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MCNPX 프로그램을 통한 일반 X선 검사 시 검사실 내 공간선량분포
이동연(Dong-yeon Lee),이진수(Jin-soo Lee) 한국콘텐츠학회 2015 한국콘텐츠학회논문지 Vol.15 No.11
본 연구는 진단용 X선 검사 시 사용하고 있는 부가필터의 재질(Cu, Ni, CaWO4, Gd+Ba)을 다양화하여 그에 따른 검사실 내의 공간선량을 평가 한 후 적합한 재질을 찾아 제시하고자 하였다. 실험은 몬테칼로 기법을 바탕으로 하는 MCNPX 프로그램을 사용하여 흉부와 복부검사를 선택하여 모의실험을 진행하였다. 그 결과 각 재질별 선량은 모의피폭체가 위치한 곳을 중심으로 반경 50 ㎝ 인 지점의 평균 산란선량은 모의피폭체 표면선량의 약 62%, 반경 100 ㎝인 지점은 평균 약 47% 정도 측정되었다. 결과에 따라 현재 상용화 되어 있는 Al 재질을 Cu, Ni 재질이 충분히 대체가능 할 것으로 판단된다. 다만 원자번호와 밀도의 차이로 인하여 그 두께를 Al의 약 1/10 정도로 조정을 해서 사용하면 적합할 것이다. This study is the material of the additional filter(Cu, Ni, CaWO4, Gd+Ba) being used when the diagnosis X-ray was varied to evaluate the spatial dose distribution accordingly. And it suggest to find a suitable material. Experiments using MCNPX program based on the Monte Carlo simulation method was carried out by selecting the chest and abdomen taken. As a result, each material per dose, the average scatter dose is approximately 62%, 100 ㎝ radius of the point of the simulated body surface exposure dose and 50 ㎝ radius centered on the point average about 47%. It is determined that an Al material is currently available in accordance with the result to be replaced by Cu, Ni material is sufficient. With just the thickness due to the difference in the atomic number and density adjusted to be about one-tenth of the Al it will be suitable.
몬테칼로시뮬레이션을 이용한 선형가속기 차폐벽에 대한 중성자 특성 평가
이동연(Dong Yeon Lee),박은태(Eun Tae Park),김정훈(Jung Hoon Kim) 대한방사선과학회(구 대한방사선기술학회) 2016 방사선기술과학 Vol.39 No.1
선형가속기를 차폐하고 있는 콘크리트 차폐벽의 방사화 평가를 진행하기 위한 선행 연구로서 차폐벽이 받는 중성자에 대한 특성을 평가하였다. 그 결과 차폐벽이 받는 중성자 평균 양은 생성된 광자 대비 10 MV 4.63E-7%, 15MV 9.69E-6%, 20 MV 2.18E-5%의 발생비율을 보였으며, 이 중 반응단면적이 큰 열중성자의 비율은 대략 18 ~ 33%로 나타났다. 의료용 선형가속기의 경우 수년간 지속적으로 가동되기 때문에 중성자 생성 비율에 관계없이 누적으로 생성되는 중성자의 양은 무시할 수 없을 것이며, 이에 따른 방사선 치료실 차폐벽의 방사화 문제는 반드시 고려되어야 할 것이다. As previous studies to proceed with the evaluation of the radioactive at linear accelerator's shielding concrete wall. And the shielding wall was evaluated the characteristics for the incoming neutron. As a result, the shielding wall is the average amount of incoming neutrons 10 MV 4.63E-7%, 15 MV 9.69E-6%, showed the occurrence of 20 MV 2.18E-5%. The proportion of thermal neutrons of which are found to be approximately 18-33%. The neutron generation rate can be seen as a slight numerical order. However, in consideration of the linear accelerator operating time we can not ignore the effects of neutrons. Accordingly radioactive problem of the radiation shield wall of the treatment room will be this should be considered.