• 제목/요약/키워드: 방사능농도

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PET/CT 검사에서 영상의 질을 유지하기 위한 적정한 $^{18}F$-FDG 투여량의 평가 (Evaluation of Reasonable $^{18}F$-FDG Injected Dose for Maintaining the Image Quality in 3D WB PET/CT)

  • 문아름;이혁;곽인석;최성욱;석재동
    • 핵의학기술
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    • 제15권2호
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    • pp.36-40
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    • 2011
  • PET/CT 검사에서 환자에게 주입되는 $^{18}F$-FDG 투여량은 장비업체에서 제시하는 권고치와 각 병원에서 적용하는 기준치가 서로 다르다. 기준치의 차이로 인한 부적절한 $^{18}F$-FDG 투여량은 환자의 피폭선량을 증가시키고 영상의 질을 감소시킬 수 있다. 본 실험에서는 PET/CT 검사에서 영상의 질을 유지하면서 환자의 피폭선량을 감소시킬 수 있는 적정한 $^{18}F$-FDG 투여량에 대한 평가를 하고자 한다. 모형 실험은 NEMA NU2-1994를 이용하여 열소와 배후 방사능비를 4:1로 유지한 상태에서 열소의 방사능 농도를 1, 3, 5, 7, 9 MBq/kg으로 증가시키며 $^{18}F$-FDG를 주입하였다. CT를 이용한 투과촬영 후 2분 30초/bed의 방출영상을 3차원 (3D) 모드로 획득하였다. 열소와 배후방사능 부위에 각각 관심영역을 설정하고 최대 표준섭취계수(Standard Uptake Value maximum, $SUV_{max}$)를 얻은 후 해당 위치에서의 신호대 잡음비(Signal to Noise Ratio, SNR)를 비교 분석하였다. 임상실험은 2009년 11월부터 2010년 8월까지 내원한 환자를 대상으로 PET/CT 검사를 시행한 환자영상에서 간병변이 없는 97명의 환자를 선별하여 간(liver)과 대퇴부(thigh) 영역에 관심영역을 설정하고 $SUV_{max}$를 측정하여 투여량에 따른 영상의 차이를 비교 분석하였다. 모형 실험에서 단위 질량 당 주입된 방사능 농도는 1, 3, 5, 7, 9 MBq/kg으로 $SUV_{max}$는 23.1, 24.1, 24.3, 22.8, 23.6, SNR은 0.48, 0.54, 0.56, 0.55, 0.55로 나타났다. 5 MBq/kg 이하의 방사능 농도에서는 투여량의 증가에 따라 $SUV_{max}$와 SNR이 증가하지만 7 MBq/kg 이상에서는 감소하였다. 임상 실험의 경우는 단위 질량 당 주입된 방사능 농도가 4.72, 5.34, 6.16, 7.41, 8.68 MBq/kg으로 증가할수록 $SUV_{max}$는 2.68, 2.67, 2.26, 1.88, 1.95, SNR이 0.52, 0.53, 0.46, 0.46, 0.44로 5 MBq/kg의 투여량을 초과할 경우 모형 실험에서와 같은 감소양상을 보였다. 환자의 체중을 고려한 $^{18}F$-FDG 투여량의 증가는 일정 범위 내에서 영상의 질을 향상시키지만 그 범위를 초과할 경우 우발동시계수 및 산란계수의 증가로 인하여 오히려 영상의 질이 저하된다. 실험 결과로부터 3D PET/CT 검사 시 단위질량 당 주입된 방사능 농도 5 MBq/kg이 최적의 주입선량이라는 것을 알 수 있다.

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국내 유통중인 원료물질 및 공정부산물의 물리화학적 및 방사선적 특성 데이터베이스 구축 (Establishment of the Physicochemical and Radiological Database of Raw Materials and By-Products in Domestic Distribution)

  • 임충섭;임종명;박지영;정근호;김창종;장병욱;지영용
    • 방사성폐기물학회지
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    • 제14권4호
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    • pp.331-341
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    • 2016
  • 국내 유통중인 다양한 형태의 원료물질 또는 공정부산물들에 대한 물리적, 화학적 및 방사선적 특성을 평가하기 위해 약 220여 개, 총 16 종의 표본 시료를 선정하였다. 해당 시료들에 대하여 $LaBr_3$ 섬광검출기를 이용한 에너지 스펙트럼 측정과 에너지 분산형 X-선 형광 분광기를 이용한 U, Th, K와 물질의 주요 성분 분석을 수행하였다. 그리고 HPGe 검출기를 이용하여 $^{234}Th$, $^{234m}Pa$$^{214}Bi$ 등의 우라늄 붕괴계열 핵종들과 $^{228}Ac$, $^{212}Pb$$^{208}Tl$ 등의 토륨 붕괴계열 핵종들 그리고 $^{40}K$ 등의 방사능농도를 분석함으로써 원료물질 및 공정부산물의 특성에 관한 기초자료를 수집하였다. 추가적으로 ROI구간별 계수율과 원소성분함량, 방사능농도와 같은 특성변수들 간의 상관관계를 분석함으로써 스크리닝 장비를 이용한 방사능 농도 분포 유추 가능성을 평가하였다. 본 연구에서 구축된 특성 데이터베이스는 천연방사성핵종 분석을 위한 절차 및 방법을 수립하는데 유용한 정보를 제공하고, 천연방사성핵종 분석에 대한 정확성 및 재현성을 향상시킬 수 있을 것으로 판단된다.

고리 1호기의 잔류방사능 유도농도(DCGL)를 적용한 회색영역 설정과 핵종농도평가 (Designation the Gray Region and Evaluating Concentration of Radionuclide in Kori-1 by Using Derived Concentration Guideline Level)

  • 전여령;박상준;안석영;김용민
    • 한국방사선학회논문지
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    • 제12권3호
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    • pp.297-304
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    • 2018
  • 미국의 원전해체 지침서인 MARSSIM과 MARLAP에서는 의사결정 전 부지조사를 계획하고, 계획한 조사를 시행하는데 Data Life Cycle의 사용을 권장하고 있다. 부지조사 계획단계에서 설정되는 데이터품질목표(DQO)는 부지조사 수행 및 설계의 모든 측면에서 얻을 수 있는 데이터를 최선으로 활용하는 방법을 제시하고, 부지조사 계획을 체계화하여 공식적으로 중요한 의사결정을 내리는데 필요한 정보를 얻을 수 있도록 한다. DQO의 일곱 과정 중 5~7단계에서는 앞선 단계에서 수집한 정보를 이용하여 합리적이고 신뢰성있는 의사결정을 내릴 수 있도록 부지조사를 설계하는 과정이다. 이 과정 중 설정되는 회색영역은 관심핵종에 대한 조사단위의 평균농도가 실제로 DCGL을 초과하지 않음에도 불구하고, 초과한다고 판단하여 제염활동과 같은 추가적인 활동을 하도록 결정내리는 Type II 의사결정 오류로 인한 결과가 미약할 것으로 생각되는 농도범위로 정의된다. 회색영역은 부지에서 수집한 Sample에 속한 특정 핵종의 평균농도와, 규제한도로서 설정될 수 있는 잔류방사능 유도농도(DCGL)를 이용하여 정할 수 있다. 회색영역을 설정함으로써 가장 자원효율적으로 부지조사계획을 설정할 수 있으며 의사결정 오류에 대한 영향을 최소화 할 수 있다. 선행연구로 도출된 고리 1호기의 DCGL을 이용하여 회색영역을 설정하고, 이를 이용해 올바른 의사결정을 내릴 수 있도록 하는 Sample의 농도평가 방법을 제시하였다.

원자력발전소 1차계통 탈염기 제염계수 특성 분석

  • 성기방;강덕원
    • 한국원자력학회:학술대회논문집
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    • 한국원자력학회 1997년도 추계학술발표회논문집(1)
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    • pp.387-391
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    • 1997
  • 냉각재중의 방사능을 띤 성분 중에는 이온교환기에서 제거가 가능한 이온성분과 함께 필터에 의해서 주로 제거되는 입자성 물질로 존재한다. 운전중의 냉각재내 방사성 부식생성물의 물리적 조성 분포 측정 결과에 따르면 90%이상이 0.45$mu extrm{m}$필터에 의해 제거되는 입자성 물질로 구성되어 있다. 이로 인해 새수지 충전후 얼마 사용하지 않은 탈염기의 제염계수가 탈염기에서 완벽한 제거가 어려운 입자성 부식생성물로 인해 10이하를 나타낼 수 있다. 1차계통에 쓰이는 수지의 성능검사를 위해 사용하고 있는 현재의 제염계수 측정법은 다음과 같은 두가지 이유로 완벽하지 않음을 알 수 있다. 첫째, 냉각재중의 방사능을 띤 성분중에는 이온교환기에서 제거가 가능한 이온성분과 함께 필터에 의해 제거되는 입자성 물질도 함께 존재하므로 탈염기의 제염계수 측정 절차는 입자성 물질을 배제한 후 측정해야 하며, 특히 수치 교체를 결정하기 위한 제염계수 측정시에는 여과된 여액으로 방사능 농도를 측정하는 것이 바람직하다. 둘째 운전중인 냉각재의 시료중에는 핵분열 수율이 높고 핵연료봉 손상부위로 유출이 용이한 불활성 기체핵종들이 많이 존재하며, 탈염기 후단에서 채취한 시료중에도 많이 존재하고, 시료 이송과 방사능 측정동안의 짧은 시간동안에도 계속 붕괴반응함으로서 새로 생긴 핵종으로 인해 마치 탈염기의 제거능이 낮은 것으로 오판될 수 있다. 이러한 측정 오차인자를 고려하여야 1차계통 탈염기의 교환능력을 정확히 판정할 수 있다.

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지표공기중(地表空氣中)의 ${\alpha}$ 방사능측정(放射能測定) 및 해석(解析) (Measurement and Assessment of Alpha Activity in Ground Air)

  • 전재식;명동범
    • Journal of Radiation Protection and Research
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    • 제11권2호
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    • pp.130-138
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    • 1986
  • CA 80-15 및 LR 115-1 cellulose nitrate 비적검출기를 사용하여 지표공기중의 ${\alpha}$방사능을 측정 해석하였는바 이 검출기의 검출효율은 $0.1{\mu}Ci$$^{241}Am\;{\alpha}$선을 사용하여 결정하였다. 지표에서 방출되는 라돈과 그 자핵종들에 의한 ${\alpha}$방사능을 검출하기 위하여 두가지의 라돈컵을 사용하였으며 이들을 각각 지름이 15cm, 깊이가 45cm인 이웃한 두개의 땅구덩이를 만들어 그 안에 설치하여 일정기간 ${\alpha}$방사능에 노출하였다. 두 라돈컵중 하나는 구덩이 지표면에 거꾸로 밀착시켜 밀폐공간이 되게 하고 다른 하나는 바닥에서 일정한 거리를 띄우고 컵 윗면에 구멍을 뚫어 공기의 소통이 가능하도록 하여 그 검출결과를 비교 검토하였다. ${\alpha}$입자에 피폭된 비적검출기는 부식처리한 후 현미경으로 판독하고 통계분석 하였으며 그 결과를 지표공기 단위부피당 ${\alpha}$방사능농도로 환산 평가하였다.

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핵활동 감시를 위한 대기 입자 측정시스템의 최소검출 방사능 농도 결정 (Minimum Detectable Radioactivity Concentration of Atmospheric Particulate Measurement System for Nuclear Test Monitoring)

  • 김종수;윤석철;신장수;곽은호;최종서
    • Journal of Radiation Protection and Research
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    • 제22권2호
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    • pp.111-117
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    • 1997
  • 최근 포괄적 핵실험금지조약 (Comprehensive Test Ban Traety : CTBT)의 체결은 전세계적으로 핵활동 감시 네트워크를 구축하는 것이다. 핵실험금지 위원회의 전문가들은 대기 방사성핵종의 측정을 핵실험 감시에 필수적인 요소로 제안하였으며, 이에 따른 기술적 요구사항을 제시하였다. 본 연구는 이를 근거로 핵활동으로부터 생성된 핵분열생성물을 검출하기 위하여 고성능 공기채집장치(High Volume Air Sampler: HVAS)와 여과지 압축기 그리고 고순도 게르마늄 반도체검출기(HPGe)로 대기 입자 방사성핵종 측정시스템을 구성하였다. 조속한 시일 내에 탐지와 최적의 측정 조건으로 본 시스템을 운영하기 위하여 CTBT 감시 전략에서 주요 핵종들에 대한 최소검출 방사능 농도(Minimum Detectable Concentration : MDC)를 decay time, counting time 그리고 sampler volumetric flow rate 등을 고려하여 결정하였다. 그 결과 각각 $10{\pm}$2h, $20{\pm}$2h, $850{\pm}50m^3$//h 정도로 선정하였다. 감마선 스펙트럼 분석에서 $^{212}Pb$ 방사능 농도의 변화는 Compton continuum의 baseline에 영향을 미치게 되므로 이에 기인한 MDC 관계식을 도출하였다. 이들 결과는 CTBT 감시 전략에 실제적인 도구로 사용될 수 있을 것으로 사료된다.

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증류법을 이용한 모의 방사성폐기물 중 129I 의 정량 (Determination of 129I in simulated radioactive wastes using distillation technique)

  • 최계천;송병철;한선호;박용준;송규석
    • 방사성폐기물학회지
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    • 제9권3호
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    • pp.141-148
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    • 2011
  • 방사성폐기물이 처분장에 인도 될 때 주요 방사성 핵종의 방사능 농도를 규명 하도록 방사성폐기물 인도 규정에 명시되어 있다. 저준위 방사성폐기물 시료의 경우 측정된 방사능 농도가 최소검출 방사능 농도(MDA: Minimum dectable activity) 이하의 값을 나타낼 경우가 많으며, MDA는 시료의 양, 바탕 값, 계측시간 및 계측효율 등에 따라서 달라지므로 MDA를 낮추기 위하여 가능한 많은 양의 시료를 취할 필요가 있다. 모의 잡고체 시료에 첨가된 요오드의 회수율을 결정하기 위한 방법으로서 모의 시료 중 비 방사성 요오드를 비휘발성 산으로 침출시킨 후 침출액을 직접 증발시키는 방법과 음이온 교환수지를 이용하I-를 흡착하여 분리하는 칼럼용리방법으로 측정하여 회수율을 비교한 결과, 증류법과 칼럼용리방법의 회수율은 각각 $86.5{\pm}0.9%$, $87.3{\pm}2.7%$로 나타났다. 증류법에 의한 모의 방사성 시료 중 $^{129}I$ 요오드의 회수율 및 MDA는 $84.6{\pm}1.6%$, $1.2{\times}10^{-4}Bq/g$로 각각 나타났으며, 분리공정을 단순화하고 많은 양의 시료를 취함으로써, 칼럼용리 방법의 단점을 보완하고 10배 이상 MDA를 낮출 수 있는 결과를 얻을 수 있었다.