• 한국의학물리학회지:의학물리
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• 제13권4호
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• pp.187-194
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• 2002

본 연구에서는 근접 방사선치료용 Ir-192 선윈의 흡수선량에 관한 물리적 특성들을 몬테칼로 계산을 이용하여 조사하였다. 몬테칼로 계산은 EGS4 코드로 수행하였으며 이를 위하여 원통형 선원과 팬텀 그리고 에너지 분포의 입력과 처리가 가능한 사용자 코드를 작성하였다. 베타선에 대한 계산 결과, 베타선들은 선원과 0.5-5.0 cm 거리에서 전체 흡수선량에 평균 0.02% 기여하는 것으로 나타났다. 이것은 초기 베타선들이 선원과 밀봉물질에서 대부분 흡수를 당하지만 이 과정에서 발생한 저에너지 제동복사 광자들이 원거리까지 기여하기 때문이다. 밀봉물질에 의한 흡수선량의 변화는 백금으로 취한 경우에 평균 2.8% 그리고 철로 취한 경우에 평균 1.1% 감소하는 것으로 나타났다. 몬테칼로 계산으로 구한 반경선량함수는 선원과 0.5-10.0 cm 반경거리 구간에 대하여 TG-43 보고서의 값들과 $\pm$3% 이내로 일치하였다. 본 연구에서 작성한 사용자 코드는 다른 종류 및 다른 크기의 선원에 대해서도 계산을 수행할 수 있어서 근접 방사선치료용 선원의 생산 및 가공에 관한 연구에 다양하게 이용될 수 있다.

• 한국의학물리학회지:의학물리
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• 제26권1호
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• pp.36-41
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• 2015

정위체부방사선수술(SBRT) 환자의 선량분포를 계산하기 위해 전산모사 방식을 이용한 응용프로그램을 개발 하였다. 본 소프트웨어는 최근 이용이 활발하게 증가하고 있는 Geant4를 기반으로 개발 하였다. 환자에 조사하기 위한 광자선 스펙트럼은 이전 연구에서 구한 선형가속기 스펙트럼 자료를 사용하였다. 치료계획시스템과 유사한 조사면을 구현하기 위하여 PrimaryGeneratorAction 클래스에서 MLC 조사면 형태를 반영하도록 하였다. 본 연구에서는 8개 조사면에 대한 계산을 수행하였으며 이 때 갠트리의 각도는 PrimaryGeneratorAction 클래스에서 회전 매트릭스를 사용하여 선원의 위치를 변경하는 방법을 사용하였다. 환자에 대한 물질 자료는 CT의 dicom 파일에서 픽셀 크기, 매트릭스 크기 등의 정보와 픽셀의 HU를 밀도로 변환한 파일을 생성한 다음 이 파일을 이용 환자의 모델링에 이용 하였다. 환자의 물질 구성과 기하학적 자료의 입력에 있어 EGSnrc 코드와의 비교를 통하여 계산의 효율성을 비교하였다.

• 대한방사선기술학회지:방사선기술과학
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• 제45권5호
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• pp.433-438
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• 2022

Targeted radionuclides treatment (TRT) requires the establishment of treatment plans that consider various factors, such as the type of radionuclides, target organs, and administration methods. For this reason, in this study, the absorption dose of a single cell was analyzed according to the type of radioisotope used to treat target radionuclides. In this study, a simulation was performed on beta rays used in the treatment of target radionuclides at the cell level using MCNPX (ver. 2.5.0). First, according to the calculation formula, the beam path according to the type of radioisotope for treatment was calculated. Second, the amount of self-radiation by beta rays emitted from cell diameters of 5 ㎛ and 10 ㎛ cell nuclei was evaluated. As a result, it showed a high range proportional to the maximum energy of the beta-ray, and the highest self-dose distribution from 177 Lu radiation sources among therapeutic radioisotopes. This was analyzed as a result that is inversely proportional to the maximum energy of the beta-ray, and it suggests that the selection of a nuclide considering the range of the beta-ray is necessary in the treatment of target radionuclides in the future.

• Journal of Radiation Protection and Research
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• 제39권4호
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• pp.213-217
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• 2014

중재방사선을 이용한 의료적 시술이나 진단은 꾸준히 증가하고 있다. 특히 환자에 근접하여 이루어지는 중재방사선시술의 특성상 시술자에 대한 직무피폭의 관리 및 감시가 중요하다. 개인선량계를 통해 측정되는 방사선 방호 실용량인 심부선량은 중재방사선시술의 경우 균질한 방사선장에 의해 전신에 고르게 노출되는 경우가 아니므로 유효선량을 항상 대표할 수는 없다. 따라서 본 연구에서는 C-arm을 이용한 대표적인 중재방사선시술에 대해 수학적 모의피폭체와 몬테카를로 방법을 이용한 계산과 개인선량계를 이용한 실측을 통해 개인선량당량과 장기별 선량을 평가하고자 하였다. 주요 장기별 선량평가 결과는 개인선량계로 측정된 선량 값보다 낮았으나, 갑상선과 같은 장기는 전신 연조직 선량보다 상당히 높은 것으로 평가되었다. 중재방사선시술자에 대한 적절한 방사선방호를 위해 납치마의 착용과 같은 전신 방호와 더불어 갑상선 방호와 같은 추가적인 방호조치가 고려되어야 할 것이다.

• 한국의학물리학회지:의학물리
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• 제22권3호
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• pp.124-130
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• 2011

본 연구에서는 생물학 연구용 방사선 조사기(Gamma Irradiator, Chiyoda Technol Co., Japan)에서 방출되는 Cs-137 감마선에 대하여 선량자료 구축을 위한 선량평가를 수행하였다. 대상 시료는 직경 3 cm인 구형의 물로 가정하였으며 공기커마로부터 선량계산 체계에 따라 흡수선량을 결정하였다. 측정값의 평가를 위하여 이론적 계산 및 몬테칼로 계산(MCNPX)을 이용하여 상호 비교하였다. 측정한 공기커마는 선원과 200 cm 이내에서 이론적 계산과 3.1% 이내로 일치하였다. 최종 결정된 흡수선량은 몬테칼로 계산과 100 cm와 200 cm에서 각각 1.9% 및 3.7%의 차이를 보였다. 본 결과는 비록 단편적이지만 생물 실험용 자료구축을 위한 기초 결과로서 타당하며 추후 다양한 형태의 시료 조건에 대해서 연구를 진행해야 할 것이다.

• 한국의학물리학회지:의학물리
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• 제31권3호
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• pp.54-62
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• 2020

Dose calculation algorithms play an important role in radiation therapy and are even the basis for optimizing treatment plans, an important feature in the development of complex treatment technologies such as intensity-modulated radiation therapy. We reviewed the past and current status of dose calculation algorithms used in the treatment planning system for radiation therapy. The radiation-calculating dose calculation algorithm can be broadly classified into three main groups based on the mechanisms used: (1) factor-based, (2) model-based, and (3) principle-based. Factor-based algorithms are a type of empirical dose calculation that interpolates or extrapolates the dose in some basic measurements. Model-based algorithms, represented by the pencil beam convolution, analytical anisotropic, and collapse cone convolution algorithms, use a simplified physical process by using a convolution equation that convolutes the primary photon energy fluence with a kernel. Model-based algorithms allowing side scattering when beams are transmitted to the heterogeneous media provide more precise dose calculation results than correction-based algorithms. Principle-based algorithms, represented by Monte Carlo dose calculations, simulate all real physical processes involving beam particles during transportation; therefore, dose calculations are accurate but time consuming. For approximately 70 years, through the development of dose calculation algorithms and computing technology, the accuracy of dose calculation seems close to our clinical needs. Next-generation dose calculation algorithms are expected to include biologically equivalent doses or biologically effective doses, and doctors expect to be able to use them to improve the quality of treatment in the near future.

• 한국의학물리학회지:의학물리
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• 제23권4호
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• pp.303-308
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• 2012

뇌정위 방사선수술의 선량계산을 위해 Geant4 기반의 응용 프로그램을 개발 하였다. 선형가속기에서 발생하는 방사선의 스펙트럼을 입력하기 위하여 사전에 실행하여 구한 스펙트럼에 각 에너지별로 구한 가중치를 곱하여 확률밀도를 구하였다. 이를 누적밀도로 변환하여 입력하도록 하였다. 메신저 클래스를 이용하여 다양한 형태의 MLC 조사면을 설정할 수 있도록 하였다. 갠트리와 테이블의 회전을 모사하기 위하여 rotateX와 rotateY라는 회전행렬을 사용하였다. 월드좌표 속에서 갠트리와 테이블을 정의하여 각각 회전을 구현하였다. 실제 환자의 자료는 CT의 dicom 파일에서 픽셀 크기, 매트릭스 크기 등의 정보와 픽셀의 HU를 밀도로 변환한 파일을 생성한 다음 이 파일을 이용 환자의 모델링에 이용 하였다. 환자의 모델링은 팬텀월드 안에 픽셀의 크기에 해당하는 복셀을 정의하고 이 복셀에 픽셀의 밀도와 이 밀도에 해당하는 물질을 할당해주었다.

• 한국방사선학회논문지
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• 제14권6호
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• pp.733-740
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• 2020

의료종사자의 피폭선량을 줄이기 위한 최근 연구에서, 방사선이 산란될 때 발생하는 광전효과를 이용하여 방사선치료실 입구에서의 선량을 줄이는 방법이 제안되었다. 이 방법은 특히 저에너지 광자에 효과적이기 때문에 본 연구에서는 몬테카를로 시뮬레이션을 이용하여 슬릿형태 구조물의 일반촬영실 산란 엑스선에 대한 차폐성능을 평가하였다. 두께 2 mm, 폭 50 mm, 길이 900 mm인 판을 2 mm 간격으로 수평 적재하는 형태의 슬릿형태 구조물은 알루미늄에 비해 철 또는 납으로 만드는 경우 차폐효과가 뛰어났다. 재질을 철로 한정한 경우 선원과 관심구역 사이에서 결정된 구조물의 설치위치는 차폐효과와 무관했으며, 판의 폭은 차폐효과에 비례했다. 폭 50 mm 철판을 사용한 경우 산란선이 직접 발생하는 바닥 및 환자의 높이를 제외하면 약 99.9% 또는 그 이상의 차폐효과가 있었다.

• 대한방사선기술학회지:방사선기술과학
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• 제28권2호
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• pp.117-122
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• 2005

1999년 개정된 국내 원자력법 시행령 제2조 5항에 의하면 2003년부터 원전 작업종사자들에 대해 외부 피폭 선량뿐만 아니라 내부피폭 선량도 합산하여 평가하도록 하였으며 또한 각 선량평가에 대한 오차도 50% 이내로 유지되어야 한다고 규정한 바 있어 전신이나 갑상선 계측기와 같은 내부피폭선량 측정 장비의 정밀한 계측이 요구되고 있다. 이러한 국내 원자력법의 개정에 부합하여 본 연구에서는 내부피폭 선량측정 결과치의 정확도를 향상시키기 위해서 현재 개발 중인 갑상선 내부피폭선량 측정 시스템의 검출효율을 계산하기 위한 몬테카를로 모의실험 코드(CALEFF)를 개발하였으며, 이 코드를 사용하여 다양한 실험조건에서 검출효율을 계산하였다. 향후 갑상선 내부피폭선량 측정 시스템의 보정인자로 사용하고자 한다.

• Journal of Radiation Protection and Research
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• 제47권3호
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• pp.143-151
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• 2022

Background: After the Fukushima Daiichi Nuclear Power Plant (FDNPP) accident, biological alterations in the natural biota, including morphological changes of fir trees in forests surrounding the power plant, have been reported. Focusing on the terminal buds involved in the morphological formation of fir trees, this study developed a method for estimating the absorbed radiation dose rate using radionuclide distribution measurements from tree organs. Materials and Methods: A phantom composed of three-dimensional (3D) tree organs was constructed for the three upper whorls of the fir tree. A terminal bud was evaluated using Monte Carlo simulations for the absorbed dose rate of radionuclides in the tree organs of the whorls. Evaluation of the absorbed dose targeted ¹³¹I, ¹³⁴Cs, and ¹³⁷Cs, the main radionuclides subsequent to the FDNPP accident. The dose contribution from each tree organ was calculated separately using dose coefficients (DC), which express the ratio between the average activity concentration of a radionuclide in each tree organ and the dose rate at the terminal bud. Results and Discussion: The dose estimation indicated that the radionuclides in the terminal bud and bud scale contributed to the absorbed dose rate mainly by beta rays, whereas those in 1-year-old trunk/branches and leaves were contributed by gamma rays. However, the dose contribution from radionuclides in the lower trunk/branches and leaves was negligible. Conclusion: The fir tree model provides organ-specific DC values, which are satisfactory for the practical calculation of the absorbed dose rate of radiation from inside the tree. These calculations are based on the measurement of radionuclide concentrations in tree organs on the 1-year-old leader shoots of fir trees. With the addition of direct gamma ray measurements of the absorbed dose rate from the tree environment, the total absorbed dose rate was estimated in the terminal bud of fir trees in contaminated forests.