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몬테카를로 시뮬레이션을 이용한 차폐체 원소 평가
A Study on the Shielding Element Using Monte Carlo Simulation 원문보기

방사선기술과학 = Journal of radiological science and technology, v.40 no.2, 2017년, pp.269 - 274  

김기정 (건국대학교병원 영상의학과) ,  심재구 (대구보건대학교 방사선과)

초록
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본 연구에서는 기존의 납을 대체할 수 있는 의료방사선 차폐시트 적용을 위해 몬테카를로 시뮬레이션을 이용하여 각각에 대한 원소별 차폐능을 모의 추정하였다. 원소들의 선정은 차폐성능이 큰 것으로 알려진 원자번호가 큰 원소와 금속원소를 중심으로 최근에는 다양한 복합재들이 차폐성능을 향상시킨다는 보고에 따라 경량화, 가공성, 활동성 등을 고려하여 21개 원소를 선정하였다. 몬테카를로 시뮬레이션 코드를 이용한 전산모사 투과도 실험으로 21개의 원소를 대상으로 시뮬레이션 하여 추정한 결과 납을 대체할 차폐물질로 적당한 원소의 투과율은 텅스텐(w) 98.82％, 가돌리늄(Gd) 92.96％, 주석(Sn) 86.87％, 인듐(In) 86.38％, 안티몬(Sb) 86.33％, 바륨(Ba) 78.51%로 평가되었으며, 각 원소별 차폐성능을 모의 추정한 결과 텅스텐과 금이 98.82%와 98.44%로 차폐율이 가장 높은 것으로 추정되었다. 경제성과 가공성을 고려할 때 위 원소를 화합한 물질로 차폐체를 만드는 것이 적절할 것으로 사료된다.

Abstract ▼ AI-Helper 아이콘AI-Helper

In this research, we simulated the elementary star shielding ability using Monte Carlo simulation to apply medical radiation shielding sheet which can replace existing lead. In the selection of elements, mainly elements and metal elements having a large atomic number, which are known to have high sh...

주제어

#몬테카를로 시뮬레이션   #차폐체   #원소   #차폐율   #투과율  

AI 본문요약
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문제 정의

  • 이에 본 연구에서는 납을 대체할 수 있는 차폐물질을 찾기 위해 몬테카를로 시뮬레이션을 이용하여 원소별 차폐율과 투과율을 비교분석하여 의료검사환경의 방사선 차폐재의 기초 자료를 제공하고자 한다.
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질의응답

핵심어 질문 논문에서 추출한 답변
몬테카를로 시뮬레이션이란? 몬테카를로 시뮬레이션은 구하고자 하는 수치의 확률적 분포를 반복 가능한 실험 통계로 나타내는 방법을 말한다. 특히, 컴퓨터 및 기술의 비약적인 발전에 힘입어 이제 몬테카를로 기법은 방사선 수송 및 해석에 있어서 가장 보편적인 도구로 자리를 잡았다[9].
방사선 수송 및 해석에 있어서 보편적인 도구로 이용되는 기법은 무엇인가? 몬테카를로 시뮬레이션은 구하고자 하는 수치의 확률적 분포를 반복 가능한 실험 통계로 나타내는 방법을 말한다. 특히, 컴퓨터 및 기술의 비약적인 발전에 힘입어 이제 몬테카를로 기법은 방사선 수송 및 해석에 있어서 가장 보편적인 도구로 자리를 잡았다[9]. 몬테카를로 시뮬레이션 방법은 입자와 물질과의 상호작용을 직접 계산하여 결과를 나타내는 것으로 상대적으로 많은 계산시간이 필요하지만, 가장 정확한 선량계산도구로 평가받고 있으며, 특히 기하학적으로 불규칙한 비균질 물질을 포함하는 경우의 선량계산에 탁월하다[10].
방사선 차폐체로 쓰이는 납의 장점과 단점은? 방사선 차폐체로 사용되고 있는 대부분의 재료가 납(Pb)이다. 납이 방사선 차폐물로 많이 이용되는 가장 큰 이유는 경제적인 측면의 의료방사선 차폐능과 물질의 가공성이 우수하기 때문이다. 하지만, 납에 대한 유해성은 이미 많이 알려져 있으며, 중금속으로 분류되어 관리되고 있어 작업성 노출, 체내흡수 등 다양한 면에서 위험성을 내포하고 있다[4].
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참고문헌 (14)

  1. Hyun-Chul Cho: Study on perception and behavior about radiation safety management and Measurement of radiation dose for workers who work in the angiography room, Graduate School of Public Health Korea University, 2004 

  2. Akio, Sato: About the outline about the radiation pamphlet for the citizen, 4th The International Joint Conference of KTJ Radiological Technologists, 2001 

  3. You-Hyun Kim, Jong-Hak Choi, Sung-Soo Kim, et al.: Patient exposure doses from medical x-ray examinations in Korea, Journal of radiological science and technology, 28, 2005 

  4. Korea Industry Society Association: Safety Policy against lead poisoning, KISA, 05, 1995 

  5. Judith F. Briesmeister: MCNPTM A General Monte Carlo N-Particle Transport Code. Version 4C, 2000 

  6. Seon-chil Kim, Kyo-tae Kim, Ji-koon Park: Barium Compounds through Monte Carlo Simulations Compare the Performance of Medical Radiation Shielding Analysis, Journal of the Korean Society of Radiology, 7(6), 403-408, 2013 

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  7. M Sohrabpour, M Hassanzadeh, M Shahriari, et al.: Gamma irradiator dose mapping simulation using the MCNP code and benchmarking with dosimetry, Applied radiation and isotopes, 57(4), 537-542, 2002 

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  8. Calzada Elbio, Gruauer Florian, Schillinger Burkhard, et al.: Reusable shielding material for neutron and gamma-radiation, Nuclear Instruments and Methods in Physics Research, doi:10.1016/j.nima.2010.12.239, 2011 

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  9. Rogers D W O: Fifty years of Monte Carlo simulations for medical physics This paper is dedicated to W Ralph Nelson and to the memory of Martin J Berger, two men who have left indelible marks on the field of Monte Carlo simulation of electron-photon transport, Physics in medicine and biology, 51(13), R287, 2006 

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  10. Metcalfe Peter, Peter Hoban, Tomas Kron: The physics of radiotherapy X-rays from linear accelerators, Medical Physics Publishing, 1997 

  11. Akkurt I, Basyigit C, Kilincarslan S, et al.: Radiation shielding of concretes containing different aggregates, Cement and Concrete Composites, 28(2), 153-157, 2006 

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  12. Friedman H. W., M. S. Singh: Radiation Transmission Measurements for Demron Fabric, Lawrence Livermore National Laboratory, Livermore, CA, Transparent polymers embedding nanoparticles for X-rays attenuation, 2003 

  13. Seon-Chil Kim, Myeong-Hwan Park: Development of radiation shielding sheet with environmentally-friendly materials; II: Evaluation of barum, tourmaline, silicon polymers in the radiation shielding sheet, Journal of radiological science and technology, 34, 2011 

  14. Kyo-tae Kim, Sang-Sik Kang, Si-Cheul Noh, et al.: Absorbed spectrum comparison of lead and tungsten in continuous x-ray energy using monte carlo simulation, Journal of the Korean Society of Radiology, 6(6), 483-487, 2012 

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