학술논문
Calculation of Neutron Energy Distribution from the Components of Proton Therapy Accelerator Using MCNPX
이용수 83
- 영문명
- 발행기관
- 한국방사선학회
- 저자명
- 배상일(Sang-Il Bae) 신상화(Sang-Hwa Shin)
- 간행물 정보
- 『한국방사선학회 논문지』 제13권 제7호, 916~924쪽, 전체 9쪽
- 주제분류
- 공학 > 기타공학
- 파일형태
- 발행일자
- 2019.12.30
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국문 초록
양성자 치료기의 Passive Scattering System 노즐을 모의모사 하여 노즐 내 각 구성품에서 발생되는 중성자를 에너지별로 평가하였다. MCNPX code를 이용하여 치료환경에 사용되는 양성자 에너지 220 MeV, 도달거리 20 cm, 6 cm 길이의 SOBP를 구현하고, 치료기 가동 시 발생하는 중성자를 각 구성품에 따라 종류별로 분류하였다. 양성자 가속기 구성품 중 산란체에서 중성자가 가장 높게 발생되었으며 양성자의 중심 선속에서부터 멀어질수록 중성자의 선속은 감소되었다. 본 연구는 양성자 가속기의 유지 보수 및 해체에 필수적인 방사화 평가를 진행하기 위한 기초자료로 활용할 수 있을 것으로 사료된다.
영문 초록
The passive scattering system nozzle of the proton therapy accelerator was simulated to evaluate the neutrons generated by each component in each nozzle by energy. The Monte Carlo N-Particle code was used to implement spread out Bragg peak with proton energy 220 MeV, reach 20 cm, and 6 cm length used in the treatment environment. Among the proton accelerator components, neutrons were the highest in scatterers, and the neutron flux decreased as it moved away from the central flux of the proton. This study can be used as a basic data for the evaluation of the radiation necessary for the maintenance and dismantling of proton accelerators.
목차
ABSTRACT
Ⅰ. INTRODUCTION
Ⅱ. MATERIAL AND METHODS
Ⅲ. RESULT
Ⅳ. DISCUSSION
Ⅴ. CONCLUSION
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