• 대한핵의학회지
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• 제29권1호
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• pp.54-60
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• 1995

방사성 핵종의 체내 투여 또는 체내 오염에 의한 내부피폭 흡수선량 측정을 위하여 개발된 MIRD 씨스템을 이용하여 175mCi $^{131}I$ 치료를 받는 8명의 분화된 갑상선암의 주변림프절 전이 환자에서 전신, 위, 신장, 방광 및 골수 등의 흡수선랑을 측정하였다. 전리함 검출기와 자료저장 장치가 부착된 Eberline Smart 200 씨스템을 이용하여 전신 $^{131}I$의 시간 방사능 곡선을 얻었고, 선형 회귀분석을 하여 곡선하면적을 구한 값을 투여 방사능량(Ao)으로 나누어 체류시간($\tau$)으로 하였다. MIRDose2의 S값을 이용하여 전신흡수선량을 구하였으며 ICRP publication 53의 표준인 신장, 방광, 위의 체류시간을 이용하여, 이들 장기의 흡수선량을 구하였다. 전신 및 골수의 흡수선량은 22.4 및 25.4rad로 ICRP 최대허용선량보다 훨씬 낮았으며, 방광에 375.1, 위에 285.1rad로 심각한 증상을 초래할 정도의 선량은 아니었다. 분화된 갑상선암의 폐 및 뼈전이 환자에서 200mCi 이상 투여방사능량을 증가시킬 경우 이 방법으로 전신 및 골수 등의 흡수 선량을 평가하여 안전성을 확인할 수 있을 것으로 생각된다.

• 한국산학기술학회논문지
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• 제11권12호
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• pp.4819-4825
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• 2010

치과 진료에 사용되는 세라믹 재료들은 고유존재비에 따라 자연방사성 핵종을 포함하고 있다. 이 방사성 핵종들은 치과 진료를 통하여 세라믹 재료들이 인체에 시술됨에 따라 구강 내에서 내부 방사선 피폭을 일으키게 된다. 본 연구에서는 치과재료 속에 포함된 방사성 핵종에 의해 인체에 영향을 미칠 수 있는 영향을 평가하기 위하여 치과 재료용으로 흔히 사용되는 22종류의 세라믹 재료와 1종류의 temporary resin 및 2종류의 glass ionomer cement에 대하여 전$\beta$ 방사능을 측정하였다. 측정 결과 치과 세라믹 재료의 전$\beta$ 방사능은 1.317 ~ 2.935 Bq/g 이었으며, 세라믹 재료 평균 전$\beta$ 방사능 농도는 2.379 Bq/g이었다. 세라믹 재료 중 전$\beta$ 방사능이 가장 높은 것은 opacious dentine의 code OD-A4로 2.935 Bq/g이었다. Dentine, opacious dentine, translucent 및 enamel의 평균 전$\beta$ 방사능은 각각 2.479 Bq/g, 2.491 Bq/g, 2.470 Bq/g 및 2.069 Bq/g 이었다. Temporary resin과 glass ionomer cement의 전$\beta$ 방사능 농도는 세라믹 재료에 비하여 측정오차범위 내의 무시할 만한 값이었으며, 전$\beta$ 방사능의 준위에 가장 많은 영향을 미치는 방사선동위원소는 40K으로 판단된다. 치과 재료의 방사선 준위에 추가적인 조사와 치과용 재료 내의 방사능 준위를 줄이기 위하여 이에 대한 기준이나 개선방안이 필요할 것으로 사료된다.

• Journal of Radiation Protection and Research
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• 제31권4호
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• pp.165-171
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• 2006

국내에서는 현재 물리적 인형 모의피폭체와 수십 개의 소형 MOSFET 선량계를 이용하여 유효선량(Effective Dose)을 실시간으로 정확하게 측정할 수 있는 시스템을 개발 중에 있다. 이때 사용되는 MOSFET 선량계는 그 크기가 매우 작으며, 상대적으로 높은 민감도를 가지고 선량을 실시간으로 측정할 수 있다는 장점이 있는 반면, 검출부위가 조직등가 물질이 아닌 실리콘으로 이루어져 있어 저에너지 광자에 대하여 적절한 보정이 필요하다. 본 연구에서는 몬테칼로 전산모사 방법을 사용하여 증기발생기 수실 내부의 에너지 스펙트럼에 대한 MOSFET 선량계의 선량보정인자 값들을 계산하였으며, 이렇게 계산된 보정인자 값들을 선행 연구에서 구한 값, 즉 0.662 MeV와 1.25 MeV의 광자만을 이용하여 구한 선량보정인자 값들과 비교하여 보았다. 비교 결과, 두 서로 다른 조건에서의 선량보정인자들은 큰 차이를 보이지 않았으며$(\leq1.5%)$, 따라서 선행 연구에서 구한 선량보정인자들을 원자력발전소의 증기발생기 수실에 그대로 적용하여도 큰 문제가 없음을 알 수 있었다. 또한, 증기발생기 수실에 대하여 결정된 선량보정인자들을 실측된 MOSFET 선량계의 선량값들에 적용하여 선량보정에 따라 유효선량이 어느 정도 변화하는 가를 확인한 결과, 유효선량은 선량보정인자를 적용할 경우가 적용하지 않을 경우에 비해 약 7% 정도 낮게 평가됨을 알 수 있었다.

• 방사성폐기물학회지
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• 제16권2호
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• pp.195-202
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• 2018

원칙적으로, 지층 처분은 고준위 방사성 폐기물의 최종 처분을 위한 안전한 방법으로 간주된다. 그러나 사용후핵연료에 함유된 $^{99}Tc$ 및 $^{129}I$와 같은 일부 장수명 핵분열 생성물은 지하 환경에서 흡수성이 적은 음이온 핵종으로 이동성이 매우 크며 수백 keV 범위의 베타선 방출로 생태계에 피폭선량을 야기시킬 수 있다. 따라서 이 두 핵종을 효율적으로 분리하여 방사능으로 유해하지 않은 핵종으로 전환할 수 있다면 처분 안정성에 긍정적인 영향을 줄 수 있다. 이를 위한 하나의 방법은 이 두 가지 핵종을 원자로에서 수명이 짧은 핵종 또는 안정적인 핵종으로 변환하는 것이다. 이를 위해 두 핵종을 태우는 데 어느 원자로 유형이 더 효율적인지 평가하는 것이 필요하다. 본 연구에서는 경수로(PWR), 중수로(CANDU) 및 고속로(SFR, MET-1000)의 $^{99}Tc$ 및 $^{129}I$의 핵 변환 시뮬레이션 결과를 비교하고 고찰하였다.

• 한국방사선학회논문지
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• 제16권4호
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• pp.381-386
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• 2022

비파괴검사(NDT; Non-Destruction Test)는 제품의 기능을 손상시키거나 물리적으로 파괴시키지 않고 내부의 결함을 검사하는 방법이다. 이러한 방사선투과검사는 고에너지의 방사선을 사용하기 때문에 방사선작업종사자들의 방사선피폭을 방지하는 것은 매우 중요하다. 이에 본 연구는 PbI₂에 Gd₂O₂S:Tb를 결합하여 기존 PbI₂보다 방사선 검출성능을 더욱 향상시켜 방사선투과검사에서 선원누출 등의 사고를 즉각적으로 감지할 수 있는 새로운 구조의 방사선 센서를 제시하였다. 평가는 FLUKA 전산 모사를 통하여 감마선원에서 Gd₂O₂S:Tb 결합 전후의 변환 효율을 분석하였다. Gd₂O₂S:Tb가 결합된 PbI₂는 방사선 검출성능이 1.22배에서 3.22배까지 더 높은 것으로 나타났다. 이러한 결과로부터 본 연구에서 제시된 센서는 방사선투과검사 선원 감지용 방사선 센서로 적용 가능할 것으로 분석되었다.

• 방사선산업학회지
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• 제17권2호
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• pp.161-172
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• 2023

Coal-fired power plants handle large quantities of coal, one of the most prominent NORM, and the coal ash produced after the coal is burned can be tens of times more radioactive than the coal. Workers in these industries may be exposed to internal exposure by inhalation of particles while handling NORM. This study evaluated the size, concentration, particle shape and density, and radioactivity concentrations of airborne suspended particles in the main processes of a coal-fired power plant. Finally, the internal radiation dose to workers from particle inhalation was evaluated. For this purpose, airborne particles were collected by size using a multi-stage particle collector to determine the size, shape, and concentration of particles. Samples of coal and coal ash were collected to measure the density and radioactivity of particles. The dose conversion factor and annual radionuclide inhalation amount were derived based on the characteristics of the particles. Finally, the internal radiation dose due to particle inhalation was evaluated. Overall, the internal radiation dose to workers in the main processes of coalfired power plants A and B ranged from 1.47×10^-5~1.12×10^-3 mSv y^-1. Due to the effect of dust generated during loading operations, the internal radiation dose of fly ash loading processes in both coal-fired power plants A and B was higher than that of other processes. In the case of workers in the coal storage yard at power plants A and B, the characteristic values such as particle size, airborne concentration, and working time were the same, but due to the difference in radioactivity concentration and density depending on the origin of the coal, the internal radiation dose by origin was different, and the highest was found when inhaling coal imported from Australia among the five origins. In addition, the main nuclide contributing the most to the internal radiation dose from the main processes in the coal-fired power plants was thorium due to differences in dose conversion factors. However, considering the external radiation dose of workers in coal-fired power plants presented in overseas research cases, the annual effective dose of workers in the main processes of power plants A and B does not exceed 1mSv y^-1, which is the dose limit for the general public notified by the Nuclear Safety Act. The results of this study can be utilized to identify the internal exposure levels of workers in domestic coal-fired power plants and will contribute to the establishment of a data base for a differential safety management system for NORM-handling industries in the future.

• 핵의학기술
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• 제18권1호
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• pp.98-103
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• 2014

갑상선 분화암 환자의 방사선 치료에서 I-131의 유효반감기는 환자에게 투여하는 양의 계산뿐만 아니라 환자의 격리 입원기간의 결정, 환자로부터 가족들이 받게 되는 선량을 계산하는데 유용한 값이다. 하지만 이 값은 물리적반감기와는 달리 실측을 해야만 얻을 수 있어 입원 격리중인 환자에게 계측하기가 기술적으로 어려운 문제가 있다. Dual time I-131 whole body scan의 초기촬영과 지연촬영 사이의 체내잔류방사능량을 이용하여 전신과 갑상선에 유효반감기를 추정해 보았다. 또한 혈중 크레아티닌 농도, GFR, 투여량이 유효반감기와 상관관계가 있는지 알아보았다. 유효반감기 측정을 위해 전신에 체내잔류방사능량과 갑상선의 잔류방사능량을 측정하기 위해 환자의 전신을 흥미영역으로 설정한 후 배후방사능을 보정하여 전신의 체내잔류방사능량을 획득하였고, 갑상선 부위에 ROI를 설정한 후 배후 방사능을 보정하여 갑상선의 잔류방사능량을 획득하였다. 초기영상과 지연영상의 측정값 사이의 비율을 계산하여 전신과 갑상선의 유효반감기를 구하였다. 또한 유효반감기와 GFR, 혈중크레아티닌 농도, I-131 투여량과의 상관관계를 분석하였다. 전신의 체내잔류방사능량을 측정한 값의 유효반감기는 $17.06{\pm}5.50$시간으로 나타났고 갑상선의 잔류방사능량을 측정한 값의 유효반감기는 $17.22{\pm}5.41$시간으로 나타났으며 두 유효반감기는 유의한 차이를 보이지 않았다(P=0.887). GFR 값이 올라갈수록 전신의 유효반감기(r=-0.407, P=0.003)와 갑상선 유효반감기(r=-0.473, P=0.001) 모두 유의하게 감소하였으며 혈중크레아티닌 농도가 올라갈수록 전신의 유효반감기(r=0.309, P=0.029)와 갑상선 유효반감기(r=0.371, P=0.008) 모두 유의하게 증가하였다. 투여량은 두유효반감기와 상관관계를 보이지 않았다. 본 연구를 통해 고용량 방사성요오드 치료환자 입원기간의 최적화 연구와 기존 유효반감기를 구하기 위해 종사자의 피폭 및 복잡성을 보완하여 간편하게 측정을 할 수 있을 것이라 생각한다. 또한 분석된 갑상선의 유효반감기를 적용한 MIRD schema의 내부피폭선량 평가 연구에도 활용할 수 있을 것으로 사료된다.

• 한국의학물리학회지:의학물리
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• 제24권2호
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• pp.127-132
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• 2013

환자 호흡할 때 흉 복부 내부에 있는 장기의 위치는 주기적으로 변한다. 이에 따라 방사선치료 동안 종양에 대한 선량불확도가 발생하게 되며, 불확도를 줄이기 위한 여러 방사선치료방법이 제시되고 있다. 호흡연동방사선치료는 특정 위상 또는 진폭에만 방사선을 조사하는 방법으로 불필요한 피폭선량은 줄일 수 있는 장점이 있지만 긴 치료 시간과 노력이 필요하다는 단점이 있다. 호흡연동방사선치료 중 회전세기조절방사선치료(respiratory gated Volumetric Modulated Arc Therapy, VMAT)는 다른 호흡연동치료시스템에 비해 치료 시간이 짧다는 장점이 있기 때문에 본 연구는 respiratory gated VMAT 치료 선량의 정확성을 검증하여 임상 적용의 적절성을 평가하고자 한다. 본 연구는 총 6개의 VMAT 치료계획(Eclipse, ver. 8.6, Palo Alto, USA)을 토대로 수행되었으며, 각각의 치료계획은 AAA 알고리즘을 이용해서 선량이 계산되었다. 환자의 호흡운동을 구현하기 위해 환자 테이블 위에 1차원운동팬텀이 사용되었으며, 영상 기반 추적 시스템(Real-time Position Management, RPM, Varian Medical Systems, Palo Alto, USA)을 통해 운동 주기 신호를 획득하였다. 또한, 2차원-이온함-배열(MatriXX, IBA, Germany) 측정기를 이용하여 특정 호흡 신호 위상에 따른 전달 선량을 측정하였다. 측정된 선량과 치료 계획된 선량을 정성적인 분석을 위해 상용화되어 있는 선량분석용 프로그램(I'mRT, IBA, Germany)을 통해 2차원 선량분포를 0에서 1사이의 감마지표(Gamma index) 비교 결과 모든 케이스에서 97% 이상의 일치함을 확인하였다. 따라서 호흡연동 회전세기조절 방사선치료는 호흡연동방사선치료의 단점인 시간적인 제약을 일정 부분 해소할 수 있었으며 2차원 선량분포 비교 결과 오차값 3%이내의 정확도에서 환자정도관리 수준을 만족하였고 임상적용이 가능함을 확인하였다.

• Journal of Radiation Protection and Research
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• 제31권4호
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• pp.203-210
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• 2006

목적 : 전뇌 방사선 치료를 받는 임산부의 태아가 받을 선량을 측정하고, 태아의 제한 선량을 적합하게 만족시키기 위한 방사선 차폐 구조물을 설계하고자 한다. 재료 및 방법 : 먼저 4개의 바퀴가 부착된 폭 0.9 m, 높이 1.55 m, 두께 3 cm의 남 차폐 벽을 이용하였다. 남 차폐 벽을 환자와 선형가속기의 갠트리 상부 사이에서, 치료 조사야 경계로부터 1 cm 정도 떨어진 부분에 설치하여, 선형가속기의 갠트리 상부에서 방출되는 누설방사선과, 방사선 조사야 경계부근의 산란 방사선을 효과적으로 차폐하도록 하였다. 환자의 조사야 내의 치료부위로부터 산란되어 전달되는 산란 방사선을 최소로 하기 위하여, 약 2 cm 두께의 세로 벤드(cerrobend)를 이용하여 특수한 구조의 목 차폐대(anti-patient scattering neck supporters)를 성형하였다. 목 차폐대는 목에서부터 어깨와 가슴 상부 전체를 포함하여 차폐할 수 있는 크기로 제작되었으며, 목 부분을 기준으로 두 개로 분리되어 설치 및 운반이 용이하게 제작되었다. 마지막으로 치료실 내부의 구조물에서 산란되어서 들어오는 누설 방사선이 태아에 도달하는 것을 최소한으로 하기 위하여, 환자의 흥부와 복부 전체를 덮어씌우기 위한 3 mm 두께의 납 판 2장을 이용하였으며, 남 판의 무게를 지지하기 위하여 특수하게 고안된 차폐용 교각구조물이 아크릴로 제작되었다. 차폐의 효과를 검증하기 위하여, 먼저 실제 치료상황과 같은 조건에서 인간형 팬톰과 전리함(ionization chamber), 열형광선량계(TLD)를 이용하여 방사선량을 측정하였다. 각 측정은 우선차폐 구조물들이 있는 경우와 없는 경우 각각에 대하여 수행되었고, 각각의 경우는 다시 빌드업캡(build-up cap)이 있는 경우와 없는 경우로 분류하여 측정이 수행되었다. 실제 환자 치료시에는 최종 검증을 위하여 차폐구조물을 설치한 후에 전리함과 서베이메터(Survey meter)를 이용하여 태아선량을 측정하였다. 결과 : 차폐 구조물들을 설치하지 않았을 경우, 조사야로부터 30 cm, 40 cm, 50 cm, 60 cm 떨어진 지점의 방사선량은 전리함의 경우 각각 3.20, 3.21, 1.44, 0.90 cGy로 측정되었다. 차폐 구조물들을 설치하였을 경우에는 각 지점의 방사선량은 0.88, 0.60, 0.35, 0.25 cGy로 감소하였으며, 감쇄효율은 약 $70%\sim80%$로 계산되었다. 열형광선량계로 측정된 방사선량은 각각 1.8, 1.2, 0.8, 1.2, 0.8 (70 cm 거리) cGy로 측정되었으며, 환자의 복부 표면에서의 서베이메터를 이용한 측정량은 10.9 mR/h였다. 차폐구조물의 사용 시 전체 치료 동안에 태아선량은 약 1 cGy 정도로 평가되었다. 결론 : AAPM Report No.50의 자료에 따르면, 임산부의 방사선 치료 시 태아의 방사선 피폭선량은 5 cGy 이하일 경우에 방사선 피폭에 따른 태아의 위험이 거의 없는 것으로 제시되고 있다. 본원에서 차폐 구조물을 설치하였을 경우에 측정된 태아선량은 약 1 cGy로 측정되었고, 고안된 차폐구조물은 태아에 도달하는 방사선량을 감소시키기에 적합한 설계임이 입증되었다.