• Journal of Radiation Protection and Research
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• 제35권2호
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• pp.85-90
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• 2010

본 연구에서는, 에너지에 따른 peak의 상대효율을 구하였으며, 검출기의 응답함수를 작성하였다. 이를 위해 고효율, 고분해능을 가진 HPGe 검출기(지름 78.7 mm, 길이 86.5 mm)를 이용하였으며 콤프턴 억제용으로 NaI 검출기를 사용하였다. 감마선 스펙트럼은 $^{23}Na$(p, $\gamma$)$^{24}Mg$ 및 $^{27}Al$(p, $\gamma$)$^{28}Si$ 반응을 이용하여 얻었으며, 이 때 입사 입자의 에너지는 각각 $E_p$ = 1424 keV 및 $E_p$ = 992 keV 이었다. 한편 스펙트럼 측정은 입사 빔 방향에 대해 $55^{\circ}$에서 하였으며, 사용한 가속기는 일본 동경공업대학의 3 MeV Pelletron 가속기를 이용하였다. 검출기의 응답함수는 1.2 MeV에서 9.4 MeV까지 0.75 MeV 간격으로 작성하였다.

• Journal of Radiation Protection and Research
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• 제46권2호
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• pp.39-47
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• 2021

Background: The National Institutes for Quantum and Radiological Science and Technology-National Institute of Radiological Sciences (QST-NIRS) has continuously investigated the undesired radiation exposure in ion beam radiotherapy mainly in carbon-ion radiotherapy (CIRT). This review introduces our investigations on the secondary neutron dose in CIRT with the broad and scanning beam methods. Materials and Methods: The neutron ambient dose equivalents in CIRT are evaluated based on rem meter (WENDI-II) measurements. The out-of-field organ doses assuming prostate cancer and pediatric brain tumor treatments are also evaluated through the Monte Carlo simulation. This evaluation of the out-of-field dose includes contributions from secondary neutrons and secondary charged particles. Results and Discussion: The measurements of the neutron ambient dose equivalents at a 90#x00B0; angle to the beam axis in CIRT with the broad beam method show that the neutron dose per treatment dose in CIRT is lower than that in proton radiotherapy (PRT). For the scanning beam with the energy scanning technique, the neutron dose per treatment dose in CIRT is lower than that in PRT. Moreover, the out-of-field organ doses in CIRT decreased with distance to the target and are less than the lower bound in intensity-modulated radiotherapy (IMRT) shown in AAPM TG-158 (American Association of Physicists in Medicine Task Group). Conclusion: The evaluation of the out-of-field doses is important from the viewpoint of secondary cancer risk after radiotherapy. Secondary neutrons are the major source in CIRT, especially in the distant area from the target volume. However, the dose level in CIRT is similar or lower than that in PRT and IMRT, even if the contributions from all radiation species are included in the evaluation.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제19권2호
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• pp.115-121
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• 1987

SNU 1.5MV 직렬형 반데그라프 가속기의 고전압 안정화 계통을 설치하여 그 동작 특성을 파악하고 최적화하였다. 이온빔 수송계통의 최적 운전 조건을 단계적인 실험을 통하여 결정하였으며 적절한 운전 조건하에 표적함에서 350nA의 가속된 양성자빔을 얻었다. 고전압을 안정화하지 않았을 때의 고전압 변동은 이온빔을 가속하지 않을 때와 가속할 때 각각 $\Delta$V/V=5.2$\times$$10^{-3}$, 7.2$\times$$10^{-3}$이었으며 그 변동 주파수는 3Hz 이하였다. 터미날 전압 247.3kV에서 고전압 안정화 계통의 최적 운전을 통하여 터미날 전압의 변동은 $\Delta$V/V=2.45$\times$$10^{-4}$ 으로 줄었고 에너지 안정도는 $\Delta$E/E=2.44$\times$$10^{-4}$ 으로 유지되었으며 이 때의 안정화 계수는 29.4였다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제52권8호
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• pp.1777-1783
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• 2020

As a part of R&D work for the high intensity proton linac of China Accelerator Driven Sub-critical System project, a superconducting half-wave cavity with a frequency of 162.5 MHz and an optimal beta of 0.15 (HWR015) has been developed at Institute of Modern Physics (IMP), Chinese Academy of Sciences. In this paper, the design and test results will be described in detail. We introduced a new stiffening strategy for the HWR cavity, the simulation results show that the cavity has much lower frequency sensitivity coefficient (df/dp), Lorentz force detuning coefficient (KL), and can achieve more stable mechanical properties. The performance of the HWR cavity operated in cryostat will be also reported.

• 대한핵의학회지
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• 제39권1호
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• pp.1-8
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• 2005

상용 PET사이클로트론의 기술적인 변화는 PET의 수요와 밀접한 관계가 있다. PET활용이 일반화 되어 미국을 중심으로 PET의 수요가 급증하게 됨에 따라 사이클로트론의 수요도 증가 하였다. 기존의 사이클로트론은 크기와 무게로 병원에 설치에 공간과 전원 공급 등 여러 문제가 있어 각 사이클로트론 제작사들은 새로운 모델을 출시하게 되었다. 새로운 모델의 특징은 다음과 같다. 첫째 기존의 모델이 양성자와 중양자 등의 2가지 이온을 인출 하였으나 시스템의 복잡성 등의 문제와 양성자로 O-15 생산이 가능하여 양성자 빔만을 인출 하거나 중양자는 선택 사양으로 전환 하였다. 둘째 기존 모델의 경우 양성자의 빔 에너지는 약 16 MeV 이상 가속 시킬 수 있으나 신 모델은 13 MeV 이내로 대폭 낮추어 PET 용 Rl생산에 최적화하였다. 셋째 전자석, RF 장치등의 최적화를 이룩하여 전력소모를 대폭 개선하였으며 외양도 대폭 작아져 무게를 20톤 이내로 대폭 낮추었다. 넷째 새로운 모델 사이클로트론들은 자체 차폐기능이 일반화 되었으나 IBA제품이나 삼영유니텍 제품은 사용자의 견지에 따라 선택 사양이 가능하다.

• 대한방사선치료학회지
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• 제16권2호
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• pp.63-67
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• 2004

목적 : 방사선치료가 발전함에 따라 3D-CRT나 IMRT 등의 새로운 치료기법이 등장하게되었다. 이러한 치료법은 여러 방향의 방사선조사를 필요로 한다. 그러나 지금의 선형가속기만으로는 사실상 여러 방향의 방사선조사에 많은 제약이 따른다. 본원에서는 이러한 장치적제한을 극복하고 궁극적으로 다양한 방향의 선속을 이용함으로서 선량분포를 개선하고자 두경부고정장치를 제작하였다. 이에 기존의 고정장치에 비해 치료기의 가동범위가 얼만큼 효율적으로 개선되었는지를 정량적으로 측정하여 조사하였다. 대상 및 방법 : 선형가속기 Couch에 기존의 고정장치를 놓고 Gantry를 각각 $45^{\circ},\;90^{\circ},\;135^{\circ}$에서 고정시키고 Couch를 돌려 장비의 clearance를 확인한다. 또한 Couch를 $0^{\circ},\;45^{\circ},\;90^{\circ}$에서 고정시키고 Gantry의 clearance를 확인한 후 제작된 Extended Head Holder(EHH)를 Couch에 부착하고 다시 앞에서 시행한 방법과 동일한 과정을 반복함으로서 EHH부착 후의 Gantry와 Couch사이의 clearance의 개선여부를 확인한다. 결과 : Gantry를 고정하고 Couch를 회전시켜본 결과 $45^{\circ}$에서는 큰 차이가 없었으나 $90^{\circ},\;135^{\circ}$로 각도가 커질수록 EHH를 사용한 경우 Couch의 가동범위가 커지는 것으로 나타났으며, Couch를 고정시키고 Gantry를 회전시킨 경우는 $45^{\circ}$에서 EHH를 사용한 경우가 사용하지 않을 경우보다 가동범위가 크게 나타나는 것을 볼 수 있었고 $0^{\circ}$와 $90^{\circ}$에서는 모두다 양호한 가동상태를 보여주었다. 또한 방사선의 후방조사시 EHH의 사용으로 Couch의 frame에 의한 방사선 감쇄를 막을 수 있었다. 결과 : 두경부환자의 치료 시 환자고정기구(EHH)를 제작하여 사용함으로서 보다 많은 방향에서 방사선조사가 가능해지고 이로 인해 보다나은 치료계획을 세울 수 있게 되었으며, 치료장비의 회전에 따른 장비와 환자사이 또는 장비와 장비사이의 안전공간이 보다 많이 확보될 수 있었다. 그리고 외국의 제품에 비해 저렴한 가격으로 제작이 가능하였고 또한 치료소모품의 절약을 가져올 수가 있게 되었다.

• Radiation Oncology Journal
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• 제10권2호
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• pp.137-145
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• 1992

전산화단층촬영에 근거를 둔 3차원선량계산은 소형의 뇌종양에 대한 방사선수술에 있어서 가장 기본이 된다. 본 연구의 방사선수술 프로그램은 전산화단층촬영을 통해 표적 위치, 크기와 모양을 3차원공간에서 결정하고 최적조사면적을 구할 수 있었다. 방사선수술의 선량은 선형가속기의 6메가볼트 고에너지 광자선을 이중 비공면의 회전조사를 가상두부에 실시하여 계산된 3차원적 선량분포와 필름선량계의 실측선량을 비교한 바 거의 일치됨을 확인하였다. 본 연구의 방사선수술에서 $80\%$에서 $50\%$까지 선량곡선의 기울기는 전회전각이 1120도 일때 10 mm 조사면적에서 약 $16.7\%$/mm 였고 30 mm 에서 는 $13.0\%$/mm를 보였다. 또한 표적 주위의 선량분포는 표적내 최대선량값이 $90\%$ 에서 $50\%$ 까지 선량분포의 최대폭은 직경 10 mm조사면에서 2.3 mm를 나타내었으며, $90\%$에서 $20\%$까지의 거리는 5.6 mm를 나타내었으며, 30 mm직경의 조사면에서는 각각 3.5 mm와 9.8 mm를 보였다. 이러한 선량분포의 급격한 기울기는 방사선수술시 표적주위의 치명부위의 손상을 최소화하기 위한 선량최적화 작업에 지침이 될 것으로 생각되며, 또한 방사선수술방법의 차이에 따라 비교자료가 될 수 있을 것으로 생각된다.

• Journal of Radiation Protection and Research
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• 제45권3호
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• pp.130-141
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• 2020

Background: Concrete activation in cyclotron vaults is a major concern associated with their decommissioning because a considerable amount of activated concrete is generated by secondary neutrons during the operation of cyclotrons. Reducing the amount of activated concrete is important because of the high cost associated with radioactive waste management. This study aims to investigate the capability of the neutron absorbing materials to reduce concrete activation. Materials and Methods: The Particle and Heavy Ion Transport code System (PHITS) code was used to simulate a cyclotron target and room. The dimensions of the room were 457 cm (length), 470 cm (width), and 320 cm (height). Gd₂O₃, B₄C, polyethylene (PE), and borated (5 wt% ^natB) PE with thicknesses of 5, 10, and 15 cm and their different combinations were selected as neutron absorbing materials. They were placed on the concrete walls to determine their effects on thermal neutrons. Thin B₄C and Gd₂O₃ were placed between the concrete wall and additional PE shield separately to decrease the required thickness of the additional shield, and the thermal neutron flux at certain depths inside the concrete was calculated for each condition. Subsequently, the optimum combination was determined with respect to radioactive waste reduction, price, and availability, and the total reduced radioactive concrete waste was estimated. Results and Discussion: In the specific conditions considered in this study, the front wall with respect to the proton beam contained radioactive waste with a depth of up to 64 cm without any additional shield. A single layer of additional shield was inefficient because a thick shield was required. Two-layer combinations comprising 0.1- or 0.4-cm-thick B₄C or Gd₂O₃ behind 10 cm-thick PE were studied to verify whether the appropriate thickness of the additional shield could be maintained. The number of transmitted thermal neutrons reduced to 30% in case of 0.1 cm-thick Gd₂O₃+10 cm-thick PE or 0.1 cm-thick B₄C+10 cm-thick PE. Thus, the thickness of the radioactive waste in the front wall was reduced from 64 to 48 cm. Conclusion: Based on price and availability, the combination of the 10 cm-thick PE+0.1 cmthick B₄C was reasonable and could effectively reduce the number of thermal neutrons. The amount of radioactive concrete waste was reduced by factor of two when considering whole concrete walls of the PET cyclotron vault.

• 대한방사선기술학회지:방사선기술과학
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• 제44권4호
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• pp.359-365
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• 2021

A heavy particle accelerator is a device that accelerates particles using high energy and is used in various fields such as medical and industrial fields as well as research. However, secondary neutrons and particle fragments are generated by the high-energy particle beam, and among them, the neutrons do not have an electric charge and directly interact with the nucleus to cause radiation of the material. Quantitative evaluation of the radioactive material produced in this way is necessary, but there are many difficulties in actual measurement during or after operation. Therefore, this study compared and evaluated the generated radioactive material in the concrete shield for protons and carbon ions of specific energy by using the simulation code FLUKA. For the evaluation of each energy of proton beam and carbon ion, the reliability of the source term was secured within 2% of the relative error with the data of the NASA Space Radiation Laboratory(NSRL), which is an internationally standardized data. In the evaluation, carbon ions exhibited higher neutron flux than protons. Afterwards, in the evaluation of radioactive materials under actual operating conditions for disposal, a large amount of short-lived beta-decay nuclides occurred immediately after the operation was terminated, and in the case of protons with a high beam speed, more radioactive products were generated than carbon ions. At this time, radionuclides of ⁴⁴Sc, ³H and ²²Na were observed at a high rate. In addition, as the cooling time elapsed, the ratio of long-lived nuclides increased. For nonparticulate radionuclides, ³H, ²²Na, and for particulate radionuclides, ⁴⁴Ti, ⁵⁵Fe, ⁶⁰Co, ¹⁵²Eu, and ¹⁵⁴Eu nuclides showed a high ratio. In this study, it is judged that it is possible to use the particle accelerator as basic data for facility maintenance, repair and dismantling through the prediction of radioactive materials in concrete according to the cooling time after operation and termination of operation.

• 한국방사선학회논문지
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• 제14권7호
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• pp.849-856
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• 2020

감마선 에너지 스펙트럼 연구에서 에너지 분석을 통한 핵종 분석은 매우 중요하다. 감마선 에너지 측정에 일반적으로 사용되는 고순도 Ge 검출기는 높은 에너지 분해능과 상대적으로 높은 검출 효율 때문에 일반적으로 사용된다. 그러나 반도체 검출기는 높은 에너지 분해능을 유지하기 위해 주변 환경에서 발생하는 노이즈를 효과적으로 차단하지 않으면 원래의 성능을 유지하기 어렵고 고가의 장치의 효과를 얻지 못하는 문제점이 있. 따라서 본 연구에서는 검출기에서 발생하는 전기적 노이즈를 제거하기 위해 접지 루프 아이솔레이터 (NEXT-001HDGL)를 사용했다. 에너지 분해능 향상 효과를 테스트하기 위해 양성자 가속기 KOMAC에 새로 설치된 HPGe 검출 장치를 사용했다. 감마선 에너지 2614 keV의 경우 에너지 분해능이 (0.16 ± 0.02) %에서 (0.11 ± 0.01) %로 개선되었고, 감마선 에너지 662 keV의 경우 에너지 분해능이 (0.72 ± 0.07) %에서 0.27 ± 0.03 %로 향상되었다. 이 결과는 KOMAC (Korea Multi-Purpose Accelerator Complex)의 HPGe 검출 장비를 이용한 감마선 스펙트럼 연구에 매우 유용한 것으로 판단된다.