 kVp / unuesd added filter(21mm Al) / SID 150 cm에서 공간주파수 1.5 lp/mm 기준으로 일정한 값을 나타내다가 이후, 감소하는 경향성을 나타내었다. 나머지 선질들은 공간주파수가 증가함에 따라 감소하는 경향성을 나타내었다. 흡수선량 평가결과는 공기 < 물 < 근육 < 뼈 순서로 흡수선량이 증가함을 나타내었다. 본 연구결과를 바탕으로 다양한 임상환경에서 디지털 방사선영상시스템의 영상품질평가 방법을 제시할 수 있는 기초자료로 제공하고자 한다.

• 한국의학물리학회지:의학물리
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• 제24권4호
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• pp.253-258
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• 2013

본 연구의 목적은 electronic portal imaging device (EPID)를 통하여 방사선 치료를 받는 환자로부터 투과해 나오는 선량으로 외부적인 선량 재구성과 몬테카를로 전산모사로부터 도출되는 내부 선량 계측과의 관계를 도출하고 이를 분석하기 위한 연구로 진행되었다. 본 연구는 전산모사 연구로써 두 가지의 경우를 비교 분석하고 이와 비슷한 연구에 대한 기본적인 지표를 제공하고자 시행되었다. 실험에 관한 기하학적 정보와 방사선 소스에 대한 정보를 몬테카를로 전산모사 툴인 Monte Carlo n-particle (MCNPX)에 입력하였고 EPID 이미지 도출을 위하여 MCNPX 내에 tally카드를 이용하여 선량정보를 도출하고 이를 영상화 할 수 있도록 하였다. 또한 내부적인 계측을 위하여 물 팬텀을 소스와 표면의 거리(source to surface distance, SSD)가 100 cm이 되도록 설정하였으며, 그보다 10 cm 아래에 EPID를 위치시켰다. 내부 계측은 물팬텀 자체에서 흡수되는 흡수 선량을 mesh tally로 수집하였고, 4문 조사를 통하여 중첩된 선량에 대한 데이터를 획득하였다. 그와 동시에 EPID에서 물을 투과해 나오는 선량을 획득 한 뒤 역 투사 방법을 사용하여 선량 재구성을 하였다. 이둘의 경우를 비교하기 위해 자체적인 교정(calibration)을 통하여 투과해 나온 선량과 흡수된 선량과의 관계를 비교하고 4문 조사를 통하여 물 팬텀 내의 특정 부분에 대한 중첩된 선량 데이터와 EPID를 통해 재구성한 선량 데이터를 분석하였다. 물 팬텀과 EPID에서 획득한 누적 선량의 합은 각각 평균 3.4580 MeV/g과 3.4354 MeV/g이었다. 이는 앞서 계측된 물 팬텀 내부의 누적 선량과 0.6536% 선량 오차를 보였다.

• 방사성폐기물학회지
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• 제13권1호
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• pp.21-34
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• 2015

원자력발전소 해체를 준비하기 위해서는 해체대상 발전소에 대한 선원항 평가가 선행되어야 한다. 해체전략 수립단계에서 선원항 평가 결과를 토대로 해체 폐기물을 분류하고 비용평가를 수행한다. 본 연구에서는 월성 1호기의 예비 선원항 계산을 수행할 수 있도록 MCNP/ORIGEN-2 모델의 타당성 평가를 수행하였다. 연소도가 다른 핵연료 다발의 악티나이드 계열과 핵분열 생성물의 핵종 수밀도는 싱글 채널 모델을 이용하여 MCNPX 코드로 연소 계산하여 구하였다. 선원항의 정확도에 영향을 미치는 두가지 요인에 대해 조사하였다. 첫번째 요인으로 선원항 계산에 영향을 미치는 중성자 스펙트럼을 MCNP로 계산하여 해당 핵종의 1군 미시 핵단면적에 반영하였다. 중성자 스펙트럼이 반영된 라이브러리로 계산한 선원항과 ORIGEN-2 코드 package에 내장된 library (CANDUNAU.LIB)로 구한 선원항을 비교하였다. 두번째 요인으로 선원항에 대한 출력이력의 영향을 조사하였다. 해체 폐기물의 저준위 폐기물 처분 가능성을 살펴보기 위해, 2010년도 교체된 압력관, 칼란드리아관과 기존 칼란드리아 동체에 대하여 중성자 스펙트럼을 반영한 library를 적용하여 MCNP/ORIGEN-2로 선원항 평가 계산을 수행하였다.

• 대한방사선방어학회:학술대회논문집
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• 대한방사선방어학회 2009년도 추계 학술발표
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• pp.176-177
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• 2009

• 대한방사선방어학회:학술대회논문집
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• 대한방사선방어학회 2011년도 추계 학술발표회 및 심포지엄
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• pp.182-183
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• 2011