• 한국방사선학회논문지
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• 제14권4호
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• pp.447-453
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• 2020

본 연구는 한국원자력연구원에 있는 고에너지 양성자 선형가속기에서 발생된 100 MeV 양성자와 HPGe 감마선 측정시스템을 이용하여 ¹⁷⁹Re 방사성동위원소의 반감기를 정확하게 측정하였다. 결과적으로 얻어진 반감기는 19.64 ± 0.26 min이다. 현재까지 알려진 ¹⁷⁹Re 방사성동위원소의 반감기에 대한 과거 결과들과 비교했을 때 1960년도 발표한 B. Harmatz와 1975년도에 발표한 B. J. Meijer의 결과들은 중심값 자체가 본 연구에서 얻어진 결과보다 높게 측정되었다. 1966년에 발표된 K. J. Hofstetter의 경우 오차가 매우 큰이 특징이라고 할 수 있다. 이 결과는 본 연구의 결과와 오차범위 내에서 중심값은 매우 일치하는 경향을 보였다. 2009년도에 발표된 Coral M. Baglin의 19.5 min의 값과 오차범위 내에서 매우 일치하는 결과를 보여주고 있다. 얻어진 측정된 결과는 ENSDF(Evaluated Nuclear Structure Data File)의 결과와 비교하였다. 본 연구를 통하여 기존에 부정확했던 ¹⁷⁹Re의 반감기의 결과를 보다 신뢰성 있게 나타났고 비교적 최근에 발표된 Coral M. Baglin의 결과의 타당성을 확인 할 수 있었다.

• Radiation Oncology Journal
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• 제36권1호
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• pp.25-34
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• 2018

Purpose: This study aimed to evaluate the initial outcomes of proton beam therapy (PBT) for hepatocellular carcinoma (HCC) in terms of tumor response and safety. Materials and Methods: HCC patients who were not indicated for standard curative local modalities and who were treated with PBT at Samsung Medical Center from January 2016 to February 2017 were enrolled. Toxicity was scored using the Common Terminology Criteria for Adverse Events (CTCAE) version 4.0. Tumor response was evaluated using modified Response Evaluation Criteria in Solid Tumors (mRECIST). Results: A total of 101 HCC patients treated with PBT were included. Patients were treated with an equivalent dose of $62-92GyE_{10}$. Liver function status was not significantly affected after PBT. Greater than 80% of patients had Child-Pugh class A and albumin-bilirubin (ALBI) grade 1 up to 3-months after PBT. Of 78 patients followed for three months after PBT, infield complete and partial responses were achieved in 54 (69.2%) and 14 (17.9%) patients, respectively. Conclusion: PBT treatment of HCC patients showed a favorable infield complete response rate of 69.2% with acceptable acute toxicity. An additional follow-up study of these patients will be conducted.

• 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.

• 한국방사선학회논문지
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• 제16권7호
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• pp.953-960
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• 2022

양성자과학연구단의 100-MeV 양성자선형가속기의 양성자를 사용하여 천연 ¹⁶⁹Tm과 핵반응을 일으켜 ¹⁶⁷Yb 방사성동위원소를 생성하였다. 생성된 동위원소는 17.5분의 반감기를 가지며 ¹⁶⁷Tm로 붕괴한다. 이때 발생하는 감마선을 HPGe 검출시스템을 사용하여 측정하였다. 검출기의 에너지 교정 및 검출기의 효율 측정은 표준선원을 사용하여 결정하였다. 기존에 알려진 Table of Isotopes의 주요 감마선 에너지는 모두 측정되었다. 한편, 현재까지 알려진 발생되는 감마선의 강도에 대한 정보는 매우 부정확한 상황이다. 따라서 본 연구를 통하여 주요 감마선에 대한 붕괴 강도를 정확하게 측정하였다. 전체적으로 기존에 알려져 있던 결과들과 상이한 차이를 보였으며 특히 113.3 및 106.2 keV 감마선 같은 주 붕괴 감마선의 강도들이 과대평가 되었다는 사실을 알게 되었고 62.9, 116.7 및 143.56 keV의 감마선 들은 과소평가 된 감마선들임을 알게 되었다. 본 연구의 결과는 핵융합 연구, 천체 물리학 및 핵물리 분야에 있어서 중요한 정보가 될 것으로 생각된다.

• 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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• 제41권4호
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• pp.531-544
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• 2009

This paper is intended to provide key issues and current research outcomes on accelerator-based Boron Neutron Capture Therapy (BNCT). Accelerator-based neutron sources are efficient to provide epithermal neutron beams for BNCT; hence, much research, worldwide, has focused on the development of components crucial for its realization: neutron-producing targets and cooling equipment, beam-shaping assemblies, and treatment planning systems. Proton beams of 2.5 MeV incident on lithium target results in high yield of neutrons at relatively low energies. Cooling equipment based on submerged jet impingement and micro-channels provide for viable heat removal options. Insofar as beam-shaping assemblies are concerned, moderators containing fluorine or magnesium have the best performance in terms of neutron accumulation in the epithermal energy range during the slowing-down from the high energies. NCT_Plan and SERA systems, which are popular dose distribution analysis tools for BNCT, contain all the required features (i.e., image reconstruction, dose calculations, etc.). However, detailed studies of these systems remain to be done for accurate dose evaluation. Advanced research centered on accelerator-based BNCT is active in Korea as evidenced by the latest research at Hanyang University. There, a new target system and a beam-shaping assembly have been constructed. The performance of these components has been evaluated through comparisons of experimental measurements with simulations. In addition, a new patient-specific treatment planning system, BTPS, has been developed to calculate the deposited dose and radiation flux in human tissue. It is based on MCNPX, and it facilitates BNCT efficient planning based via a user-friendly Graphical User Interface (GUI).

• 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.

• Journal of Radiation Protection and Research
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• 제39권2호
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• pp.81-88
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• 2014

최근, 인체 내 양성자 빔의 선량 분포를 검증하기 위해 새로운 개념의 영상기법인 감마 꼭지점 영상(gamma vertex imaging, GVI)이 제안되었다. GVI는 양성자 빔과 매질과의 핵반응으로 인해 발생하는 즉발감마선의 발생 위치를 결정하기 위해 입사한 감마선을 전자 변환기에서 전자로 변환한 후 전자의 궤적을 추적하는 방법을 사용한다. GVI 영상장치는 감마선을 전자로 변환하기 위한 전자 변환기, 전자 궤적을 추적하기 위한 2대의 양면 실리콘 스트립 검출기(double-sided silicon strip detector, DSSD)와 전자의 에너지 결정을 위한 섬광체 흡수부 검출기로 이루어진다. 본 연구에서는 GVI 영상 장치를 구성하는 DSSD 전용의 신호처리 장치를 구성하는 핵심 장치인 전하 민감형 전치증폭기(charge sensitive preamplifier, CSP) 모듈과 성형 증폭기 모듈을 개발하였으며, 상용 제품과 성능을 비교해 보았다. 감마선원의 에너지 스펙트럼 측정 결과, 자체제작 CSP 모듈이 상용 제품보다 에너지 분해능이 약간 낮은 것을 확인하였으며, 성형 증폭기의 경우 거의 동일한 성능을 보여주는 것을 확인할 수 있었다. 개발된 신호처리 장치의 노이즈의 크기를 나타내는 $V_{rms}$ 값은 6.48 keV으로 평가되었으며, 이는 145 ${\mu}m$의 DSSD에 전달되는 전자의 에너지( > ~51 keV)를 고려할 때 본 장치를 이용하여 전자의 궤적을 충분히 정확하게 결정할 수 있음을 확인할 수 있음을 보여준다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제53권10호
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• pp.3164-3170
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• 2021

The increasing interest that GEANT4 is gaining nowadays, because of its special capabilities, prompted us to address its reliability in neutronic calculation for the realistic and complex spallation target MEGAPIE of the Paul Scherrer Institute of Switzerland. In this paper we have specifically addressed the neutronic characterization of the active zone of this target. Three physical quantities are evaluated: neutron flux spectra and total neutron fluxes on target's z-axis, and the neutron yield as a function of the target's altitude and radius. Comparison of the obtained results with those of the MCNPX reference code and some experimental measurements have confirmed the impact of the geometrical and proton beam models on the neutron fluxes. It has also allowed to reveal the intrinsic influence of the code type. The resulting differences reach a factor of ~2 for the beam model and 4-18% for the other parameters cumulated. The analysis of the neutron yield has led us to conclude that: 1) Increasing the productivity of the MEGAPIE target cannot be achieved simply by increasing the thickness of the target, if the irradiation parameters are not modified. 2) The size of the spallation area needs to be redefined more precisely.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제55권8호
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• pp.2984-2996
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• 2023

A 100 kW thermal power pool-type light water reactor and Pu(Be) as a fast neutron source were used to determine the appropriate carrier for irradiating boron-containing samples with neutron beams. The tested materials (carriers) were subjected to neutron beams in the reactor's tangential channel. The geometrical arrangement of experimental facilities relative to the neutron beam trajectory, as well as the effect of sample thickness on the count rate, were investigated. The majority of the detectable charged particles emitted by the neutron beam's interaction with tested materials and the detector's detecting layer are protons (recoiled hydrogen) and particles generated in nuclear reactions (protons and alpha particles), respectively. Stopping and Range of Ions in Matter (SRIM) software was used to do theoretical calculations for the range of expected released particles in various materials, including human tissue. The results of measurement and calculation are in good agreement. According to experiments and theoretical calculations, the number of protons emitted by tissue-like materials may commit a dose comparable to that of boron capture reactions. Furthermore, the range of protons is significantly larger than that of alpha particles, which most probably changes dose distribution in healthy cells surrounding the tumor, which is undesirable in the BNCT approach.