Earticle

Background: The National Institutes for Quantum and Radiological Science and Technology– National Institute of Radiological Sciences (QST–NIRS) has continuously investigated the undesired radiation exposure in ion beam radiotherapy mainly in carbon-ion radiotherapy (CIRT). This review introduces our investigations on the secondary neutron dose in CIRT with the broad and scanning beam methods. Materials and Methods: The neutron ambient dose equivalents in CIRT are evaluated based on rem meter (WENDI-II) measurements. The out-of-field organ doses assuming prostate cancer and pediatric brain tumor treatments are also evaluated through the Monte Carlo simulation. This evaluation of the out-of-field dose includes contributions from secondary neutrons and secondary charged particles. Results and Discussion: The measurements of the neutron ambient dose equivalents at a 90° angle to the beam axis in CIRT with the broad beam method show that the neutron dose per treatment dose in CIRT is lower than that in proton radiotherapy (PRT). For the scanning beam with the energy scanning technique, the neutron dose per treatment dose in CIRT is lower than that in PRT. Moreover, the out-of-field organ doses in CIRT decreased with distance to the target and are less than the lower bound in intensity-modulated radiotherapy (IMRT) shown in AAPM TG-158 (American Association of Physicists in Medicine Task Group). Conclusion: The evaluation of the out-of-field doses is important from the viewpoint of secondary cancer risk after radiotherapy. Secondary neutrons are the major source in CIRT, especially in the distant area from the target volume. However, the dose level in CIRT is similar or lower than that in PRT and IMRT, even if the contributions from all radiation species are included in the evaluation.

Background: A nondestructive test is commonly used to inspect the surface defects and internal structure of an object without any physical damage. X-rays generated from an electron accelerator or a tube are one of the methods used for nondestructive testing. The high penetration of X-rays through materials with low atomic numbers makes it difficult to discriminate between these materials using X-ray imaging. The interaction characteristics of neutrons with materials can supplement the limitations of X-ray imaging in material discrimination. Materials and Methods: The radiation image acquisition process for air-cargo security inspection equipment using X-rays and neutrons was simulated using a GEometry ANd Tracking (Geant4) simulation toolkit. Radiation images of phantoms composed of 13 materials were obtained, and the R-value, representing the attenuation ratio of neutrons and gamma rays in a material, was calculated from these images. Results and Discussion: The R-values were calculated from the simulated X-ray and neutron images for each phantom and compared with those obtained in the experiments. The R-values obtained from the experiments were higher than those obtained from the simulations. The difference can be due to the following two causes. The first reason is that there are various facilities or equipment in the experimental environment that scatter neutrons, unlike the simulation. The other is the difference in the neutron signal processing. In the simulation, the neutron signal is the sum of the number of neutrons entering the detector. However, in the experiment, the neutron signal was obtained by superimposing the intensities of the neutron signals. Neutron detectors also detect gamma rays, and the neutron signal cannot be clearly distinguished in the process of separating the two types of radiation. Despite these differences, the two results showed similar trends and the viability of using simulation-based radiation images, particularly in the field of security screening. With further research, the simulation-based radiation images can replace ones from experiments and be used in the related fields. Conclusion: The Korea Atomic Energy Research Institute has developed air-cargo security inspection equipment using neutrons and X-rays. Using this equipment, radiation images and Rvalues for various materials were obtained. The equipment was reconstructed, and the R-values were obtained for 13 materials using the Geant4 simulation toolkit. The R-values calculated by experiment and simulation show similar trends. Therefore, we confirmed the feasibility of using the simulation-based radiation image.

Skyshine은 고에너지 가속기의 차폐 설계 시 반드시 고려되는 중요한 현상이다. 본 연구에서는 고에너지 전자 가속기에 대한 중성자 skyshine 평가 방법을 새롭게 제시하였으며 기존의 방법들과 비교하여 타당성을 검증하였다. 고에너지 전자가속기로부터 원거리 지역의 방사선량을 계산하기 위해 몬테카를로 코드, FLUKA와 PHITS를 이용하였다. 가속기 건물로부터 원거리 지역까지 도달하는 방사선장의 경로를 skyshine, direct, groundshine, multiple-shine으로 분류하였다. 분류된 각각의 성분이 총 유효선량에 기여하는 정도를 평가하였다. 방사선원 계산에는 10 GeV 전자가 두꺼운 표적에 입사하여 생성되는 중성자를 고려하였다. Groundshine 효과를 평가하기위해 PAL-XFEL의 건설부지토양에 대한 성분을 고려하였다. 가속기 건물로부터 비교적 가까운 50 m 미만에서는 direct와 groundshine 성분들이 총 유효선량에 대부분 기여하였다. 가속기 터널로부터 거리가 멀어질수록 skyshine 성분의 기여도가 증가하였다. 평가된 skyshine 성분에 대한 유효선량은 기존에 skyshine 선량을 계산할 때 사용되었던 반실험식 중 전자가속기를 이용한 실험결과에 기반한 Rindi의 식과 가장 잘 일치하였다. 간이계산코드 SHINE3의 결과와 20% 이내로 일치하였다. 모든 성분이 포함된 총 유효선량은 기존의 평가방식에 비해 10배 정도 크게 평가되었다. 가속기 터널로부터 원거리 지역에 대한 선량평가계산에서 mutiple-shine 성분의 영향은 skyshine 성분보다 더 크다는 것을 확인하였다.

The skyshine effect is an essential and important phenomenon in the shielding design of the high energy accelerator. In this study, a new estimation method of neutron skyshine was proposed and was verified by comparison with existing methods. The effective dose of secondary neutrons and photons at the locations that was far away from high-energy electron accelerator was calculated using FLUKA and PHITS Monte Carlo code. The transport paths of secondary radiations to reach a long distance were classified as skyshine, direct, groundshine and multiple-shine. The contribution of each classified component to the total effective dose was evaluated. The neutrons produced from the thick copper target irradiated by 10 GeV electron beam was applied as a source term of this transport. In order to evaluate a groundshine effect, the composition of soil on the PAL-XFEL site was considered. At a relatively short distance less than 50 m from the accelerator tunnel, the direct and groundshine components mostly contributed to the total effective dose. The skyshine component was important at a long distance. The evaluated dose of neutron skyshine agreed better with the results using Rindi’s formula, which was based on the experimental results at high energy electron accelerator. That also agreed with the estimated dose using the simple evaluation code, SHINE3, within about 20%. The total effective dose, including all components, was 10 times larger than the estimated doses using other methods for this comparison. The influence of multiple-shine path in this evaluation of the estimation method was investigated to be bigger than one of pure skyshine path.

헬륨-3는 높은 반응효율, 장시간 사용가능성, 감마선에 대한 낮은 반응확률 등과 같은 장점들을 가지고 있기 때문에 대부분의 중성자 검출기의 반응물질로 사용되어 왔다. 그러나 지난 몇 년 사이 전세계적인 헬륨-3의 부족으로 인해 기체의 수급이 어려워지고 있고 이에 따라 가격이 급격히 증가하게 되었다. 이러한 이유로 헬륨-3 대체 물질들을 이용한 고효율의 중성자 검출기의 개발에 대한 연구가 많은 연구그룹에 의해 활발히 진행되기 시작하였다. 이러한 연구에서는 다양한 물질들을 이용하고 있으며, 이 중에서 붕소-10은 다른 대체물질과 비교할 때 상대적으로 높은 중성자 반응확률, 낮은 감마반응효율, 물질의 안정성, 가격적 이점 그리고 기존 헬륨-3를 이용한 검출기의 계측회로 의 재활용 가능성 등과 같은 장점들 때문에 많은 연구그룹에서 붕소-10을 이용한 중성자 검출기 개발을 진행하고 있다. 본 논문에서는 중성자 검출기에 사용될 수 있는 붕소-10 박막을 개발하고 이에 대한 성능평가를 수행하였다. 중성자 검출기의 반응물질로 붕소-10을 사용하기 위해서는 중성자와 붕소-10이 반응하여 생성되는 이차방사선을 측 정할 수 있어야 한다. 본 연구에서 활용한 기체충진형 중성자 검출기의 경우 붕소-10을 얇은 박막 형태로 제작하여 중성자와 반응하여 생성된 이차방사선이 기체를 이온화 시켜서 생성되는 이온쌍을 측정하는 방법을 이용한다. 그러 므로 중성자 반응효율과 이차방사선의 재흡수율을 고려한 붕소-10(탄화붕소)의 적절한 두께를 선정할 필요가 있다. 이를 위해서 본 논문에서는 몬테칼로 기법을 이용하는 MCNP6를 이용하여 다양한 두께에 따른 중성자신호수집효율 의 변화를 계산하였다. 또한, 스퍼터링 기법을 이용하여 다양한 두께의 박막을 제작하고 이를 이용하여 중성자 반응 신호를 측정하였다. 그리고 제작된 박막의 2차원 모니터링을 위한 다중선 비례계수기의 적용가능성을 타진하기 위 해 제작된 붕소박막이 설치된 2차원 다중선 비례계수기를 제작하고 중성자 응답 특성을 평가하였다.

3He gas has been used for neutron monitors as the neutron converter owing to its advantages such as high sensitivity, good γ-discrimination capability, and long-term stability. However, 3He is becoming more difficult to obtain in last few years due to a global shortage of 3He gas. Accordingly, the cost of a neutron monitor using 3He gas as a neutron converter is becoming more expensive. Demand on a neutron monitor using an alternative neutron conversion material is widely increased. 10B has many advantages among various 3He alternative materials, as a neutron converter. In order to develop a neutron converter using 10B (actually B4C), we calculated the optimal thickness of a neutron converter with a Monte Carlo simulation using MCNP6. In addition, a neutron converter was fabricated by the Ar sputtering method and the neutron signal detection efficiencies were measured with respect to various thicknesses of fabricated a neutron converter. Also, we developed a 2-dimensional multi-wire proportional chamber (MWPC) for neutron beam profile monitoring using the fabricated a neutron converter, and performed experiments for neutron response of the neutron monitor at the 30 MW research reactor HANARO at the Korea Atomic Energy Research Institute. The 2-dimensional MWPC with boron (B4C) neutron converter was proved to be useful for neutron beam monitoring, and can be applied to other types of neutron imaging.

본 연구에서는 중성자 차폐복 제작을 위한 감속재와 흡수재의 적절한 비율을 평가하고자 몬테카를로 전 산모사를 활용하여 실험을 진행하였다. 차폐복의 재료로는 수소 함량이 높은 폴리에틸렌(PE)을 감속재로, 보론카 바이드(B4C)를 흡수재로 선정하였으며, 총 두께 10 mm의 이중 층 구조를 각각 1 ～ 9 mm 범위로 하여 상호 보 완적으로 설계하였다. 시뮬레이션에서는 성인 모의피폭체를 대상으로 평균 차폐율을 산출하였다. 실험 결과, PE의 비율이 증가할수록 차폐율이 상승하였으며, PE 9 mm와 B4C 1 mm의 조합에서 평균 50.31%의 가장 높은 차폐 율을 보였다. 이는 감속재를 통해 중성자의 속도를 효과적으로 낮춘 후 흡수재와 반응한다면 중성자 차폐 성능을 극대화할 수 있음을 시사한다. 본 연구 결과는 중성자 차폐복 설계 시 감속재 비율을 높이는 것이 효율적이며, 경 제성과 실용성을 동시에 확보할 수 있음을 제시한다.

This study aimed to evaluate the optimal ratio of moderating and absorbing materials for neutron shielding garments using Monte Carlo simulations. Polyethylene (PE), which has a high hydrogen content, was selected as the moderator, and boron carbide (B4C) was chosen as the absorber. The shielding structure was designed as a 10 mm-thick double layer, with each material ranging from 1 ～ 9 mm in complementary configurations. Simulations were conducted using an adult phantom to calculate the average shielding effectiveness. The results showed that increasing the proportion of PE led to higher shielding efficiency, with the combination of 9 mm PE and 1 mm B4C achieving the highest average shielding effectiveness of 50.31%. These findings indicate that neutron shielding can be maximized by first slowing down neutrons with the moderator and then absorbing them with the absorber. The study suggests that increasing the moderator ratio in shielding garments is both efficient and cost-effective, providing practical guidance for the design of neutron protective clothing.

상대적으로 높은 항공승무원의 우주방사선 피폭을 고려하여 ICRP는 직무피폭의 일부로 간주하고 방사선 방호 대상으로 권고하였으며 이미 유럽 등 일부 국가에서는 항공 고도에서의 항공승무원에 대한 우주방사선 피폭 관리가 이루어지고 있다. 국내에서도 2012년 7월 26일 생활주변방사선안전관리법의 시행과 더불어 항공승무원에 대한 관리 기준이 마련되었다. 본 연구에서는 항공승무원의 개인 선량 평가에서 휴대가 용이한 누적형 고체비적검출기의 적용가능성을 검토하기 위해 수행되었다. 한국표준과학연구원에서 252Cf 중성자 표준 선원을 이용해 선량계의 중성자 선량에 대한 반응도의 선형성과 중성자 입사각에 따른 각도의존성을 평가하였고 한국민간항공조종사협회의 협조를 얻어 항공 고도 에 선량계를 노출시켰다. 응답 특성 평가 결과, 선형성에서는 각각의 감속재에 대해 모두 상관계수(r2)가 0.99 이상으 로 높았고 큰 각도의존성을 나타내었다. 또한 예측된 운항 승무원의 중성자 선량과 비적 밀도와의 상관성은 각각의 감속재에 대하여 r=0.486 (HDPE), r=0.241 (PA)으로 낮게 평가되었다. 누적형 중성자 선량계는 개인 피폭 선량 평가에 활용 가능성이 있을 것으로 판단되나 항공 고도에서의 중성자 에너지 스펙트럼을 고려하여 추가적인 연구가 필요하며 노출 시간을 증가시켜 비적 밀도와의 상관성을 보다 면밀하게 평가할 필요가 있다.

ICRP recommended that cosmic ray exposure to the pilot and cabin crew would be considered as an occupational exposure due to their relatively high exposure. Since 2012 with the Act No. 10908 (Natural radiation management), the guideline of cosmic ray exposure to the pilot was established in Korea. The applicability of the solid-state nuclear track detector for personal dose assessment of pilot and cabin crew was evaluated. Dose linearity and angle dependence of dosimeters to the neutron were evaluated by 252Cf neutron emitting source. The track density has a good agreement with the dose (r2=0.99) and highly dependent on the degree of an angular of the dosimeter to the neutron source. In addition, the dosimeters (SSNTD) were exposed to cosmic ray in an aircraft during its cruising for more than two months in collaboration with Airline Pilots Association of Korea. Although the correlation between the track density from aircraft cruising altitude and expected neutron dose is low, however RSNS dosimeter could be used for personal neutron dosimeter. For application of RSNS as a personal dosimeter for pilot and cabin crew, additional studies are required.

중성자 검출분야에서 3He는 높은 중성자 검출효율 때문에 아주 많이 사용되고 있다. 하지만 2009년 초반부터 발생하 고 있는 전세계적인 3He의 품귀현상으로 인하여 가격이 급등하고 수급이 어려워졌기 때문에 대체 중성자 검출물질에 대한 필요성이 높아졌다. 그러므로 중성자 검출물질로 사용될 수는 있지만 3He에 비해 반응효율이 낮아 중성자 검출용 으로 주로 사용되지 않던 물질들을 사용하여 검출기를 제작하는 연구가 다시 활발하게 진행되고 있다. BF3, 6Li, 10B, Gd2O2S 등과 같은 3He 대체 물질들 중 하나인 10B은 손쉬운 감마선 구별, 무독성, 낮은 가격 등과 같은 여러 장점으로 인하여 여러 연구그룹에서 연구되고 있다. 10B 박막을 이용한 중성자 검출은 중성자와 반응하여 발생되는 2차 방사선 을 측정하여 간접적으로 중성자를 측정하는 검출기법이다. 반응을 통해 생성된 알파입자의 비정은 고체 내에서 아주 짧기 때문에 10B 층은 박막 형태로 얇게 제작해야 한다. 그러므로 중성자와 박막의 반응을 통해 발생되는 알파입자의 검출효율을 증가시키기 위해서는 10B 박막의 두께를 얇게 제작하는 것이 중요하다. 하지만 박막의 두께를 얇게 제작하 는 것은 중성자와 반응하여 생성되는 알파입자의 수집효율을 증가시키는 장점이 있지만 또한 중성자와 반응할 단면적 을 감소시키는 단점이 있다. 본 논문에서는 리튬이온전지에 사용되는 초박막 극판 제조 기술을 이용하여 중성자 검출 을 위한 대략 60 μm 두께의 얇은 10B 박막을 제작하였다. 그리고 전도성, 분포, 점착력, 유연성와 같은 간단한 물리적 실험을 통해 제작된 10B 박막의 물성을 확인하였다. 또한, 제작된 10B 박막을 사용하여 중성자 모니터링을 위한 비례계 수기 제작하고 이를 이용하여 한국원자력연구원의 중성자 조사시설의 중성자 파고 스펙트럼을 측정하였다. 또한, 중성 자 검출효율을 증가시킬 수 있는 방법 중 하나인 다층 박막을 이용한 중성자 측정 방법을 이용하여 박막 층수에 따른 중성자 검출효율의 변화를 몬테칼로 전산모사 기법을 이용하여 계산하였고 실험을 통해 박막층의 증가에 따른 신호변 화를 측정하였다.

In the field of neutron detections, 3He gas, the so-called “the gold standard,” is the most widely used material for neutron detections because of its high efficiency in neutron capturing. However, from variable causes since early 2009, 3He is being depleted, which has maintained an upward pressure on its cost. For this reason, the demands for 3He replacements are rising sharply. Research into neutron converting materials, which has not been used well due to a neutron detection efficiency lower than the efficiency of 3He, although it can be chosen for use in a neutron detector, has been highlighted again. 10B, which is one of the 3He replacements, such as BF3, 6Li, 10B, Gd2O2S, is being researched by various detector development groups owing to a number of advantages such as easy gamma-ray discrimination, non- toxicity, low cost, etc. One of the possible techniques for the detection is an indirect neutron detection method measuring secondary radiation generated by interactions between neutrons and 10B. Because of the mean free path of alpha particle from interactions that are very short in a solid material, the thickness of 10B should be thin. Therefore, to increase the neutron detection efficiency, it is important to make a 10B thin film. In this study, we fabricated a 10B thin film that is about 60 um in thickness for neutron detection using well-known technology for the manufacturing of a thin electrode for use in lithium ion batteries. In addition, by performing simple physical tests on the conductivity, dispersion, adhesion, and flexibility, we confirmed that the physical characteristics of the fabricated 10B thin film are good. Using the fabricated 10B thin film, we made a proportional counter for neutron monitoring and measured the neutron pulse height spectrum at a neutron facility at KAERI. Furthermore, we calculated using the Monte Carlo simulation the change of neutron detection efficiency according to the number of thin film layers. In conclusion, we suggest a fabrication method of a 10B thin film using the technology used in making a thin electrode of lithium ion batteries and made the 10B thin film for neutron detection using suggested method.

중성자선은 고 LET (linear energy transfer) 방사선으로 X선이나 감마선 등의 저 LET 방사선보다 세포에 더욱 큰 손상을 입힌다. 중성자에 의한 손상은 일반적으로 세포에 있어서 치명적이며, 중성자선은 X선이나 감마선에 비하여 직접작용을 통하여 세포사를 일으키는 경향이 있다. 본 연구에서는 고속중성자선의 성장지연비 및 산소증강비를 동물실험을 통하여 측정하고자 하였다. BALB-c 마우스의 우측 하지에 EMT-6 세포주를 이식한 후 종양의 평균용적이 200-300mm3 가 되었을 때 X선 및 고속중성자선을 조사하였다. 정상산소환경 및 저산소환경의 종양에 대하여 X선은 0, 11, 15.4 Gy를 조사하였고 고속중성자선은 0, 5, 7, Gy를 조사하였다. 방사선조사 후에는 종양의 용적을 주 3회 측정하였다. 정상산소환경 실험군의 경우 저산소환경 실험군에 비하여 X선 11 Gy를 조사하였을 때 성장지연비가 1.34였고, 15.4 Gy를 조사하였을 때 1.33였다. 고속중성자선을 조사한 경우 정상산소환경 실험군이 저산소환경 실험군에 비하여 고속중성자선 5 Gy를 조사하였을 때 성장지연비는 0.94였고, 고속중성자선 7 Gy를 조사하였을 때 0.98였다. 고속중성자선의 산소증강비는 0.97이었다. 고속중성자선은 X선에 비하여 저산소환경에 있는 종양의 성장억제에 있어서 보다 효과적이었다.

Neutrons are high LET (linear energy transfer) radiation and cause more damage to the target cells than x-rays or gamma rays. The damage from neutrons is generally considered fatal to a cell and neutrons have a greater tendency to cause cell death through direct interaction on DNA. We performed experiments to measure growth delay ratio and oxygen enhancement ratio (OER) in mouse model system. We inoculated EMT-6 cells to the right hind leg of BALB-c mouse and X-rays and neutron beams were given when the average volume of tumors reached 200-300 mm3. We irradiated 0, 11, 15.4 Gy of X-ray and 0, 5, 7 Gy of fast neutron beam at normoxic and hypoxic condition. The volume of tumors was measured 3 times per week. In x-ray experiment, growth delay ratio was 1.34 with 11 Gy and 1.33 with 15.4 Gy in normoxic condition compared to in hypoxic condition, respectively. In neutron experiment, growth delay ratio was 0.94 with 5 Gy and 0.98 with 7 Gy, respectively. The OER of neutron beam was 0.97. The neutron beam was more effective than X-ray in the control of hypoxic tumors.

본 연구는 전통제철법인 정련 및 단접을 적용한 사철강괴(SI)의 미세조직을 파괴분석법인 현미경분석과 비파괴분석법인 중성자 영상 분석을 통해 분석결과를 비교하였다. 시료는 전통제 철법으로 생산한 사철강괴이며, 파괴분석용의 SI-A와 비파괴분석용의 9 cm2의 SI-B를 제작하였 다. 파괴분석으로 금속현미경과 주사전자현미경이 이용되었으며, 비파괴분석으로 일본 훗카이 도 대학의 소형 중성자원 이용시설을 통한 중성자 영상 분석을 이용하였다. 파괴분석결과 미세 한 ferrite 및 pearlite가, 시료의 가장자리에서 Widmanstätten ferrite와 조대한 ferrite가 관찰되었다. 또한 비파괴분석법인 중성자 영상 분석 결과 체심입방격자 구조의 grain size가 3 μm 정도의 α-Fe 인 ferrite와 층상의 pearlite가 관찰되었다. 이렇듯 중성자 영상 분석을 이용하면 비파괴로 연구대 상의 재료과학적 특성을 확인할 수 있고 문화재에 적용 시 최적의 연구결과를 얻을 수 있음을 확인하였다.

The purpose of this study was to compare analytical results of sand iron bars reproduced by the traditional iron-making method through a destructive analysis and a non-destructive analysis. For these studies, we produced two types of samples. One was sample(SI-A), a part of the sand iron bar for destructive analysis. The other was SI-B(9 cm2) for non-destructive analysis. A metallurgical microscope and scanning electron microscope were used for the destructive analysis, and neutron imaging analysis with the Hokkaido University Neutron Source (HUNS) at Hokkaido University, Japan, was used for the non-destructive analysis. The results obtained by destructive analysis showed that there was ferrite and pearlite of fine crystallite size, and some of these showed Widmanstätten ferrite microstructure grown within the pearlite and coarse ferrite at the edge of the specimen. The results from the neutron imaging analysis showed that there was also ferrite and pearlite with 3 μm α-Fe of BCC structure. Based on these results, neutron imaging analysis is capable of identifying material characteristics without destroying the object and obtaining optimal research results when applying it to objects of cultural heritage.

이 글은 문단에서 주목받지 못한 유미주의와 악마주의를 주장했던 노월 임장화(이하 임노월) 작품을 악마성보다 욕망에 초점을 맞추어 그 가치를 새롭게 독해하고자 한다. 임노월은 당대 계몽성이 짙은 다른 작가들과 달리 시대가 요구하는 문학에서 벗어나 오로지 예술성, 즉 유미주의만을 추구한 작가로 알려져 있다. 작품에 드러난 ‘태도’와 ‘감각’의 문제를 사상이나 이즘이라는 논리적인 측면이 아닌 욕망의 문제로 기존 연구와는 다른 시각으로 접근하고자 한다. 시대와 문단이 요구했던 문학관에서 벗어난 임노월의 작품을 기존의 악마성과 유미주의적인 관점으로 분석한 연구를 토대로 ‘악’의 개념을 ‘욕망’의 차원으로 작품을 분석하고자 한다. 또한 임노월 소설에 주를 이루는 인물을 분열증적 인물로 보고 소설 결말에 나타난 비극적 죽음이 내포하는 모순성을 욕망의 문제와 결부시켜 이해하고, 욕망의 차원에서 결정된 잔혹한 결말을 생성적 차원으로 고찰해보는 것을 목표로 한다.

This study analyzes the value of the work by No-wol Im Jang-hwa (hereinafter referred to as Im No-wol), who argued for aesthetics and demonism that were not noticed in the paragraph, through Del£z's theory. Unlike other works with deep enlightenment of the time, Im No-wol's work as writer is one that deviates from the literature demanded by the times and pursues only artistry, or aesthetics. Rather than the thorough logic shown in the work, he focused on "attitude" and "sense" to claim an aesthetic spirit. This paper would like to analyze this literary museum through dismantling reasons. Based on a study that analyzed Lim No-wol's work, which was largely out of the literary museum demanded by the times and paragraphs, from a previously demonic and aesthetic point of view, this research analyzes the work in the dimension of "desire." In addition, the main character of Im No-wol's novel is a divisive figure, and this research was conducted to understand the contradiction of the tragic death at the end of the novel by linking it to the problem of desire. The goal is to consider the brutal ending determined in terms of desire at a generative level. This research analyzes Im No-wol's work, which did not betray the romanticism of aesthetics and literature, in terms of desire and creation, and explore his literary beliefs that expressed the concept of "Neutron" with a creative sense despite the atmosphere of his time.

The scatter photons and photoneutrons from high energy photon beams (more than 10 MV) will increase the undesired dose to the patient and the staff working in linear accelerator room. This undesired dose which is found at out-of-field area can increase the probability of secondary malignancy. The purpose of this study is to determine the equivalent dose of scatter photons and neutrons generated by 3 different treatment techniques: 3D-conformal, intensity modulated radiation therapy (IMRT) and volumetric modulated arc therapy (VMAT). The measurement was performed using two types of the optically stimulation luminescence detectors (OSL and OSLN) in the Alderson Rando phantom that was irradiated by 3 different treatment techniques following the actual prostate cancer treatment plans. The scatter photon and neutron equivalent dose were compared among the 3 treatments techniques at the surface in the out-of-field area and the critical organs. Maximum equivalent dose of scatter photons and neutrons was found when using the IMRT technique. The scatter neutrons showed average equivalent doses of 0.26, 0.63 and 0.31 mSv․Gy-1 at abdominal surface region which was 20 cm from isocenter for 3D, IMRT and VMAT, respectively. The scattered photons equivalent doses were 6.94, 10.17 and 6.56 mSv․Gy-1 for 3D, IMRT and VMAT, respectively. For the 5 organ dose measurements, the scattered neutron and photon equivalent doses in out of field from the IMRT plan were highest. The result revealed that the scatter equivalent doses for neutron and photon were higher for IMRT. So the suitable treatment techniques should be selected to benefit the patient and the treatment room staff.