• Nuclear Engineering and Technology
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• 제54권5호
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• pp.1769-1780
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• 2022

A new method of dose calculation algorithm, called GPU-accelerated Monte Carlo and collapsed cone Convolution (GMCC) was developed to improve the calculation speed of BNCT treatment planning system. The GPU-accelerated Monte Carlo routine in GMCC is used to simulate the neutron transport over whole energy range and the Collapsed Cone Convolution method is to calculate the gamma dose. Other dose components due to alpha particles and protons, are calculated using the calculated neutron flux and reaction data. The mathematical principle and the algorithm architecture are introduced. The accuracy and performance of the GMCC were verified by comparing with the FLUKA results. A water phantom and a head CT voxel model were simulated. The neutron flux and the absorbed dose obtained by the GMCC were consistent well with the FLUKA results. In the case of head CT voxel model, the mean absolute percentage error for the neutron flux and the absorbed dose were 3.98% and 3.91%, respectively. The calculation speed of the absorbed dose by the GMCC was 56 times faster than the FLUKA code. It was verified that the GMCC could be a good candidate tool instead of the Monte Carlo method in the BNCT dose calculations.

• 한국의학물리학회:학술대회논문집
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• 한국의학물리학회 2002년도 Proceedings
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• pp.116-118
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• 2002

It has been noted that Monte Carlo simulations are the most accurate method to calculate dose distributions in any material and geometry. Monte Carlo transport algorithms determine the absorbed dose by following the path of representative particles as they travel through the medium. Accurate Monte Carlo dose calculations rely on detailed modeling of the radiation source. We modeled the effects of beam modifiers such as collimators, blocks, wedges, etc. of our accelerator, Varian Clinac 600C/D to ensure accurate representation of the radiation source using the EGSnrc based BEAM code. These were used in the EGSnrc based DOSXYZ code for the simulation of particles transport through a voxel based Cartesian coordinate system. Because Monte Carlo methods use particle-by-particle methods to simulate a radiation transport, more particle histories yield the better representation of the actual dose. But the prohibitively long time required to get high resolution and accuracy calculations has prevented the use of Monte Carlo methods in the actual clinical spots. Our ultimate aim is to develop a Monte Carlo dose calculation system designed specifically for radiation therapy planning, which is distinguished from current dose calculation methods. The purpose of this study in the present phase was to get dose calculation results corresponding to measurements within practical time limit. We used parallel processing and some variance reduction techniques, therefore reduced the computational time, preserving a good agreement between calculations of depth dose distributions and measurements within 5% deviations.

• 한국의학물리학회지:의학물리
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• 제14권4호
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• pp.240-248
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• 2003

몬테칼로 계산은 다른 어떤 알고리즘보다 정확한 선량 계산 결과를 주지만 계산 시간이 오래 걸리는 단점이 있다. 본 연구에서는 Varian 600 C/D 선형가속기로부터지 6 MV 광자선에 대해 몬테칼로 계산을 사용하여 얻은 선량 분포가 측정에 의해 얻은 선량 분포와 2％ 이내에서 서로 잘 일치하도록 하며 분산 감소 기법을 사용하여 계산 시간 단축 정도를 평가하였다. 그리고 연산 능력을 높여 계산 시간 단축 정도를 평가하여 분산 감소 기법을 사용한 경우와 연산 능력을 높인 경우 간에 계산 시간 단축 정도를 비교하였다. 몬테칼로 계산 코드로는 빔 모사를 위해 BEAMnrc 코드, 선량 계산을 위해 DOSXYZnrc 코트를 각각 사용하였는데 분산 감소 기법은 이 코드들에서 지원하는 방법들을 사용하였고 연산 능력을 높이는 방법으로는 컴퓨터 클러스터를 이용한 병렬 처리를 사용하였다. 비교 결과, 분산 감소 기법을 사용하여 계산 시간을 최대 1/25 이상 단축시킬 수 있었고 9대의 컴퓨터를 이용한 병렬 처리 결과 계산 시간을 1/9로 단축시킬 수 있었다. 계산 곁과의 정확성을 만족할 만한 수준으로 유지할 수 있다면 분산감소 기법을 포함한 간략화된 물리의 적용은 현 시점에서 몬테칼로 선량 계산 시간을 획기적으로 단축시킬 대안이 될 수 있다.

• 한국의학물리학회:학술대회논문집
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• 한국의학물리학회 2002년도 Proceedings
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• pp.106-108
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• 2002

Recent advances in radiation transport algorithms, computer hardware performance, and parallel computing make the clinical use of Monte Carlo based dose calculations possible. Monte Carlo treatment planning requires accurate beam information as input to generate accurate dose distributions. The procedures to obtain this accurate beam information are called "commissioning", which includes accelerator head modeling. In this study, we would like to investigate how much accurately Monte Carlo based dose calculations can predict the measured beam data in various conditions. The Siemens 6MV photon beam and the BEAM Monte Carlo code were used. The comparisons including the percentage depth doses and off-axis profiles of open fields and wedges, output factors will be presented.

• 한국의학물리학회:학술대회논문집
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• 한국의학물리학회 2002년도 Proceedings
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• pp.291-293
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• 2002

Accurate dose calculation in radiation treatment planning is most important for successful treatment. Since human body is composed of various materials and not an ideal shape, it is not easy to calculate the accurate effective dose in the patients. Many methods have been proposed to solve the inhomogeneity and surface contour problems. Monte Carlo simulations are regarded as the most accurate method, but it is not appropriate for routine planning because it takes so much time. Pencil beam kernel based convolution/superposition methods were also proposed to correct those effects. Nowadays, many commercial treatment planning systems, including Pinnacle and Helax-TMS, have adopted this algorithm as a dose calculation engine. The purpose of this study is to verify the accuracy of the dose calculated from pencil beam kernel based treatment planning system Helax-TMS comparing to Monte Carlo simulations and measurements especially in inhomogeneous region. Home-made inhomogeneous phantom, Helax-TMS ver. 6.0 and Monte Carlo code BEAMnrc and DOSXYZnrc were used in this study. Dose calculation results from TPS and Monte Carlo simulation were verified by measurements. In homogeneous media, the accuracy was acceptable but in inhomogeneous media, the errors were more significant.

• Journal of Radiation Protection and Research
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• 제26권2호
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• pp.93-99
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• 2001

해부학적으로 단순한 수학적인형팬텀의 한계를 극복하기 위한 voxel 머리팬텀을 제작하고 BNCT(Boron Neutron Capture Therapy) 시행 시 선량분포를 계산하였다. 일반목적 몬테칼로 코드인 MCNP4B의 반복구조 알고리즘을 이용하여 voxel 몬테칼로 계산체계를 수립하였고 두 가지 물질로 구성된 예시적 voxel 팬텀과 기하체조합팬텀의 계산값 비교를 통해 계산체계를 검증하였다. 미국 NLM(National Library of Medicine)에서 제공하는 VHP man 인체단층사진에 대한 분할 및 색인작업을 통해 voxel 머리팬텀을 제작하여 AP 및 PA 방향에서 입사하는 넓고 평행한 광자 및 중성자빔에 대한 선량값을 MIRD 팬텀의 계산값과 비교한 결과 중성자빔 AP 방향조사 시 MIRD 팬텀에서는 볼 수 없는 안구로 인한 중성자 감쇠현상을 확인할 수 있었다. 3차원 정밀계산이 필요한 BNCT 시술시 선량분포계산을 위해 뇌 중앙에 직경 5cm의 구형 뇌종양 체적을 정의하고 뇌와 종양의 붕소 함량을 조정하여 10keV 및 40keV 상부입사 중성자에 의한 장기별 흡수선량을 계산한 결과 종양에 $30{\mu}g/g$, 정상세포에 $3{\mu}g/g$의 붕소를 주입한 경우 붕소함량이 없을 때에 비해 2배 가량 큰 선량을 보였다. 본 연구를 통해 voxel몬테칼로기법을 이용한 선량평가체계를 수립하였고 정밀한 선량계산을 필요로 하는 치료방사선분야 선량계산에 실제 인체에 가까운 voxel팬텀의 응용가능성을 제시하였다.

• Journal of Radiation Protection and Research
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• 제39권1호
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• pp.30-37
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• 2014

최근 표준한국인 성인남녀 복셀 팬텀 한 쌍인 High-Definition Reference Korean-Man (HDRK-Man)과 High-Definition Reference Korean-Woman (HDRK-Woman)을 개발한 바 있다. HDRK-Man과 HDRK-Woman은 각각 한국인 성인 남성과 여성을 대표하므로 이들을 이용하면 한국인 고유의 유효선량을 계산할 수 있다. 이러한 한국인 고유의 유효선량을 계산하기 위해서는 표준한국인 팬텀을 이용한 몬테칼로 선량계산을 수행하여야 한다. 하지만 이러한 몬테칼로 선량계산은 전산인체모델에 대한 이해와 고도의 몬테칼로 전산모사 기술이 요구되기 때문에 몬테칼로 전산모사 경험이 적은 연구자들에게는 접근성이 용이하지 않다. 최근 UFPE (Federal University of Pernambuco) 연구팀에서는 몬테칼로 선량계산 온라인 시스템인 CALDOSE_X를 운영하고 있다. CALDOSE_X는 사용자가 온라인상에서 직접 입력한 선원조건에 따라 곧바로 몬테칼로 선량계산을 수행하고 계산된 결과를 제공해주는 온라인 서비스이다. 따라서 CALDOSE_X를 이용하면 몬테칼로 전산모사 경험 없이도 누구나 쉽게 원하는 선원조건에 대한 선량계산을 수행할 수 있다. 하지만 CALDOSE_X에서 제공하는 선량값은 서양인 전산팬텀을 이용하기 때문에, 이를 한국인 종사자에 대한 방사선 방호목적으로 사용하기에는 여전히 한계가 있다. 이에 본 연구에서는 온라인상에서 사용자가 입력한 선원조건에 따라 실시간으로 표준 한국인에 대한 유효선량을 계산할 수 있는 웹 기반 표준한국인 선량평가 시스템을 구축하였다.

• 한국의학물리학회지:의학물리
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• 제11권2호
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• pp.91-99
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• 2000

본 연구는 선형 가속기에서 나오는 고 에너지 광자빔 조사를 받은 환자 내부의 선량 분포를 조사문 선량 분포로부터 재구성하는 방법을 개발하기 위한 기초 연구로서 삼차원 선량 분포를 재구성하는 방법을 제시하고 이 방법을 전산모사를 통해 평가하였다. 본 연구에서 제안하는 방법은 환자나 팬톰 내부의 임의의 지점에서 흡수된 선량과 그 지점에 대응되는 조사문 선량의 측정 지점에서 흡수된 선량의 차이를 계산하여 측정된 조사문 선량 분포로부터 환자나 팬톰 내부의 선량분포를 얻는 것이다. 선량의 차이는 역제곱법칙과 선형감쇄계수, 그리고 Monte Carlo 프로그램을 이용하여 환자나 팬톰의 CT 정보로부터 계산한 산란선량과 주선량의 비(scatter to primary dose ratio)를 이용하여 계산한다. 이 방법을 시험하기 위해 여러 종류의 균질 혹은 비균질 팬톰의 조사문 선량 분포를 Monte Carlo 전산모사로 계산한 뒤 팬톰 내부의 선량 분포를 재구성하였다. 광자빔은 1.5 MeV의 단일에너지를 사용하였고 Monte Carlo 프로그램은 EGS4를사용하였다. 본 연구의 방법을 사용하여 재구성된 팬톰 내부의 선량 분포와 Monte Carlo로 계산한 팬텀 내부의 선량 분포와 비교하였다. 비교 결과 오차 -4%∼+2% 이내로 일치하였다. 이 방법은 다른 in vivo dosimetry 방법을 대신하여 환자내의 선량분포를 예측하는데 쓰여질 수 있을 것이다.

• 한국의학물리학회지:의학물리
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• 제16권3호
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• pp.138-147
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• 2005

몬테칼로 선량계산 시 적절한 정확도를 얻기 위해서는 계산입자수를 늘려야 하고 그로 인해 계산 시간이 오래 걸리게되므로 일상적 치료계획의 선량계산 방법으로 이용되지 못했다. 본 연구에서는 몬테칼로 모의실험 시 계산입자 수를 줄여서 선량계산을 수행한 후 잡음 감소 필터를 적용하여 선량계산 결과를 개선하고자 하였다. 이를 위해 국소 최소자승 잡음 감소 필터를 제작하고 광자선 및 전자선 균질/비균질 팬텀 내 선량계산 결과에 대하여 적용하여 선택적 여과를 수행하였으며 그 유효성을 등선량 곡선 비교 및 감마시험을 통하여 검증하였다. 연구 결과 통계적 불확실도를 2$\%$ 이내로 유지하기 위해 필요한 계산입자수의 10$\%$ 이하의 계산입자 수를 이용하여 몬테칼로 선량계산 뒤 후처리한 결과가 기준계산 입자수를 이용하여 얻은 몬테칼로 선량계산 결과와 유사해질 수 있음을 확인하였다.

• Journal of Radiation Protection and Research
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• 제29권2호
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• pp.105-115
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• 2004

몬테칼로 모의실험을 이용하여 방사선 선량을 계산할 경우 원하는 정확도를 얻기 위해서는 계산입자(histories) 수가 많아야 하므로 시간이 오래 걸리게 된다. 그러므로 정확성을 유지할 수 있으면서 시간을 최소화할 수 있는 최적의 계산입자 수를 결정해야 할 필요가 있다. 본 연구에서는 계산입자 수에 따른 통계적 불확실성의 영향을 평가한 후 최적의 계산입자 수 결정을 위한 불확실성의 한계를 제시하고자 하였다. 몬테칼로 코드로는 BEAMnrc와 DOSXYZnrc를 사용하였으며, 모의 흉부 팬텀에 대하여 계산입자 수를 달리 하면서 광자선 선량을 계산한 후 통계적 오차가 적은 벤치마크와 비교하였다. 통계적 오차의 영향을 분석하기 위하여 임상적으로 널리 이용되는 등선량 곡선 비교, DVH, RMSD 방법을 이용하였다. 연구 결과 통계적 오차의 영향은 등산량 곡선 비교와 RMSD 비교에서 크게 나타났으나 DVH에서의 영향은 크지 않은 것으로 나타났다. 방사선치료를 위한 광자선 선량계산을 할 경우 전체 통계적 불확실성 $(\bar{{\Delta}D})$ 9% 또는 $D_{max}/2$ 이상을 갖는 체적소에 대한 통계적 오차 1%, 또는 최대 선량지점에서의 통계적 불확실성 1% 정도가 적정 수준임을 확인할 수 있었다.