• 한국의학물리학회지:의학물리
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• 제29권4호
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• pp.101-105
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• 2018

In this paper, a neutron moderation system for boron neutron capture therapy (BNCT) based on a $^{252}Cf$ neutron source is proposed. Different materials have been studied in order to produce a high percentage of epithermal neutrons. A moderator with a construction mixture of $AlF_3$ and Al, three reflectors of $Al_2O_3$, BeO, graphite, and seven filters (Bi, Cu, Fe, Pb, Ti, a two-layer filter of Ti+Bi, and a two-layer filter of Ti+Pb) is considered. The MCNPX simulation code has been used to calculate the neutron and gamma flux at the output window of the neutronic system. The results show that the epithermal neutron flux is relatively high for four filters: Ti+Pb, Ti+Bi, Bi, and Ti. However, a layer of Ti cannot reduce the contribution of ${\gamma}$-rays at the output window. Although the neutron spectra filtered by the Ti+Bi and Ti+Pb overlap, a large fraction of neutrons (74.95%) has epithermal energy when the Ti+Pb is used as a filter. However, the percentages of the fast and thermal neutrons are 25% and 0.5%, respectively. The Bi layer provides a relatively low epithermal neutron flux. Moreover, an assembly configuration of 30% $AlF_3+70%$ Al moderator/$Al_2O_3$ reflector/a two-layer filter of Ti+Pb reduces the fast neutron flux at the output port much more than other assembly combinations. In comparison with a recent model suggested by Ghassoun et al., the proposed neutron moderation system provides a higher epithermal flux with a relatively low contamination of gamma rays.

• 한국산업보건학회지
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• 제3권1호
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• pp.54-61
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• 1993

Principles and advantages of neutron actiation analysis which is one of widely using nuclear techniques are introduced. The importance of neutron activation analysis in occupational health study is discussed. The indusrial hygienic study of the samples like human hair, blood, urine, organs, tissues and airborne contamination of the working environment can be enhanced by the technique. Statistical treatments of the acquired data are also emphasized.

• Radiation Oncology Journal
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• 제19권1호
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• pp.66-73
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• 2001

목적 : 붕소-중성자 포획치료법(Boron Neutron Capture Therapy, BNCT)을 위해 원자력병원 싸이클로트론에서 발생되는 최대에너지 34.4 MeV의 속중성자(Fast neutron)를 70 cm 파라핀으로 감속시킨 후 선량 특성을 조사하였다. 그 결과를 토대로 열외중성자(Epithermal neutron) 선량 측정법에 대한 프로토콜을 확립하여 원자로에서 방출되는 열외 중성자 선량 특성 평가의 기초를 삼고, 가속기를 이용한 BNCT 연구에 대한 타당성 여부를 조사하고자 한다. 대상 및 방법 : 공기 중 선량 및 물질 내 선량 분포 측정을 위해 Unidos 10005 (PTW, Germany) 전기계와 조직 등가 물질인 A-150 플라스틱으로 제작된 IC-17 (Far West, USA) 및 IC-18, ElC-1 이온함을 사용하였고, 감마선의 측정을 위해서는 마그네슘으로 제작된 IC-l7M 이온함을 이용하였으며 조직등가 기체와 아르곤 기체를 분당 5cc 씩 주입하며 측정하였다. 중성자, 광자, 전자가 혼합된 장의 모의 수송 해석을 위해 이용되는 Monte Carlo N-Particle (MCNP) transport code를 사용하여 2차원적 선량 분포 및 에너지 분포를 계산하였으며 이 결과를 측정값과 비교하였다. 결과 : BNCT에서의 유효 치료 깊이인 물 팬텀 4 cm에서의 선량은 치료기 1 MU 당 $6.47\times10^{-3}\;cGy$로 미세하였으며, 이때 감마 오염도(contamination)는 $65.2{\pm}0.9\%$로 중성자보다는 감마선에 의한 선량 기여분이 우세하였다. 깊이에 따른 선량 분포 특성에서는 중성자 선량은 선형적으로 감쇠 되었고, 감마선량은 지수적으로 보다 급격히 감쇠되는 경향을 보였으며 전체 선량의 $D_{20}/D_{10}$은 0.718 이었다. MCNP에 의한 에너지 분포 전산 계산의 결과 2.87 MeV 이하에서 중성자 피크가 나타났으며, 저에너지 영역에서는 감마선이 연속적으로 분포되는 양상을 보였다. 결론 : 벽 물질이 서로 다른 두 개의 이온함을 사용한 직접 선량 측정과 MCNP 전산 시뮬레이션을 이용한 공간 선량분포 계산으로 미세 속중성자 빔에 대한 선량 특성을 파악할 수 있었으며, 원자로 열외중성자 주(Epithermal neutron column)에 대한 선량 평가 자료로 확보하였다. 아울러 가속기에 대한 연구가 진행되어 고전압, 고전류를 발생시키는 전원 공급장치와 표적핵(Target) 물질이 개발되고 비스무스나 납 등에 의해 감마 오염도를 줄일 경우, 싸이크로트론에 의한 보론-중성자 포획치료도 가능해질 것으로 판단된다.

• 분석과학
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• 제16권3호
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• pp.232-239
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• 2003

청주시 석남천 유역의 4개 지점, 미호천 유역의 1개 지점, 석남천과 미호천 합류지역의 1개 지점 등 6개 지점을 기준지점으로 택하고, 각 지점의 상층, 중층, 하층에서 침전물을 채취하여 조사용 시료를 제작하였다. 한국원자력연구소의 연구용 원자로(HANARO)의 중성자 선을 이용한 중성자 방사화 분석법으로 원소함량을 분석하였다. 미국 표준연구원(NIST)의 인증표준물질을 이용하여 시료 중의 30 개 원소들의 함량을 비교법으로 분석하였다. 그 분석 결과로부터 하천오염원지역에서 하류로 이어지는 지역의 침전물 오염도분포조사 및 예측시 오염물질의 원소비중과 유속을 고려해야 하며 하천침전물의 함량분석을 위한 시료를 채취할 때 시료의 지역적 대표성을 확립하기 위해서는 원소의 비중과 유속 등을 고려하여 수직적 범위를 정할 필요가 있음을 알았다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제56권2호
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• pp.753-761
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• 2024

Introduction: In this study, TLD 600 and TLD 700 pairs were used to measure the neutron dose of Elekta Precise medical linac. To this end, the optimum moderate thickness for the conversion of fast to thermal neutrons were evaluated. Materials and methods: ²⁴¹Am-Be and ²⁵²Cf sources were simulated to calculate the optimum thicknesses of the moderator for the conversion of maximum fast neutrons (FN) into thermal neutrons (TN). Pair TLDs were used to measure F&TN doses for three different field sizes at four depths of the medical linac. Results: The maximum thickness of the moderator was optimized at 6 cm. The measurement results demonstrated that the TN dose increased with the expansion of field size and depth. The FN dose, which was converted TN, exhibits behaviors comparable to the TN due to its nature. Conclusion: This study presents the optimum thickness for the moderator to convert FN into TN and measure F&TN using TLDs.

• 한국의학물리학회지:의학물리
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• 제8권2호
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• pp.45-57
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• 1997

속중성자선을 임상에 이용하기 위해서는 속중성자선의 선량 및 선량분포를 정확히 측정하는 것이 매우 중요하다. 현재 속중성자선의 측정법은 크게 나누어 American Associations of Physicists in Medicine, European Clinical Neutron Dosimetry Group 및 International Commission on Radiation Units and Measurements에 의하여 제시되고 있으나 측정의 복잡함으로 인하여 서로 약간씩 다른 방법을 제시하고 있다. 따라서 본 연구에서는 중성자 치료장치에서 방출되는 속중성자선의 방출선량 및 물질 내 선량분포 등의 측정을 통하여 독자적인 측정기술을 확보하고, 우리 실정에 알맞은 표준측정법을 개발하고자 하였다. 속중성자선의 선량 및 물질 내 선량 분포 측정에는 조직등가물질인 A-150 플라스틱으로 제작된 IC-17 및 IC-18 이온함, 마그네슘으로 제작된 IC-17M 이온함, TE 기체, Ar 기체 및 RDM 2A electrometer 등을 사용하였다. 연구 결과 중성자선에 혼합되어 있는 ${\gamma}$선의 오염도는 기준조사면 깊이 5cm에서 약 13% 로 나타났으며, 깊이가 깊어질수록 증가하였다. 기준 조사면에 대하여 중심축선상의 최대 선량 깊이는 1.32cm 이었으며, 50% 선량 깊이는 14.8cm로 나타났다. 표면선량율은 전 조사면에 걸쳐서 41.6%～54.1%이었으며 조사면가 커질수록 증가하였다. Beam profile 은 2.5cm 깊이에서 7.5% 정도 horne effect가 나타났으며 10cm 깊이에서 가장 평탄하였다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제56권8호
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• pp.2906-2915
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• 2024

Radiocarbon (¹⁴C), with a radioactive half-life of approximately 5730 years, poses a long-term environmental contamination risk when released into the atmosphere. The quantification analysis of its release estimates plant-specific generation rates based on factors such as plant power, core neutron flux distribution, and the volume of water exposed to this flux. Utilizing the improved estimation method, the ¹⁴C production rate for several Korean Pressurized Water Reactors (PWRs) was calculated. Also, improvements in measurement methods through sampling have also been made. These enhancements include the verification of the absorption method versus the mixing method. The results of this study indicate that plant-specific ¹⁴C production rates range from 0.213 to 0.317 TBq/yr, which are comparable to the global range observed in PWRs. Furthermore, the study evaluated a quenching correction curve for a liquid scintillation counter using two quenching correction methods: the external standard method and the internal standard method. The accuracy of these methods with 72 samples was validated with an average relative error within ±2.5%. The relative error of the mixing method, when compared to the direct absorption method, was found to be within ±20%. This finding underscores the validity of the improved measurement technique.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제56권9호
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• pp.3501-3511
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• 2024

Titanium alloys play a vital role in optimizing the effectiveness and security of nuclear reactors, strengthening structural durability, and facilitating the effective handling of nuclear waste. The aim of this study is to investigate the gamma-ray, neutron, and transmission properties of four common titanium alloys through the examination of the deposited energy amount in the liquid sodium coolant material, in relation to the mechanical properties of these alloys. MCNP (version 6.3) is utilized for designing the titanium pipes. Next, the pipes were re-designed considering the elemental mass fractions and densities of the investigated titanium alloys. Grade 26 sample is reported with the highest values of mass attenuation coefficients and the lowest HVL values among those investigated alloys. Grade 26 is reported to have the lowest TF value, whereas Grade 12 demonstrated the highest TF value. The highest Effective Removal Cross Section (Σ_R, 1/cm) value against fast neutrons is reported for Grade 26. The utilization of Grade 26 sample as pipe material resulted in the lowest deposited energy amount (MeV/g) and subsequent lowest contamination in the coolant material. Out of the alloys that were chosen for analysis, it has been determined that Grade 26 exhibits the highest level of strength. It can be concluded that the Grade 26 alloy exhibits desirable characteristics for applications in nuclear technologies that require superior gamma-ray and neutron absorption properties, as well as exceptional mechanical properties. Nevertheless, it is essential to emphasize the importance for ongoing studies to enhance the existing material properties of Grade 26, with the aim of achieving improved safety and efficacy in nuclear applications.

• Radiation Oncology Journal
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• 제6권1호
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• pp.85-91
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• 1988

한국에너지연구소 원자력병원 싸이클로트론에 의해 생산되는 중성자를 임상에 적용시키기 위해, 이의 물리적 특성을 알기 위하여 방사선선량 측정실험을 시행하였다. 여기서 얻은 결과를 외국의 다른 치료기관에서 얻은 데이타와 비교 분석하였다. 중심축 선상의 심부선량백분율, build-up곡선, open과 쐐기등선량 곡선의 값이 4MV와 6MV X-ray값의 중간에 위치하였다. 최대선량의 build-up은 피부아래 1.35cm에 위치했으며 입사 선량은 약 $40\%$였다. 출력인자는 $6\times6cm$의 조사야에서 0.894, $30\times30cm$의 조사야에서는 1.187이었다. 중성자선의 X-ray오염도는 $10\times10cm$ 조사야에서 심부 2cm에서 $4.9\%$였다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제53권11호
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• pp.3491-3504
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• 2021

This paper reports on the state-of-the-art of the main non-destructive assay (NDA) techniques usually used for in-situ radiological characterization of nuclear facilities subject to a decommissioning programme. For the sake of clarity and coherence, they have been classified as environmental radiation monitoring, surface contamination measurements, gamma spectrometry, passive neutron counting and radiation cameras. Particular mention is also made here to the various challenges that each of these techniques must currently overcome, together with the formulation of some proposals for a potential evolution in the future.