• Journal of Radiation Protection and Research
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• 제45권4호
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• pp.178-186
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• 2020

Background: Reactor pressure vessel (RV) with internals (RVI) are activated structures by neutron irradiation and volume contaminated wastes. Thus, to develop safe and optimized disposal plan for them at a disposal site, it is important to perform exact activation calculation and evaluate the dose rate on the surface of casks which contain cut-off pieces. Materials and Methods: RV and RVI are subjected to neutron activation calculation via Monte Carlo methodology with MCNP6 and ORIGEN-S program-neutron flux, isotopic specific activity, and gamma spectrum calculation on each component of RV and RVI, and dose rate evaluation with MCNP6. Results and Discussion: Through neutron activation analysis, dose rate is evaluated for the casks containing cut-off pieces produced from decommissioned RV and RVI. For RV cut-off ones, the highest value of dose rate on the surface of cask is 6.97 × 10-1 mSv/hr and 2 m from it is 3.03 × 10-2 mSv/hr. For RVI cut-off ones, on the surface of it is 0.166 × 10-1 mSv/hr and 2 m from it is 1.04 × 10-1 mSv/hr. Dose rates for various RV and RVI cut-off pieces distributed lower than the limit except the one of 2 m from the cask surface of RVI. It needs to adjust contents in cask which carries highly radioactive components in order to decrease thickness of cask. Conclusion: Two types of casks are considered in this paper: box type for very-low-level waste (VLLW) as well as low-level waste (LLW) and cylinder type for intermediate-level waste (ILW). The results will contribute to the development of optimal loading plans for RV and RVI cut-off pieces during the decommissioning of nuclear power plant that can be used to prepare radioactive waste disposal plans for the different types of wastes-ILW, LLW, and VLLW.

• 한국의학물리학회지:의학물리
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• 제27권2호
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• pp.86-92
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• 2016

디지털 팬텀을 사용한 선량평가 방법은 일반화된 장기에 대해서만 평가가 가능하여 종양에 대한 선량평가가 불가능하다. 이에 본 연구에서는 몸통 팬텀에 방사성동위원소를 주입하고 실제 측정된 CT 영상을 기반으로 장기와 종양에 대하여 몬테카를로 시뮬레이션을 이용하여 S-value를 계산함으로써 장기와 종양에 대한 흡수선량을 평가하고자 하였다. 몸통 팬텀은 폐, 간, 척추, 실린더로 구성되어 있으며 구 모형 팬텀을 이용하여 종양을 모사하였다. 방사성동위원소의 실제 선량 측정은 방사성동위원소 Cu-64 73.85 MBq 주입된 몸통 팬텀에 유리선량계(glass dosimeter)를 삽입하여 방사성동위원소의 선량을 측정하였다. 몬테카를로 시뮬레이션을 위한 몸통 팬텀의 각 영역 정보는 Cu-64가 주입된 몸통 팬텀을 이용하여 PET/CT 영상을 획득하고 CT영상의 해부학적 정보를 우선으로 평균값과 매뉴얼로 각 장기 및 종양을 영역별로 분할하여 제공하였다. 방사성동위원소의 영역별 잔류시간은 PET 영상에서 분할된 영역을 기반으로 시간변화에 따라 Cu-64 방사능량을 측정하여 계산하였다. 각 영역의 S-value는 몬테카를로 시뮬레이션에 입력된 공간상의 좌표, 복셀 크기, 밀도정보를 사용하여 계산하였다. 흡수선량 평가는 몬테카를로 시뮬레이션을 이용하여 선량분포를 계산하였으며 각 영역별로 미치는 S-value와 잔류시간을 이용하여 계산하였다. 각 영역에서의 흡수선량은 간에서 4.52E-02 mGy/MBq, 종양1에서 4.61E-02 mGy/MBq, 그리고 종양2에서 5.98E-02 mGy/MBq으로 평가되었다. 유리선량계로 측정된 선량 값과 시뮬레이션을 통해 계산된 선량 값의 차이는 평균 12.3% 이내의 차이를 보였다. 본 연구결과는 다양한 크기와 위치에 대하여 영상기반 선량평가의 적용가능성을 제시하였다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제51권8호
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• pp.1991-1997
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• 2019

In this manuscript, we present a method for the direct calculation of an ambient dose equivalent (H^* (10)) for the external gamma-ray exposure with an energy range of 40 keV to 2 MeV in an electronic personal dosimeter (EPD). The designed EPD consists of a 3 × 3 ㎟ PIN diode coupled to a 3 × 3 × 3 ㎣ CsI (Tl) scintillator block. The spectrum-to-dose conversion function (G(E)) for estimating H^* (10) was calculated by applying the gradient-descent method based on the Monte-Carlo simulation. The optimal parameters for the G(E) were found and this conversion of the H^* (10) from the gamma spectra was verified by using ²⁴¹Am, ¹³⁷Cs, ²²Na, ⁵⁴Mn, and ⁶⁰Co radioisotopes. Furthermore, gamma spectra and H^* (10) were obtained for an arbitrarily mixed multiple isotope case through Monte-Carlo simulation in order to expand the verification to more general cases. The H^* (10) based on the G(E) function for the gamma spectra was then compared with H^* (10) calculated by simulation. The relative difference of H^* (10) from various single-source spectra was in the range of ±2.89%, and the relative difference of H^* (10) for a multiple isotope case was in the range of ±5.56%.

• Journal of Radiation Protection and Research
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• 제48권3호
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• pp.117-123
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• 2023

Background: We investigated the impact of 0.35 T magnetic field on dose calculation for non-small cell lung cancer (NSCLC) stereotactic ablative radiotherapy (SABR) in the ViewRay system (ViewRay Inc.), which features a simultaneous use of magnetic resonance imaging (MRI) to guide radiotherapy for an improved targeting of tumors. Materials and Methods: Here, we present a comprehensive analysis of the effects induced by the 0.35 T magnetic field on various characteristics of SABR plans including the plan qualities and dose calculation for the planning target volume, organs at risk, and outer/inner shells. Therefore, two SABR plans were set up, one with a 0.35 T magnetic field applied during radiotherapy and another in the absence of the field. The dosimetric parameters were calculated in both cases, and the plan quality indices were evaluated using a Monte Carlo algorithm based on a treatment planning system. Results and Discussion: Our findings showed no significant impact on dose calculation under the 0.35 T magnetic field for all analyzed parameters. Nonetheless, a significant enhancement in the dose was calculated on the skin surrounding the tumor when the 0.35 T magnetic field was applied during the radiotherapy. This was attributed to the electron return effect, which results from the deviation of the electrons ejected from tissues upon radiation due to Lorentz forces. These returned electrons re-enter the tissues, causing a local dose increase in the calculated dose. Conclusion: The present study highlights the impact of the 0.35 T magnetic field used for MRI in the ViewRay system for NSCLC SABR treatment, especially on the skin surrounding the tumors.

• 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.

• Journal of Radiation Protection and Research
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• 제40권1호
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• pp.55-64
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• 2015

방사선치료계획장치의 핵심기술인 선량분포 계산은 빠르고 정확함을 요구한다. 기존 상용화된 치료계획장치의 선량 계산 방법은 빠르지만 정확성이 부족하고, 몬테칼로 방법은 시뮬레이션 시간과다 문제가 있다. 관심영역의 일부만 몬테칼로 방법이 계산하고 나머지 영역은 비선형함수사상 능력이 뛰어난 신경회로망이 계산하는 시스템은 상대적으로 빠르고 정확한 선량분포를 계산해낼 수 있다. 비균질 매질의 선량분포에 나타나는 불연속점과 변곡점의 특성을 신경회로망이 학습가능 하다는 것을 사전 작업을 통해 확인하였다. 이때 사용된 신경회로망은 Feedforward Multi-Layer Perceptron에 Scaled Conjugated Gradient 알고리즘과 Levenberg-Marquardt 알고리즘으로 각각 학습하여 성능비교를 하였고, 은닉층의 뉴런 개수에 따른 성능비교도 하였다. 마지막으로 균질매질의 팬텀에 대해 상용 치료계획장치의 선량계산 알고리즘으로 계산한 선량분포를 사전작업을 통해 확인된 신경회로망에 학습하여 깊이선량율의 평균제곱오차가 0.00214인 결과를 보여주었다. 균질 및 비균질 매질의 팬텀에 대한 3차원 선량분포를 계산하는 신경회로망 모델 개발 연구가 추가로 진행될 것이다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제33권2호
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• pp.156-165
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• 2001

A radiological safety assessment was performed for a hypothetical near-surface radioactive waste repository as a simple screening calculation to identify important nuclides and to provide insights on the data needs for a successful demonstration of compliance. Individual effective doses were calculated for a conservative ground water pathway scenario considering well drilling near the site boundary. Sensitivity of resulting ingestion dose to input parameter values was also analyzed using Monte Carlo sampling. Considering peak dose rate and assessment time scale, C-14 and T-129 were identified as important nuclides and U-235 and U-238 as potentially important nuclides. For C-14, the dose was most sensitive to Darcy velocity in aquifer The distribution coefficient showed high degree of sensitivity for I-129 release.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제49권7호
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• pp.1495-1504
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• 2017

In a previous study, a set of polygon-mesh (PM)-based skin models including a $50-{\mu}m-thick$ radiosensitive target layer were constructed and used to calculate skin dose coefficients (DCs) for idealized external beams of electrons. The results showed that the calculated skin DCs were significantly different from the International Commission on Radiological Protection (ICRP) Publication 116 skin DCs calculated using voxel-type ICRP reference phantoms that do not include the thin target layer. The difference was as large as 7,700 times for electron energies less than 1 MeV, which raises a significant issue that should be addressed subsequently. In the present study, therefore, as an extension of the initial, previous study, skin DCs for three other particles (photons, protons, and helium ions) were calculated by using the PM-based skin models and the calculated values were compared with the ICRP-116 skin DCs. The analysis of our results showed that for the photon exposures, the calculated values were generally in good agreement with the ICRP-116 values. For the charged particles, by contrast, there was a significant difference between the PM-model-calculated skin DCs and the ICRP-116 values. Specifically, the ICRP-116 skin DCs were smaller than those calculated by the PM models-which is to say that they were under-estimated-by up to ~16 times for both protons and helium ions. These differences in skin dose also significantly affected the calculation of the effective dose (E) values, which is reasonable, considering that the skin dose is the major factor determining effective dose calculation for charged particles. The results of the current study generally show that the ICRP-116 DCs for skin dose and effective dose are not reliable for charged particles.

• Journal of Radiation Protection and Research
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• 제10권1호
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• pp.41-49
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• 1985

1,300 MWe 가압경수로 공동내에서 중성자의 흐름해석이 수행되었다. 중성자의 흐름을 해석하는데는 1차원 수송코드인 ANISN, 2차원 수송코드인 DOT3.5, 3차원 Monte Carlo 코드인 TRIPOLI-02와 이들을 접속시켜주는 DOTTRI 등의 전산코드가 이용되었고, 본 계산에 사용된 전산기는 IBM 3033형이었다. 계산된 선속 및 선량율은 900 MW 가압경수로의 공동내에서 측정한 측정치와 비교검토 되었고, 그 결과 중성자 군별로 약간의 오차는 있었으나 전체적으로 큰 오차는 없었다. 이 결과는 대용량의 원자로 차폐설계, 원자로보수시, 기타 원자로 공동내에 출입할 경우에 방사선방어상 필요한 방어수단을 제공하는데 기여하였다.

• 한국의학물리학회지:의학물리
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• 제17권2호
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• pp.123-129
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• 2006

최근 발표된 EGS5 몬테칼로 코드의 방사선치료 응용을 위한 시험코드를 작성하였다. 본 시험코드는 점선원 모델과 원통형 팬텀에 대하여 깊이선량을 계산하도록 작성되었다. 시험코드의 평가를 위하여 6, 9, 12, 15 MeV 전자선 그리고 Co-60, 10 MV 광자선에 대한 깊이선량을 계산하고 DOSRZ/EGS4의 결과와 비교하였다. 시험코드와 DOSRZ 코드와의 깊이선량 계산결과의 차이는 전자선에서 약 ${\pm}1.5%$ 이내, 광자선에서 약 ${\pm}3.0%$ 이내를 보였다.