• 한국콘텐츠학회논문지
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• 제16권7호
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• pp.451-456
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• 2016

방사선방호목적의 두부용 수학적 모의 피폭체를 제작하여 두부 CT촬영 시 시각기관(눈, 각막, 수정체)의 흡수선량을 분석하였다. 이후 안구차폐에 따른 방사선량 감소효과를 분석하였다. 그 결과 안구의 흡수선량은 에너지가 증가 할수록 높은 선량을 나타냈으며, 선량이 높은 장기는 두부를 제외하고 눈(eye), 각막(cornea), 수정체(lens) 순으로 평가되었다. 또한 눈의 경우 차폐체 전 후 선량 감소율을 약 38%에서 55%까지, 각막은 약 35%에서 52%를, 끝으로 수정체는 전면만 차폐한 경우 약 51%를 전면과 측면을 동시에 차폐한 경우 약 67%의 감소율을 나타냈다.

• 한국방사선학회논문지
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• 제15권5호
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• pp.755-760
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• 2021

본 연구에서는 IPEM(The Institute of Physics and Engineering in Medicine) Report 78의 진단용 엑스선 발생장치에서 방출되는 엑스선 스펙트럼 데이터를 이용하여 의료 환경에서 사용되는 주요 엑스선 방호장비의 차폐율을 계산하고, 방사선 방호분야 적용가능성을 알아보았다. 진단용 엑스선 방호에 이용되는 납 앞치마(0.3 mmPb), 갑상샘 차폐체(0.5 mmPb), 납 고글(0.5 mmPb), 납 유리(1.8, 2.7, 3.3 mmPb)를 대상으로 에어커마와 엑스선 총강도의 감소율을 통해 방사선 차폐율을 계산하였다. 그 결과 에어커마 감소율로 계산한 차폐율은 80 kV에서 96.31~100 %범위였고, 120 kV에서는 90.35~100%범위로 나타났다. 또한 본 계산의 결과가 실제 차폐율 측정한 선행연구결과와 잘 일치하여 IPEM Report 78의 엑스선 스펙트럼 데이터가 방사선 방호에 활용될 수 있을 것으로 기대된다.

• 한국방사선학회논문지
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• 제15권5호
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• pp.697-704
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• 2021

3D 프린팅 FDM방식의 재료인 필라멘트 중 차폐성능을 지닌 필라멘트는 국내에 판매되지 않고 있으며 관련 연구도 미비하다. 이에 본 연구는 금속 입자가 함유된 필라멘트의 물성과 방사선의 차폐능력을 평가하여 3D 프린트를 이용한 방사선 차폐체 개발의 기초자료를 제공하고자 한다. 금속입자 강화재가 함유된 금속 필라멘트 5가지를 선정 후 ASTM의 평가방법을 이용하여 인장강도, 밀도, XRD, 무게측정 등 물성을 평가하고 방사선 차폐능력을 알아보기 위하여 한국산업표준의 방호용구류 시험방법에 따라서 방사선 차폐율을 구하였다. 인장강도는 PLA + SS가 가장 높았고 ABS + W가 가장 낮았으며 밀도는 ABS + W 가 3.13 g/cm3으로 가장 높게 나타났다. XRD결과 시편의 표면의 입자의 XRD peak 패턴이 각 입자 강화재 분말 금속의 패턴과 일치함을 확인 할 수 있어 프린트된 시편이 분말금속이 함유 되었음을 확인하였다. 3D 프린트 복합 필라멘트별 차폐효과는 ABS + W, ABS + Bi, PLA + SS, PLA + Cu, PLA + Al의 순서로 실효원자번호와 밀도에 비례하여 차폐율이 높게 나타났다. 본 연구에서는 강화재로 금속 분말이 함유된 금속입자 복합 필라멘트는 방사선의 차폐능력을 가지는 것이 확인되었으며 향후 방사선 차폐용 필라멘트의 사용가능성을 확인하였다.

• 한국융합학회논문지
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• 제9권12호
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• pp.99-106
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• 2018

의료방사선 방어를 위해 사용되는 차폐 시트의 제조과정에서 인장강도를 유지하면서 차폐 재료의 충전율을 높여 차폐 성능을 향상시키는 방안을 제시하고자 한다. 본 연구에서 제안된 개질제는 고분자 수지재료와의 융합에 있어서 분자량을 높여 재료의 친화성을 높이는 역할을 수행한다. 차폐시트의 산화텅스텐의 충전율과 인장강도, 차폐 성능 등을 평가하였다. 공정과정에서 개질제는 분자량과 밀도를 증가시켰고, 성형 과정에서 퍼짐 형상이 적용되었고, 성능 향상과 재료와의 친화성, 인장강도를 유지하기 위해 사용된 개질제 PMMA는 20%를 혼합할 경우 가장 우수한 효과를 얻을 수 있다. 본 연구에서 제시된 재료의 융합과 개질제를 통해 차폐시트의 대량생산이 가능하며, 향후 경량의 차폐복 제작에 기여할 것입니다.

• 대한방사선기술학회지:방사선기술과학
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• 제40권2호
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• pp.281-287
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• 2017

본 연구는 방사선 차폐 시 주로 사용되고 있는 콘크리트를 대상으로 차폐 두께를 계산한 연구로서 의료용 선형가속기를 차폐하기 위해 구성되는 벽에 대한 연구이다. 선형가속기에서 발생하는 광자선 에너지 10 MV를 대상으로 MCNPX(Ver.2.5.0)를 이용하여 적절한 차폐 두께를 계산하고자 하였다. 그 결과, 광자선 차폐를 위한 십가층은 순수 콘크리트의 경우 50~100 cm, Boron+polyethylene 첨가 시 80~100 cm에서 형성되었다. 중성자 차폐는 순수 콘크리트의 경우 100~140 cm, Boron+polyethylene 첨가 시 90~100 cm으로 계산되었다. 이를 바탕으로 분석하면, 콘크리트 재질은 Steel 계열을 사용하고 콘크리트에 Boron+polyethylene을 첨가하여 구성하는 것이 가장 효율적인 것으로 판단된다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제52권10호
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• pp.2361-2369
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• 2020

Compton cameras using large scintillators have been developed for high imaging sensitivity. These scintillator-based Compton cameras, however, mainly due to relatively low energy resolution, suffer from undesired background-radiation signals, especially when radioactive materials' activity is very low or their location is far from the Compton camera. To alleviate this problem for a large-size Compton camera, in the present study, a hybrid-type shielding system was designed that combines an active shield with a veto detector and a passive shield that surrounds the active shield. Then, the performance of the hybrid shielding system was predicted, by Monte Carlo radiation transport simulation using Geant4, in terms of minimum detectable activity (MDA), signal-to-noise ratio (SNR), and image resolution. Our simulation results show that, for the most cases, the hybrid shielding system significantly improves the performance of the large-size Compton camera. For the cases investigated in the present study, the use of the shielding system decreased the MDA by about 1.4, 1.6, and 1.3 times, increased the SNR by 1.2-1.9, 1.1-1.7, and 1.3-2.1 times, and improved the image resolution (i.e., reduced the FWHM) by 7-8, 1-6, and 3-5% for ¹³⁷Cs, ⁶⁰Co, and ¹³¹I point source located at 1-5 m from the imaging system, respectively.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제54권12호
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• pp.4708-4714
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• 2022

The novelty in the present search, the Soda-Lime-Silica (SLS) glass waste to prepare free lead glass shielding was used in order to limit the accumulation of glass waste, which requires extensive time to decompose. This also saves on the consumption of pure SiO₂, which is a finite resource. Furthermore, the combining of BaO with Bi₂O₃ into a glass network leads to increased optical properties and improved attenuation. The UV-Visible Spectrophotometer was used to investigate the optical properties and the radiation shielding properties were reported for current glass samples utilizing the PhysX/PDS online software. The optical property results indicate that when BaO content increases in glass structure, the Urbach energy ΔE, and refractive index n increases while the energy optical band gap E_opt decreases. The result of the metallisation criteria (M) revealed that the present glass samples are nonmetallic (insulators). Furthermore, the radiation shielding parameter findings suggest that when BaO was increased in the glass structure, the linear attenuation coefficient and effective atomic number (Z_eff) rose. But the half-value layer HVL declined as the BaO concentration grew. According to the research, the glass samples are non-toxic, transparent to visible light, and efficient radiation shielding materials. The Ba5 sample is considered the best among all the samples due to its higher attenuation value and lower HVL and MFP values, which make it a suitable candidate as transparent glass shield shielding.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제55권1호
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• pp.278-284
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• 2023

The synthetic B₂O₃-As₂O₃ glass ceramic are prepared to investigate the physical properties and the radiation shielding capabilities with the variation of concentration of the As₂O₃ with 10, 20, 30, and 40%, respectively. XRD analyses are performed on the fabricated glass-ceramic and depicted the improvement of crystallinity by adding As₂O₃. The radiation shielding properties are studied for the B₂O₃-As₂O₃ glass ceramic. The values of linear attenuation coefficient (LAC) are varied with the variation of incident photon gamma energy (23.1-103 keV). The LAC values enhanced from 12.19 cm^-1-37.75 cm^-1 by raising the As₂O₃ concentration from 10 to 40 mol% at low gamma energy (23.1 keV) for BAs10 and BAs40, respectively. Among the shielding parameters, the half-value layer, transmission factor, and radiation protection efficiency are estimated. Furthermore, the fabricated samples of glass ceramic have low manufacturing costs and good shielding features compared to the previous work. It can be concluded the B₂O₃-As₂O₃ glass ceramic is appropriate to apply in X-ray or low-energy gamma-ray shielding applications.

• 한국방사선학회논문지
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• 제7권6호
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• pp.403-408
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• 2013

본 연구에서는 기존의 납을 대체할 수 있는 의료 방사선 차폐제품 적용을 위해 몬테카를로 시뮬레이션을 통해 바륨화합물의 두께별 차폐능을 모의 추정하였다. 차폐재 물질로는 황산바륨($BaSO_4$)을 이용하였고, 시편의 면적은 $15{\times}15cm^2$, 황산바륨의 밀도는 $4.5g/cm^3$, 납의 밀도 $11.34g/cm^3$를 적용하여 차폐재 시편의 두께를 0.1 mm부터 5 mm까지 시뮬레이션 하였다. 입력 선원은 연속 X-ray 에너지 스펙트럼(40 kVp ~ 120 kVp)에서 10kVp Step으로 시뮬레이션하였다. 40 kVp ~ 60 kVp에서의 흡수확률은 3 mm ~ 5 mm 두께에서는 납과 동일한 차폐능을 나타내었으나, 2 mm 이하에서는 차폐능이 기존 납 차폐재에 비해 다소 차폐능이 떨어지는 결과로 나타났다. 또한 70 kVp ~ 120 kVp 에너지 대역에서의 차폐능은 기존 납 차폐재와 유사한 성능을 보였지만, 0.5 mm 이하에서는 다소 낮은 차폐능으로 모의 추정되었다. 본 연구는 몬테카를로 시뮬레이션을 통해 의료용 엑스선 에너지 대역에 대한 두께 함수로써 바륨화합물의 차폐능을 추정하여 기존의 납과 비교 분석하였다. 또한 순수한 황산바륨의 의료용 방사선 차폐제품 적용가능성을 검증하고자 하였다. 그 결과 의료 방사선 에너지 대역 70 kVp ~ 120 kVp 에서 최소 2 mm 이상의 바륨화합물 두께에서 기존 납 1.5 mm 대비 95% 이상의 차폐효과가 있는 것으로 추정되었으며, 본 결과는 의료용 방사선 차폐제품의 경량화 제작에 기초 자료로 제공될 수 있을 것으로 사료된다.

• 방사선산업학회지
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• 제10권1호
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• pp.29-35
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• 2016

Radiation generating devices must be properly shielded for their safe application. Although institutes such as US National Bureau of Standards and National Council on Radiation Protection and Measurements (NCRP) have provided guidelines for shielding X-ray tube of various purposes, industry people tend to rely on 'Half Value Layer (HVL) method' which requires relatively simple calculation compared to the case of those guidelines. The method is based on the fact that the intensity, dose, and air kerma of narrow beam incident on shielding wall decreases by about half as the beam penetrates the HVL thickness of the wall. One can adjust shielding wall thickness to satisfy outside wall dose or air kerma requirements with this calculation. However, this may not always be the case because 1) The strict definition of HVL deals with only Intensity, 2) The situation is different when the beam is not 'narrow'; the beam quality inside the wall is distorted and related changes on outside wall dose or air kerma such as buildup effect occurs. Therefore, sometimes more careful research should be done in order to verify the effect of shielding specific radiation generating device. High energy X-ray tubes which is operated at the voltage above 400 kV that are used for 'heavy' nondestructive inspection is an example. People have less experience in running and shielding such device than in the case of widely-used low energy X-ray tubes operated at the voltage below 300 kV. In this study, Air Kerma value per week, outside concrete shielding wall of various thickness surrounding 450 kVp X-ray tube were calculated using MCNP simulation with the aid of Geometry Splitting method which is a famous Variance Reduction technique. The comparison between simulated result, HVL method result, and NCRP Report 147 safety goal $0.02mGy\;wk^{-1}$ on Air Kerma for the place where the public are free to pass showed that concrete wall of thickness 80 cm is needed to achieve the safety goal. Essentially same result was obtained from the application of HVL method except that it suggest the need of additional 5 cm concrete wall thickness. Therefore, employing the result from HVL method calculation as an conservative upper limit of concrete shielding wall thickness was found to be useful; It would be easy, economic, and reasonable way to set shielding wall thickness.