• 대한방사선기술학회지:방사선기술과학
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• 제43권5호
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• pp.383-388
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• 2020

High-energy proton accelerators continue to be increasingly used in medical, research and industrial settings. However, due to the high energy of protons, a large number of secondary radiation occurs. Among them, neutrons are accompanied by difficulties of shielding due to various energy distribution and permeability. So In this study, we propose a shielding method that can shield neutrons most efficiently by using multiple-shielding material used as a decelerating agent or absorbent as well as a single concrete shielding. The flux of secondary neutrons showed a greater decrease in the flux rate when heavy concrete was used than in the case of ordinary concrete, and the maximum flux reduction was observed at the front position when using multiple shields. Multiple shielding can increase shielding efficiency more than single shielding however, As the thickness of the multiple shielding materials increased, the decline in flux was saturated. The mixture material showed higher shielding results than the polyethylene when using boron carbonate.

• Journal of Magnetics
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• 제20권2호
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• pp.103-109
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• 2015

In this study, the authors attempted to produce a medical radiation shielding fiber that can be produced at a nanosize scale and that is, unlike lead, harmless to the human body. The performance of the proposed medical radiation shielding fiber was then evaluated. First, diamagnetic bismuth oxide, an element which, among elements that have a high atomic number and density, is harmless to the human body, was selected as the shielding material. Next, 10-100 nm sized nanoparticles in powder form were prepared by ball milling the bismuth oxide ($Bi_2O_3$), the average particle size of which is $1-500{\mu}m$, for approximately 10 minutes. The manufactured bismuth oxide was formed into a colloidal solution, and the radiation shielding fabric was fabricated by curing after coating the solution on one side or both sides of the fabric. The thicknesses of the shielding sheets prepared with bismuth oxide were 0.1, 0.2, 0.3, 0.4, 0.5, 0.6, 0.7, 0.8, and 1.0 mm. An experimental method was used to measure the absorbed dose and irradiation dose by using the lead equivalent test method of X-ray protection goods presented by Korean Industrial Standards; the resultant shielding rate was then calculated. From the results of this study, the X-ray shielding effect of the shielding sheet with 0.1 mm thickness was about 55.37% against 50 keV X-ray, and the X-ray shielding effect in the case of 1.0 mm thickness showed shielding characteristics of about 99.36% against 50 keV X-ray. In conclusion, it is considered that nanosized-bismuth radiation shielding fiber developed in this research will contribute to reducing the effects of primary X-ray and secondary X-ray such as when using a scattering beam at a low level exposure.

• 한국콘텐츠학회논문지
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• 제14권2호
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• pp.457-466
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• 2014

고 에너지 전자선 치료에 있어서 차폐물질은 종양조직 외 정상조직이나 주요장기를 보호하기 위해 사용된다. 하지만 이러한 물질에서 발생되어지는 산란선은 심부선량에 영향을 줄 수 있으며, 물질원자번호에 따라 다르게 나타난다. 이에 차폐물질로써 사용가능한 알루미늄, 구리, 납 등의 다양한 원자번호 물질을 전하 감약율 95% 되는 두께로 하여 측정과 MCNPX 모의계산으로 산란율을 비교분석하였다. 산란선 영향을 많이 받는 표면의 선량변화율은 최대 물질두께에서 +0.88%, 원자번호에서 +0.43%의 영향을 받으며, 전하 감약율 95% 되는 두께의 알루미늄, 구리, 납 물질은 측정에서 +19.70%, +15.20%, +12.40% 계산에서 +25.00%, +15.10%, +13.70%를 보였다. 이로 인해 산란율은 물질두께가 원자번호보다 많은 영향을 주며, 산란전자가 광자보다 많은 기여를 하고 있음을 알 수 있었다. 이에 임상에서의 적절한 차폐물질은 두께영향 산란선이 적게 방출되는 고 원자번호물질이 적당하다고 사료된다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제55권5호
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• pp.1783-1790
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• 2023

Barium Bismuth Oxide Borate (BBOB) has been synthesized for the first time using solution combustion technique. SEM analysis reveal flower shape of the nanoparticles. The formation of the nanoparticles has been confirmed through XRD & FTIR studies which gives the physical and chemical structure of the novel material. The UV light absorption is observed in the range 200-300 nm. The present study highlights the radiation shielding ability of BBOB for different radiations like X/Gamma rays, Bremsstrauhlung and neutrons. The gamma shielding efficiency is comparable to that of lead in lower energy range and lesser than lead in the higher energy range. The bremsstrauhlung exposure constant is comparably larger for BBOB NPs than that of concrete and steel however it is lesser than that of lead. The beauty of BBOB nanoparticles lies in, high absorption of radiations and low emission of secondary radiations when compared to lead. In addition, the neutron shielding parameters like scattering length, absorption and scattering cross sections of BBOB are found to be much better than lead, steel and concrete. Thus, BBOB nanoparticles are highly efficient in absorbing X/Gamma rays, neutrons and bremsstrauhlung radiations.

• 대한방사선치료학회지
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• 제27권1호
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• pp.87-95
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• 2015

목 적 : 안와 주변 방사선 치료 시 수정체 피폭선량감소를 위하여 사용된 2차 차폐 block의 유용성을 알아보고자 한다. 대상 및 방법 : Human phantom(Alderson Rando Phantom, The Phantom Laboratory, USA)을 사용하여 CT(Somatom Definition AS, Siemens, Germany) 모의촬영 후 전산화치료계획시스템(Pinnacle, PHILIPS, USA)을 통해 실제 치료와 유사한 IMRT치료계획을 실시하였다. 2차 차폐를 위하여 두께 3mm 지름 25 mm의 납판과 3 mm tungsten eye-shield block(Extra small size, Radiation Products Design, Inc, USA)를 사용하였으며, TPS(Treatment Planning System) 상의 lens dose와 모의치료 상의 lens dose를 OSLD로 측정 비교하였다. 또한, 5 cm 두께의 acrylic phantom에 동일한 조건의 2차 차폐물인 3 mm 납판과 tungsten eye-shield block을 사용하여 200 MU(6 MV, SPD(Source to Phantom Distance)=100 cm, $F{\cdot}S\;5{\times}5cm$)를 조사 및 측정하였으며, 조사야 밖의 누설선 및 투과방사선 영향을 제한시키고자 8 cm 납블럭(O.S.B: Outside Scatter Block)을 적용하여 위와 동일한 실험을 시행하였다. 조사야로부터 1 cm 이격하여 phantom 끝 옆면에 OSLD(Optically Stimulated Luminescence Dosimeter)를 부착하였고, eyelid의 두께에 해당하는 bolus 3 mm를 적용하였다. 결 과 : human phantom을 이용하여 IMRT 치료계획 상의 Lens dose와 실 측정치는 각각 315.9, 216.7 cGy가 측정되었고, 3 mm 납판과 tungsten eye-shield block으로 2차 차폐 후 각각 234.3, 224.1 cGy가 측정되었다. acrylic phantom을 이용한 실험 결과는 no block, 3 mm 납판, tungsten eye-shield block을 사용했을 때 5.24, 5.42, 5.39 cGy가 측정되었으며, 조사야 밖에 O.S.B를 적용하여 no block, 3 mm 납판, tungsten eye-shield block을 실험한 결과 각각 1.79, 2.00, 2.02 cGy가 측정되었다. 결 론 : 광자선 조사 시 critical organ을 보호하기 위하여 2차 차폐를 적용할 시에는 field 외부일지라도 헤드 누설방사선 및 collimator & MLC 투과방사선이 존재하므로 치료부위와 beam 방향에 따라 금속과 같은 높은 원자번호의 차폐물질이 critical organ근처에 있다면 선량 증가의 원인이 될 수 있다는 사실을 알 수 있었다. 따라서 피폭선량 감소를 위한 2차 차폐의 시도는 분명 의미가 있었으나 미 검증된 시도는 오히려 역효과를 가져올 수 있다는 사실을 인지하여 QA를 통해 목적에 부합하는 결과가 나오는지를 사전에 알아보아야 할 것이다.

• 대한방사선기술학회지:방사선기술과학
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• 제38권4호
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• pp.477-482
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• 2015

핵의학과에 근무하는 방사선작업종사자들은 방사성동위원소의 생산, 분배, 조제, 주입 등의 업무를 진행하며, 이러한 과정에서 손에 대한 방사선 피폭이 높게 발생한다. 이에 본 연구에서는 핵의학과에서 이용되는 방사성동위원소의 에너지로서 140 keV와 511 keV의 ${\gamma}$선에 대한 차폐효과를 몬테카를로 모의 모사를 통해 분석하였다. 모의실험 결과 140 keV ${\gamma}$선은 차폐체에 두께와 상관없이 모두 방사선에 대한 차폐효과가 발생되었으며, 511 keV의 ${\gamma}$선에서는 1.1 mm 이상에서 차폐효과가 발생되었다. 그러나 1.1 mm 미만에서는 2차적으로 발생된 산란선으로 인하여 차폐효과가 없었으며, 오히려 방사성동위원소의 피폭선량이 증가되었다. 따라서 효율적인 방사선 방어를 위해서는 핵종별 에너지에 따른 납 차폐체의 두께를 고려하여야 할 것이다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제54권9호
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• pp.3317-3323
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• 2022

Half Value Layer calculations theoretically need prior specification of linear attenuation calculations, since the HVL value is derived by dividing ln(2) by the linear attenuation coefficient. The purpose of this study was to establish a direct computational model for determining HVL, a vital parameter in nuclear radiation safety studies and shielding material design. Accordingly, a typical gamma-ray transmission setup has been modeled using MCNPX (version 2.4.0) general-purpose Monte Carlo code. The MCNPX code's INPUT file was designed with two detection locations for primary and secondary gamma-rays, as well as attenuator material between those detectors. Next, Half Value Layer values of some well-known gamma-ray shielding materials such as lead and ordinary concrete have been calculated throughout a broad gamma-ray energy range. The outcomes were then compared to data from the National Institute of Standards and Technology. The Half Value Layer values obtained from MCNPX were reported to be highly compatible with the HVL values obtained from the NIST standard database. Our results indicate that the developed INPUT file may be utilized for direct computations of Half Value Layer values for nuclear safety assessments as well as medical radiation applications. In conclusion, advanced simulation methods such as the Monte Carlo code are very powerful and useful instruments that should be considered for daily radiation safety measures. The modeled MCNPX input file will be provided to the scientific community upon reasonable request.

• 한국세라믹학회지
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• 제40권8호
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• pp.811-817
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• 2003

최근 들어 비금속광물의 구조적 특성을 이용한 활용분야가 매우 다양해지고 있다. 특히 판상광물은 차폐(은폐)력이 매우 우수하고, 층간특성을 이용한 흡착 및 저장특성이 매우 우수하다. 본 연구에서는 이와 같은 판상광물의 기본의 특성에 또 다른 기능성 물질을 흡착시킴으로써 부가적인 새로운 기능성을 갖는 친환경성 건축소재를 개발하고자 천연산 인상흑연 및 견운모를 기능성 모소재로 사용하고 미립화 및 ABDM(Alkyl Benzyle Demethyle Ammonium Chloride)으로 흑연입자 표면을 항균처리를 하였다. 항균처리를 위한 흡착은 전위차를 이용한 1차 흡착과 ABDM 상호간의 steric 작용에 의한 2차 흡착으로 완전 이중층이 형성되어 충분한 항균효과를 나타낼 수 있었다. 제조된 기능성 재료를 모르타르로 제조하여 다양한 기능성을 측정한 결과 세균감소율 99.7% 이상과 80% 이상의 암모니아 가스 흡착(탈취) 효과 및 95% 이상의 전자파 차폐율과 5% 정도의 열저장(축열, 잠열) 효과를 갖는 것으로 나타났다.

• 대한방사선기술학회지:방사선기술과학
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• 제45권1호
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• pp.57-67
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• 2022

CZT detectors, which are compound semiconductors that have been widely used recently for gamma-ray detection purposes, are difficult to detect neutrons because direct interaction with them does not occur unlike gamma-rays. In this paper, a method of detecting and determining energy levels (fast neutrons and thermal neutrons) of neutrons, in addition of identifying energy and nuclide of gamma-rays, and evaluating gamma dose rates using a CZT semiconductor detector is described. Neutrons may be detected by a secondary photoelectric effect or compton scattering process with a characteristic gamma-ray of 558.6 keV generated by a capture reaction (¹¹³Cd + ¹n → ¹¹⁴Cd + 𝛾) with cadmium (Cd) in the CZT detector. However, in the case of fast neutrons, the probability of capture reaction with cadmium (Cd) is very low, so it must be moderated to thermal neutrons using a moderator and the material and thickness of moderator should be determined in consideration of the portability and detection efficiency of the equipment. Conversely, in the case of thermal neutrons, the detection efficiency decreases due to shielding effect of moderator itself, so additional CZT detector that do not contain moderator must be configured. The CZT detector that does not contain moderator can be used to evaluate energy, nuclide, and gamma dose-rate for gamma-rays. The technology proposed in this paper provides a method for detecting both neutrons and gamma-rays using a CZT detector.