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.
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.
During irradiation of lesions in cancer treatment with high energy electrons, normal tissue and critical organs are protected by the shielding material. Scattered radiation that generated the shielding materials affect the depth dose and atomic number. Therefore, we want to examine secondary particles and the scattered photons through calculation and its associated analysis, and compare the measurement for the aluminum, copper, and lead shielding substance of which thickness has 95% charge reduction. Dose change rate which effected scattering radiation was found to be +0.88% for material thickness, +0.43% for atomic number, and +19.70%, +15.20%, +12.40% for measurement, +25.00%, +15.10%, +13.70% for calculation on the aluminum, copper, and lead materials of which thickness has 95% charge reduction, respectively, As a result, we found that scattering rate was dependent on thickness than atomic number. In the dose increasing rate, scattered electrons are more important than scattered photon. For the above mentioned reasons, I think that high atomic number materials should be applied to reduce scattered radiation that generated with thickness effect.
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.
Kwak, Yong Kuk;Hong, Sun Gi;Ha, Min Yong;Park, Jang Pil;Yoo, Sook Hyun;Cho, Woong
The Journal of Korean Society for Radiation Therapy
/
v.27
no.1
/
pp.87-95
/
2015
Purpose : This study presents the usefulness assessment of secondary shield for the lens exposure dose reduction during radiation treatment of peripheral orbit. Materials and Methods : We accomplished IMRT treatment plan similar with a real one through the computed treatment planning system after CT simulation using human phantom. For the secondary shield, we used Pb plate (thickness 3mm, diameter 25mm) and 3 mm tungsten eye-shield block. And we compared lens dose using OSLD between on TPS and on simulation. Also, we irradiated 200 MU(6 MV, SPD(Source to Phantom Distance)=100 cm, $F{\cdot}S\;5{\times}5cm$) on a 5cm acrylic phantom using the secondary shielding material of same condition, 3mm Pb and tungsten eye-shield block. And we carried out the same experiment using 8cm Pb block to limit effect of leakage & transmitted radiation out of irradiation field. We attached OSLD with a 1cm away from the field at the side of phantom and applied a 3mm bolus equivalent to the thickness of eyelid. Results : Using human phantom, the Lens dose on IMRT treatment plan is 315.9cGy and the real measurement value is 216.7cGy. And after secondary shield using 3mm Pb plate and tungsten eye-shield block, each lens dose is 234.3, 224.1 cGy. The result of a experiment using acrylic phantom, each value is 5.24, 5.42 and 5.39 cGy in case of no block, 3mm Pb plate and tungsten eye-shield block. Applying O.S.B out of the field, each value is 1.79, 2.00 and 2.02 cGy in case of no block, 3mm Pb plate and tungsten eye-shield block. Conclusion : When secondary shielding material is used to protect critical organ while irradiating photon, high atomic number material (like metal) that is near by critical organ can be cause of dose increase according to treatment region and beam direction because head leakage and collimator & MLC transmitted radiation are exist even if it's out of the field. The attempt of secondary shield for the decrease of exposure dose was meaningful, but untested attempt can have a reverse effect. So, a preliminary inspection through Q.A must be necessary.
Workers in nuclear medicine have performed various tasks such as production, distribution, preparation and injection of radioisotope. This process could cause high radiation exposure to wokers' hand. The purpose of this study was to investigate shielding effect for r-rays of 140 and 511 keV by using Monte-carlo simulation. As a result, it was effective, regardless of lead thickness for radiation shielding in 140 keV r-ray. However, it was effective in shielding material with thickness of more than only 1.1 mm in 511keV r-ray. And also it doesn't effective in less than 1.1 mm due to secondary scatter ray and exposure dose was rather increased. Consequently, energy of radionuclide and thickness of shielding materials should be considered to reduce radiation exposure.
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.
Recently, application fields of non-metallic minerals by utilizing their structure properties are broadening. Especially, layered minerals have not only excellent shielding or covering ability but also absorbing and storing characteristics of chemical elements between a layers. We considered about the above mentioned characteristics and added functional substances onto their surfaces for the preparation of new environmentally friendly functional materials. In this study, natural graphite and sericite were mainly used to produce for the new environmentally friendly functional building materials. Graphite surfaces were modified with a surfactant (Alkyl Benzyle Demethyle Ammonium Chloride) for anti-bacillus and penicillium. Surface modification mechanism are that primary adsorption by differential zeta potential between graphite and ABDM and secondary adsorption by interaction between surfactant chains take place. Surfactant layers were fully formed and it was expected up to 99.7% up the efficiency of anti-bacillus and penicillium. Also the prepared functional samples have a effect to improve a various efficiency such as electromagnetic wave shield(up to 95%), deodorization(up to 80%), heat storage(5%) etc.
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.
본 웹사이트에 게시된 이메일 주소가 전자우편 수집 프로그램이나
그 밖의 기술적 장치를 이용하여 무단으로 수집되는 것을 거부하며,
이를 위반시 정보통신망법에 의해 형사 처벌됨을 유념하시기 바랍니다.
[게시일 2004년 10월 1일]
이용약관
제 1 장 총칙
제 1 조 (목적)
이 이용약관은 KoreaScience 홈페이지(이하 “당 사이트”)에서 제공하는 인터넷 서비스(이하 '서비스')의 가입조건 및 이용에 관한 제반 사항과 기타 필요한 사항을 구체적으로 규정함을 목적으로 합니다.
제 2 조 (용어의 정의)
① "이용자"라 함은 당 사이트에 접속하여 이 약관에 따라 당 사이트가 제공하는 서비스를 받는 회원 및 비회원을
말합니다.
② "회원"이라 함은 서비스를 이용하기 위하여 당 사이트에 개인정보를 제공하여 아이디(ID)와 비밀번호를 부여
받은 자를 말합니다.
③ "회원 아이디(ID)"라 함은 회원의 식별 및 서비스 이용을 위하여 자신이 선정한 문자 및 숫자의 조합을
말합니다.
④ "비밀번호(패스워드)"라 함은 회원이 자신의 비밀보호를 위하여 선정한 문자 및 숫자의 조합을 말합니다.
제 3 조 (이용약관의 효력 및 변경)
① 이 약관은 당 사이트에 게시하거나 기타의 방법으로 회원에게 공지함으로써 효력이 발생합니다.
② 당 사이트는 이 약관을 개정할 경우에 적용일자 및 개정사유를 명시하여 현행 약관과 함께 당 사이트의
초기화면에 그 적용일자 7일 이전부터 적용일자 전일까지 공지합니다. 다만, 회원에게 불리하게 약관내용을
변경하는 경우에는 최소한 30일 이상의 사전 유예기간을 두고 공지합니다. 이 경우 당 사이트는 개정 전
내용과 개정 후 내용을 명확하게 비교하여 이용자가 알기 쉽도록 표시합니다.
제 4 조(약관 외 준칙)
① 이 약관은 당 사이트가 제공하는 서비스에 관한 이용안내와 함께 적용됩니다.
② 이 약관에 명시되지 아니한 사항은 관계법령의 규정이 적용됩니다.
제 2 장 이용계약의 체결
제 5 조 (이용계약의 성립 등)
① 이용계약은 이용고객이 당 사이트가 정한 약관에 「동의합니다」를 선택하고, 당 사이트가 정한
온라인신청양식을 작성하여 서비스 이용을 신청한 후, 당 사이트가 이를 승낙함으로써 성립합니다.
② 제1항의 승낙은 당 사이트가 제공하는 과학기술정보검색, 맞춤정보, 서지정보 등 다른 서비스의 이용승낙을
포함합니다.
제 6 조 (회원가입)
서비스를 이용하고자 하는 고객은 당 사이트에서 정한 회원가입양식에 개인정보를 기재하여 가입을 하여야 합니다.
제 7 조 (개인정보의 보호 및 사용)
당 사이트는 관계법령이 정하는 바에 따라 회원 등록정보를 포함한 회원의 개인정보를 보호하기 위해 노력합니다. 회원 개인정보의 보호 및 사용에 대해서는 관련법령 및 당 사이트의 개인정보 보호정책이 적용됩니다.
제 8 조 (이용 신청의 승낙과 제한)
① 당 사이트는 제6조의 규정에 의한 이용신청고객에 대하여 서비스 이용을 승낙합니다.
② 당 사이트는 아래사항에 해당하는 경우에 대해서 승낙하지 아니 합니다.
- 이용계약 신청서의 내용을 허위로 기재한 경우
- 기타 규정한 제반사항을 위반하며 신청하는 경우
제 9 조 (회원 ID 부여 및 변경 등)
① 당 사이트는 이용고객에 대하여 약관에 정하는 바에 따라 자신이 선정한 회원 ID를 부여합니다.
② 회원 ID는 원칙적으로 변경이 불가하며 부득이한 사유로 인하여 변경 하고자 하는 경우에는 해당 ID를
해지하고 재가입해야 합니다.
③ 기타 회원 개인정보 관리 및 변경 등에 관한 사항은 서비스별 안내에 정하는 바에 의합니다.
제 3 장 계약 당사자의 의무
제 10 조 (KISTI의 의무)
① 당 사이트는 이용고객이 희망한 서비스 제공 개시일에 특별한 사정이 없는 한 서비스를 이용할 수 있도록
하여야 합니다.
② 당 사이트는 개인정보 보호를 위해 보안시스템을 구축하며 개인정보 보호정책을 공시하고 준수합니다.
③ 당 사이트는 회원으로부터 제기되는 의견이나 불만이 정당하다고 객관적으로 인정될 경우에는 적절한 절차를
거쳐 즉시 처리하여야 합니다. 다만, 즉시 처리가 곤란한 경우는 회원에게 그 사유와 처리일정을 통보하여야
합니다.
제 11 조 (회원의 의무)
① 이용자는 회원가입 신청 또는 회원정보 변경 시 실명으로 모든 사항을 사실에 근거하여 작성하여야 하며,
허위 또는 타인의 정보를 등록할 경우 일체의 권리를 주장할 수 없습니다.
② 당 사이트가 관계법령 및 개인정보 보호정책에 의거하여 그 책임을 지는 경우를 제외하고 회원에게 부여된
ID의 비밀번호 관리소홀, 부정사용에 의하여 발생하는 모든 결과에 대한 책임은 회원에게 있습니다.
③ 회원은 당 사이트 및 제 3자의 지적 재산권을 침해해서는 안 됩니다.
제 4 장 서비스의 이용
제 12 조 (서비스 이용 시간)
① 서비스 이용은 당 사이트의 업무상 또는 기술상 특별한 지장이 없는 한 연중무휴, 1일 24시간 운영을
원칙으로 합니다. 단, 당 사이트는 시스템 정기점검, 증설 및 교체를 위해 당 사이트가 정한 날이나 시간에
서비스를 일시 중단할 수 있으며, 예정되어 있는 작업으로 인한 서비스 일시중단은 당 사이트 홈페이지를
통해 사전에 공지합니다.
② 당 사이트는 서비스를 특정범위로 분할하여 각 범위별로 이용가능시간을 별도로 지정할 수 있습니다. 다만
이 경우 그 내용을 공지합니다.
제 13 조 (홈페이지 저작권)
① NDSL에서 제공하는 모든 저작물의 저작권은 원저작자에게 있으며, KISTI는 복제/배포/전송권을 확보하고
있습니다.
② NDSL에서 제공하는 콘텐츠를 상업적 및 기타 영리목적으로 복제/배포/전송할 경우 사전에 KISTI의 허락을
받아야 합니다.
③ NDSL에서 제공하는 콘텐츠를 보도, 비평, 교육, 연구 등을 위하여 정당한 범위 안에서 공정한 관행에
합치되게 인용할 수 있습니다.
④ NDSL에서 제공하는 콘텐츠를 무단 복제, 전송, 배포 기타 저작권법에 위반되는 방법으로 이용할 경우
저작권법 제136조에 따라 5년 이하의 징역 또는 5천만 원 이하의 벌금에 처해질 수 있습니다.
제 14 조 (유료서비스)
① 당 사이트 및 협력기관이 정한 유료서비스(원문복사 등)는 별도로 정해진 바에 따르며, 변경사항은 시행 전에
당 사이트 홈페이지를 통하여 회원에게 공지합니다.
② 유료서비스를 이용하려는 회원은 정해진 요금체계에 따라 요금을 납부해야 합니다.
제 5 장 계약 해지 및 이용 제한
제 15 조 (계약 해지)
회원이 이용계약을 해지하고자 하는 때에는 [가입해지] 메뉴를 이용해 직접 해지해야 합니다.
제 16 조 (서비스 이용제한)
① 당 사이트는 회원이 서비스 이용내용에 있어서 본 약관 제 11조 내용을 위반하거나, 다음 각 호에 해당하는
경우 서비스 이용을 제한할 수 있습니다.
- 2년 이상 서비스를 이용한 적이 없는 경우
- 기타 정상적인 서비스 운영에 방해가 될 경우
② 상기 이용제한 규정에 따라 서비스를 이용하는 회원에게 서비스 이용에 대하여 별도 공지 없이 서비스 이용의
일시정지, 이용계약 해지 할 수 있습니다.
제 17 조 (전자우편주소 수집 금지)
회원은 전자우편주소 추출기 등을 이용하여 전자우편주소를 수집 또는 제3자에게 제공할 수 없습니다.
제 6 장 손해배상 및 기타사항
제 18 조 (손해배상)
당 사이트는 무료로 제공되는 서비스와 관련하여 회원에게 어떠한 손해가 발생하더라도 당 사이트가 고의 또는 과실로 인한 손해발생을 제외하고는 이에 대하여 책임을 부담하지 아니합니다.
제 19 조 (관할 법원)
서비스 이용으로 발생한 분쟁에 대해 소송이 제기되는 경우 민사 소송법상의 관할 법원에 제기합니다.
[부 칙]
1. (시행일) 이 약관은 2016년 9월 5일부터 적용되며, 종전 약관은 본 약관으로 대체되며, 개정된 약관의 적용일 이전 가입자도 개정된 약관의 적용을 받습니다.