• Journal of Radiation Protection and Research
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• 제11권1호
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• pp.77-82
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• 1986

Kerma와 흡수선량 사이의 관계를 결정하는 것은 선량측정의 기본적인 문제이다. 본 연구에서는 고에너지 치료용 선형가속기의 6MV X-선과 감마치료기의 $^{60}Co$에 대한 kerma와 흡수선량을 측정하였다. 본 실험결과는 $^{60}Co$감마선에 의한 물과 알루미늄의 과도 평형 영역에서의 흡수선량이 실제적으로 kerma와 일치하였으며, 최대선량 깊이는 6MV와 $^{60}Co$에서 각각 $1.45g/cm^2$과 $0.48g/cm^2$이었다. 최대 build-up에서의 흡수선량과 표면에서의 충돌 kerma의 비($K^{att}$)는 표준 조사면에서 물과 알루미늄에 대해, 6MV인 경우는 0.949, $^{60}Co$인 경우는 0.992이었다. 이 결과는 $K^{att}$의 물질에 대한 의존성이 매우 작음을 보여준다.

• Journal of Radiation Protection and Research
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• 제5권1호
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• pp.7-10
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• 1980

With the conceptual definition of the quotient(${\beta}$) of absorbed dose and the collision part of kerma for photon beams, the procedure of computing ${\beta}$ is briefly described. A series of calculations of ${\beta}$ was carried out for photons of 0.4, 0.5, 1 and 2 MeV in polystyrene, carbon, air and aluminum. Resultant values are tabulated and evaluated.

• 한국의학물리학회:학술대회논문집
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• 한국의학물리학회 2002년도 Proceedings
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• pp.241-243
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• 2002

New types of protocols have been recently in development, all based on an absorbed dose-to-water with the aim of improving the accuracy of measurements of absorbed dose to water. IAEA TRS-277, the air-kerma standard-based present protocol, and IAEA TRS-398 and AAPM TG-51, the absorbed dose-to-water standard-based new one, were studied and compared theoretically and experimentally for photon beams of 6, 10, and 15 MV. NE 2571 and 3 Farmer types of ionization chambers in widely commercial use were used to determine an absorbed dose to water at the reference depth in water. Two different kinds of calibration factors were given respectively for every chamber calibrated in $\^$60/CO gamma ray beams from a Korean Secondary Standard Dosimetry Laboratory (KFDA). This work shows that there is around 1 % of difference of absorbed doses measured between two different types of calibration systems owing to different physical parameters and reference conditions used. We hope this work to help form the basis on development of new type of protocol in Korea.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제54권7호
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• pp.2670-2689
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• 2022

STREAM - a lattice transport calculation code with method of characteristics for the purpose of light water reactor analysis - has been developed by the Computational Reactor Physics and Experiment laboratory (CORE) of the Ulsan National Institute of Science and Technology (UNIST). Recently, efforts have been taken to develop a photon module in STREAM to assess photon heating and the influence of gamma photon transport on power distributions, as only neutron transport was considered in previous STREAM versions. A multi-group photon library is produced for STREAM based on the ENDF/B-VII.1 library with the use of the library-processing code NJOY. The developed photon solver for the computation of 2D and 3D distributions of photon flux and energy deposition is based on the method of characteristics like the neutron solver. The photon library and photon module produced and implemented for STREAM are verified on VERA pin and assembly problems by comparison with the Monte Carlo code MCS - also developed at UNIST. A short analysis of the impact of photon transport during depletion and thermal hydraulics feedback is presented for a 2D core also from the VERA benchmark.

• Asian Pacific Journal of Cancer Prevention
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• 제17권1호
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• pp.153-157
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• 2016

Background: In radiation therapy, estimation of surface doses is clinically important. This study aimed to obtain an analytical relationship to determine the skin surface dose, kerma and the depth of maximum dose, with energies of 6 and 18 megavoltage (MV). Materials and Methods: To obtain the dose on the surface of skin, using the relationship between dose and kerma and solving differential equations governing the two quantities, a general relationship of dose changes relative to the depth was obtained. By dosimetry all the standard square fields of $5cm{\times}5cm$ to $40cm{\times}40cm$, an equation similar to response to differential equations of the dose and kerma were fitted on the measurements for any field size and energy. Applying two conditions: a) equality of the area under dose distribution and kerma changes in versus depth in 6 and 18 MV, b) equality of the kerma and dose at $x=d_{max}$ and using these results, coefficients of the obtained analytical relationship were determined. By putting the depth of zero in the relation, amount of PDD and kerma on the surface of the skin, could be obtained. Results: Using the MATLAB software, an exponential binomial function with R-Square >0.9953 was determined for any field size and depth in two energy modes 6 and 18MV, the surface PDD and kerma was obtained and both of them increase due to the increase of the field, but they reduce due to increased energy and from the obtained relation, depth of maximum dose can be determined. Conclusions: Using this analytical formula, one can find the skin surface dose, kerma and thickness of the buildup region.

• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 1996년도 춘계학술발표회논문집(4)
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• pp.34-39
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• 1996

A series of measurements was peformed between KAERI and PNNL, U.S.A at KAERI secondary calibration laboratory to intercompare and verify the KAERI reference photon radiation fields by using air equivalent plastic walled ionization chambers, Different ionization chambers of two laboratories were used to determine the air kerma rate, free-in-air, at reference positions in the KAERI photon radiation fields, As the results, the agreement in the cross measurements between two laboratories was found to be within less than ${\pm}$ 3 %. This degree of consistency was considered to be encouraging, because each laboratory maintains independently its calibration traceablity with its national primary standard

• Journal of Radiation Protection and Research
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• 제23권1호
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• pp.33-47
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• 1998

한국원자력연구소 교정시설에 설치되어 있는 MG325 X-선 발생장치와 ISO-4037에서 제시하고 있는 라디에이티 및 필터 8종을 조합하여 8.6 keV 부터 75 keV 까지의 단일에너지 형광 X-선을 제작하였다. 1차 X-선에 의하여 라디에이터에서 발생된 형광 X-선중 $K_{\beta}$를 필터를 사용하여 제거한 후 단지 $K_{\alpha}$만의 형광 X-선 스펙트럼을 고순도 평판형 반도체검출기와 휴대용 다중파고분석기로 분석하였으며 35 cc 전리함을 이용하여 이때의 선량률 (air kerma rates)를 측정하여 계산결과와 비교하였다. 또한 방사선장의 균일도분포를 전리함과 사진현상을 통하여 결정하였으며 산란 X-선의 영향도 측정하여 실제 적용가능성을 검토하였다. 실험결과 순도가 90 % 이상되는 8.6 keV부터 75 keV까지의 단일에너지 형광 X-선을 얻었으며 라디에이터 중심으로부터 43 cm 위치에서의 선량률은 1.91 mGy/h (라디에이터 : Au, 필터 : W)로부터 54.2mGy(라디에이터 : Mo, 필터 : Zr) 까지였다. 선량률 측정지점에서 방사선장의 유효면적은 12 cm ${\times}$ 12 cm로 계측기의 교정이나 개인선량계의 조사에 전혀 문제가 없음을 확인하였고 산란방사선의 영향도 3% 이하였다.

• Journal of Radiation Protection and Research
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• 제21권4호
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• pp.255-262
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• 1996

이 논문은 최근 한국원자력연구소(KAERI)와 미국 패시픽노스웨스트 국립연구소(일명, 바텔연구소, PNNL)이 개인선량계의 성능검사를 위한 미국 ANSI N13.11 기준에 근거하여 KAERI 방사선 측정/교정실험실에서 수행한 KAERI 기준 광자 및 베타 방사선장의 국제 상호비교 측정결과를 설명하고 있다. 두 기관이 각각 자국의 일차 표준에 소급성을 갖는 방사선 검출기와 방사선 측정장치를 사용하여 자유공기중에서 광자의 조사선량(율), 공기커마(율)와 베타선의 절대 흡수선량(율)을 측정한 결과, 광자선장에 대해서는 ${\pm}2.0%$을 베타선장에 대해서는${\pm}1.0%$의 오차범위 내에서 잘 일치하였다. 따라서 KAERI의 기준 광자 및 베타 방사선장은 국제표준에 잘 만족되고 있음이 입증되었으며 장차 방사선 도시메트리 연구개발의 국가 기술기반으로 활용될 수 있음이 확인되었다

• Journal of Radiation Protection and Research
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• 제21권1호
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• pp.41-50
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• 1996

중성자 및 전자 그리고 광자 수송코드인 MCNP 4A코드를 이 용하여 ANSI N13.32에 제안된 말단팬텀과 한국원자력연구소 제작한 말단팬텀 각각에 대하여 감마선량당량환산인자를 커마근사법에 근거하여 계산하였다. 본 계산은 $15keV{\sim}1.5MeV$ 에너지영역에 대해 단일광자에너지 선원을 고려하였으며 이러한 단일광자에너지함수로서 계산한 공기커마에 대한 선량당량의 비로서 선량당량환산인자를 이론적으로 도출하였다. 본 연구에서 이론적 방법으로 도출한 ANSI와 KAERI의 말단팬텀 각각에 대한 광자선량당량환산인자를 ANSI N13.32의 실험적 방법에 의해 제시된 값들과 비교한 결과 50keV 이상의 단일 광자에너지영역에서는 실험적 방법에 의한 값들과 최대차이 5.7% 내에서 잘 일치함을 보였다. 그러나 40 keV 이하의 에너지영역에서는 본 연구의 계산 결과가 최대 13.6%까지 낮게 평가됨을 알 수 있었으며, 이러한 차이는 낮은 에너지영역에서 두드러지는 단일에너지의 생성과 관련된 실험의 불확실성과 MCNP코드에서 모사한 Geometry의 영향에 기인하는 것으로 사료된다.

• Radiation Oncology Journal
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• 제20권4호
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• pp.381-390
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• 2002

목적 : 고 에너지 광자선에 대한 기준점에서의 물 흡수선량 계산을 절차상 또는 계산상의 오류를 피하기 위해 공기커마(혹은 조사선량) 교정정수에 토대를 두고 있는 IAEA TRS-277과 AAPM TG-21 및 최근 발표된 새로운 개념의 물 흡수선량 교정정수에 토대를 두고 있는 IAEA TRS-398과 AAPM TG-51 표준측정법에 기초한 고 에너지 광자선의 선량 교정 프로그램을 개발하고자 한다. 대상 및 방법 : 현재 국내외에서 널리 사용되고 있는 고 에너지 광자선에 대한 흡수선량 표준측정법은 IAEA TRS-277과 AAPM TG-21로서 공기커마(혹은 조사선량) 교정정수에 토대를 두고 있어 수식 체계가 복잡하고, 사용된 물리량에 대한 불확정도가 커서 선량측정의 정확성을 향상시키는데 한계가 있다. 최근 국제원자력기구와 미국의학물리학회에서는 새로운 개념의 물 흡수선량 교정정수에 토대를 두고 있는 IAEA TRS-398과 AAPM TG-51을 발표하였다. 개발된 네 종류의 선량 교정 프로그램은 이들 표준측정법에서 사용되고 있는 수식체계와 물리적인 매개변수를 엄격하게 적용하였고, 선량계에 대한 정보 및 물리적인 값에 대한 표와 그래프 값은 수치화하여 데이터베이스화하였다. 이들 프로그램은 윈도우 환경에서 사용이 용이하도록 비쥬얼 $C^{++}$ 언어를 사용하여 각각의 표준측정법에서 권고하고 있는 방법 및 절차에 따라 사용자의 편의성을 고려하여 개발하였다. 결과 : 네 종류의 표준측정법에 대하여 개발된 고 에너지 광자선에 대한 선량 교정 프로그램은 사용자가 병원에서 사용하고 있는 표준측정법을 선택하여 선량측정 절차에 따라 선량계, 선질 특성 및 측정 조건에 관한 정보와 측정 결과를 입력하고, 순차적으로 수행하도록 되어 있어 절차상 혹은 선량 계산에 있어서 사용자간의 오차 및 실수를 최소화할 수 있었다 또한 서로 다른 개념의 네 종류의 표준측정법에 대한 기준점에서의 선량값을 상호 비교할 수 있었다. 결론 : 이 프로그램은 이온함에 대한 정보와 물리적인 자료에 대한 표와 그래프 값들을 수식화하여 데이터베이스함으로써 수작업으로 각 프로토콜의 수행 절차상 혹은 사용자간의 발생할 수 있는 개인적인 실수 및 오차를 줄일 수 있었다. 또한 이 프로그램은 사용자 편의성을 고려하였고, 모든 보정계수와 물흡수선량을 정확하게 계산할 수 있기 때문에 각 표준측정법에 대한 주요한 차이점을 비교 분석할 수 있어 사용자가 적당한 표준측정법을 선택하여 수행하므로써 고 에너지 광자선 선량 교정에 이용시 매우 유익할 것으로 사료된다.