• 제목/요약/키워드: 방사능오차분석

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삼중수소 전처리과정이 방사능 측정결과에 미치는 영향평가

  • 이병일;정진욱;최영훈
    • 대한방사선방어학회:학술대회논문집
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    • 대한방사선방어학회 2010년도 춘계 학술발표회 및 심포지엄
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    • pp.82-83
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    • 2010
  • 환경시료 중 삼중수소의 방사능을 분석하기 위하여 전처리과정을 수행한다. 전처리의 주요 절차는 증류와 발광액의 첨가 그리고 약 24시간의 암실보관 등이다. 본 보고서에서는 각 전처리 과정이 방사능 측정결과에 미치는 영향을 평가하고 전처리과정에서 피할 수 없는 오차와의 관계를 확인한 후 이를 통해 삼중수소의 방사능 세기에 따라 전처리과정의 상대적 중요도를 확인하고자 한다. 이 과정을 통해 전처리가 꼭 필요한 경우와 그렇지 않은 경우를 구분할 수 있는 방사능 세기의 문턱 값을 확인하고자 한다.

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PET/CT 검사에서 매개변수 입력오류에 따른 표준섭취계수 평가 (The Evaluation of SUV Variations According to the Errors of Entering Parameters in the PET-CT Examinations)

  • 김지아;홍건철;이혁;최성욱
    • 핵의학기술
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    • 제18권1호
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    • pp.43-48
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    • 2014
  • PET/CT검사에서 표준섭취계수(standardized uptake value, SUV)는 병소의 악성 여부를 판별하는 지표로서 인체내 각 장기의 생리적인 변화에 대한 정량분석을 가능하게 한다. 따라서 그 결과에 영향을 줄 수 있는 매개변수를 올바르게 입력하는 것이 매우 중요하다. 본 연구에서는 그 매개변수 중 방사능량, 체중, 방사성 동위원소 섭취시간의 입력오류에 따른 결과의 차이를 측정하여 수용 가능한 결과의 오차범위를 평가하고자 한다. 1994 NEMA 모형 내부에 열소, 테프론, 그리고 공기 3개의 삽입물을 위치시켰다. 총 27.3 MBq의 $^{18}F$를 열소와 배후 방사능 비율이 4:1로 되도록 채우고 GE Discovery STE 16(GE Healthcare, Milwaukee, USA)로 촬영하였다. 촬영 후 입력된 방사능량, 체중, 섭취 시간의 값을 기준 값에서 ${\pm}5%$, 10%, 15%, 30%, 50% 만큼 오차를 발생시킨 후 영상을 다시 재구성하였다. 재구성된 영상에서 각 삽입물 부위에 한 개, 배후방사능 부위에 총 네 개의 관심영역을 그린 후 $SUV_{mean}$과 백분율오차를 측정하여 비교 평가하였다. 기준 영상의 열소, 테프론 그리고 공기와 배후방사능에서의 $SUV_{mean}$은 각각 4.5, 0.02, 0.1 그리고 1.0이였다. 방사능량 오차 변화에 따른 $SUV_{mean}$의 최대값과 최소값은 열소에서 9.0, 3.0, 테프론에서 0.04, 0.01, 공기에서 0.3, 0.1, 배후 방사능에서 2.0, 0.6로 변화된 값을 보였다. 이 때 백분율오차는 모두 동일하게 최대 100%에서 최소 -33%로 나타났다. 체중 오차 변화의 경우 열소에서 2.2, 6.7, 테프론에서 0.01, 0.03, 공기에서 0.09. 0.28, 배후방사능에서 0.5, 1.5로 변화된 값을 보였다. 이 때 백분율오차는 테프론의 최소 -50%, 최대 52%를 제외하고 모두 최소 -50%에서 최대 50% 로 동일하게 나타났다. 섭취시간 오차의 경우 열소에서 3.8, 5.3, 테프론에서 0.01, 0.02, 공기에서 0.1, 0.2, 배후방사능에서 0.8에서 1.2로 변화된 값을 보였다. 백분율오차는 열소와 배후방사능은 최소 -14%에서 최대 17%로 동일하게 나타났으며 테프론의 경우 최소 -11%에서 최대 21%, 공기의 경우 최소 -12%에서 최대 20%로 나타났다. 일반적으로 수용 가능한 오차의 범위를 5%로 설정할 경우, 본 실험 결과에서 방사능량과 체중의 오차가 ${\pm}5%$ 이내 일 때 $SUV_{mean}$의 오차가 5% 범위에 포함되었다. 이러한 결과들을 고려해 볼 때 검사장비에 입력되는 방사능량과 체중에 직접적인 영향을 줄 수 있는 선량검량계와 체중계의 검교정은 오차범위 5% 이내로 이루어져야 한다. 섭취 시간의 경우 삽입물의 종류에 따라 서로 다른 오차 범위를 보였으며 열소와 배후방사능에서 오차가 ${\pm}15%$ 이내일 때 $SUV_{mean}$에 5% 내의 오차가 발생하였다. 따라서 검사 시 촬영용 스캐너를 포함하여 두 개 이상의 시계를 사용할 경우 각각의 시간 오차들도 함께 고려되어야 할 것이다.

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LSC 장비를 이용한 교정시 Activity 및 Geometry 차이에 의한 영향 평가 (Effect Evaluation by Activity and Geometry Difference in Calibration on LSC)

  • 한상준;이경진;이승진;김희강;박응섭
    • Journal of Radiation Protection and Research
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    • 제33권1호
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    • pp.21-26
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    • 2008
  • Activity가 20만 dpm인 고상 $^3H$ 표준선원을 사용하여 액체섬광계수기에 대한 교정을 수행할 경우 환경시료와는 Activity 및 Geometry 차이가 존재하고, 계측조건 차이로 인해 많은 불확실성이 존재할 수 있지만 이에 대한 연구결과가 없는 실정이다. 따라서 본 연구에서는 민감도분석을 통해 최적의 계측조건을 도출한 후 그 결과에 근거하여 Geometry 및 Activity 차이에 의한 영향을 정량적으로 평가하였고, 각 항목에 의한 영향이 나타날 경우 추가실험을 통해 원인을 규명하였다. 계측 결과에 대한 검증을 수행하기 위해 Chi-square test와 방사능오차분석을 수행하였고, 민감도분석 결과 본 연구에서 제안한 방법이 기존 방법에 비해 $1{\sim}3%$정도 오차가 감소하였다. 방사능오차분석 결과 Activity 차이에 의한 영향은 무시할 수 있었지만 Geometry 차이에 의한 영향이 크게 나타났고, 이에 대한 원인을 규명한 결과 비수용성인 플라스틱용기는 반사체 역할을 하였고, Activity가 높을수록 플라스틱에 의한 영향은 무시할 수 있었으며, 선원형태 차이에 의한 영향이 지배적인 것으로 나타났다.

발전용원자로에서 뱃치방식으로 배출되는 액체상 방사성물질의 방사능 평가결과에 대한 불확도 해석 (Uncertainty Analysis of the Calculated Radioactivity in Liquid Effluent Released as Batch Mode from a Nuclear Power Plant)

  • 정재학;박원재
    • 한국방사성폐기물학회:학술대회논문집
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    • 한국방사성폐기물학회 2003년도 가을 학술논문집
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    • pp.562-571
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    • 2003
  • 발전용원자로에서 뱃치방식으로 환경으로 배출된 액체유출물 내에 함유된 방사능 평가 결과에 오차를 유발하는 시료채취, 제조, 방사능 계측, 유출물 배출체적 측정 등 다양한 인자를 분석하였다. 환경배출 방사능 평가에 포함된 많은 인자들은 단일 측정에 의해 얻어지고 환경배출 방사능의 참값을 알 수 없음에 따라, 평가결과의 오차를 예측하는 것은 원칙적으로 불가능하다. 이에 따라 1993년 ISO가 권고한 측정의 불확도 표현지침에 근거하여 액체폐기물 배출방사능에 대한 불확도 평가모델을 수립하고 가상적인 조건에 대한 액체유출물 환경배출 방사능 평가결과의 불확도를 평가하였다. 그 결과, 액체유출물을 통한 환경배출 방사능 평가결과에 불확도를 유발하는 인자의 상대적인 기여도는 배출폐액의 체적, 시료의 체적, 총방사능 계측값의 순서를 갖는 것으로 나타났다. 또한 개별 변수의 확률분포와 특성값을 토대로 몬테칼로 모사법을 적용하여 최종 환경배출 방사능 평가결과의 확률분포를 해석함으로써, 지금까지 단일 값을 평가 및 보고되었던 발전용 원자로의 액체상 방사성물질 환경배출량이 실제로는 일정한 확률분포를 갖고 있음을 확인하였다.

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하나로를 이용한 근접치료용 Ir-192 Seed의 제조

  • 조운갑;한현수;박울재;이영구;전상수
    • 한국원자력학회:학술대회논문집
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    • 한국원자력학회 1997년도 춘계학술발표회논문집(2)
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    • pp.373-378
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    • 1997
  • 시험가동중인 다목적연구용 '하나로'를 이용하여 근접치료용으로 사용되는 $^{192}$ IR seed 제조실험을 하였다. '하나로'의 특성을 고려하여 제작된 조사표적용기에 표적용 Ir seed를 넣고 밀봉한 후 He 누출시험을 통과한 표적만 원자로의 HTS 조사공에서 중성자 조사시켰다. HTS 조사공의 평균 열중성자속은 측정결과 원자로출력 15 MWt일 때 2.54 $\times$ $10^{13}$ n/$\textrm{cm}^2$.sec였다. 5회에 걸쳐 5개의 조사표적을 사용하여 총 200개의 $^{192}$ Ir seed를 제조, 실험하였으며 2시간 조사후 14일간 냉각시킨 Ir seed의 r-ray spectrum을 분석한 결과 $^{l92}$Ir외의 불순핵종은 검출되지 않았다. Ir seed의 방사능은 이온전리함을 사용하여 측정하였으며 방사능 측정결과 개별 $^{192}$ Ir seed의 방사능값은 평균 방사능값으로부터 $\pm$5 % 이내오차의 방사능 균일도를 갖는 것이 확인되었다.차의 방사능 균일도를 갖는 것이 확인되었다.

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고순도게르마늄(HPGe) 검출기를 이용한 방사성폐기물 드럼의 핵종농도 평가

  • 박경록;강덕원
    • 한국원자력학회:학술대회논문집
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    • 한국원자력학회 1996년도 추계학술발표회논문집(2)
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    • pp.583-589
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    • 1996
  • 원자력발전소에서 발생되는 방사성폐기물들은 폐기물형태 및 방사능 농도가 다양하며 영구처분장으로 이송전까지는 발전소내의 임시 저장고에 안전하게 보관, 관리하고 있다. 생성된 폐기물드럼내에는 감마방출핵종을 비롯하여 알파 및 베타방출 핵종들이 균질 또는 비균질하게 존재하고 있으며 방사능의 세기나 폐기물의 특성에 따라 안정화시키거나 압축처리하여 드럼에 담겨져 있기 때문에 일반적인 파괴분석에 의한 화학분석법으로는 작업자의 피폭, 시료의 대표성 선정 및 장시간의 화학처리 시간소요 등으로 핵종분석이 곤란하다. 따라서 본 논문은 일반적으로 감마핵종분석시 흔히 사용하고 있는 고순도게르마늄(HPGe) 검출기를 이용하여 드럼의 감마핵종농도를 분석하는 방법과 장치의 개발에 대해 언급하였으며 알파나 베타핵종과 같이 직접 분석이 곤란한 핵종들은 각 폐기물드럼내에 존재하는 Co-60이나 Cs-137과의 상관관계를 미리 예측한 척도인자 (scaling factor)를 이용하여 간접적으로 구하는 방법을 사용하고 있으나 본 논문에서는 드럼으로부터 감마핵종만을 분석하는 방법에 대해서만 언급하였다. 또한 핵종분석시스템의 최적 운전조건을 도출하기 위해 드럼회전테이블의 속도결정 및 모의드럼을 이용한 방사능측정 등을 통해 핵종 농도 분석시의 오차를 30% 이내로 유지할 수 있었다.

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원전주변 환경방사능 분석기술의 개선(I) (An Improvement on the Analysis Techniques of Environmental Radioactivity Around Nuclear Power Plants)

  • 김숭평;채경선;정운관
    • Journal of Radiation Protection and Research
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    • 제20권1호
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    • pp.8-15
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    • 1995
  • 환경방사능 분석기술은 원자력시설의 가동중 정상 및 비정상 상태시 이상판단과 지역특성에 따른 주변환경 방사능의 특성 및 거동파악 등을 하는데 필요한 기술로 원전 가동전, 후 환경방사능량을 비교함으로서 방사능 오염 및 변화상황을 파악할 수 있다. 국내에는 현재 관련법에 따라 규제기관 및 관련기관에 의해 환경감시가 계속되어오고 있으나 분석기술에 대한 한국규격이 없으므로 분석절차가 서로 상이하고 분석결과의 상대오차율이 커서 환경방사선 감시결과에 대한 신뢰성이 떨어지고 있다. 따라서 토양시료에 대한 감마핵종 분석에 한정하여 기수행된 측정방법 및 결과 둥을 비교분석하므로서 원전주변 환경방사능 감시목적에 적합한 분석기술의 신뢰도 향상 및 상대오차율 최소화 방안을 도출하였다

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패 카운터 교정시 페내 방사능의 균일분포 가정에 따른 측정오차의 평가

  • 이태영;이종일;장시영;김종수
    • 한국원자력학회:학술대회논문집
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    • 한국원자력학회 1998년도 춘계학술발표회논문집(2)
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    • pp.612-617
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    • 1998
  • 폐부하량 측정에 사용되는 폐 카운터의 교정시 폐내 방사능의 균일분포 가정은 폐부하량 측정결과에 영향을 줄 것으로 예상된다. 따라서 본 연구에서는 균일분포 가정에 따른 측정오차를 평가하기 위해 몬데칼로시뮬레이션을 통해 분포패턴에 따른 계측효율을 구해 이률 비교·분석하였다. 그 결과 균일분포 패턴에 비해 17 keV에서 1.39배, 60 keV에서 1.14배, 185 keV에서 1.12배 까지 폐부하량이 과대평가되는 것으로 밝혀졌다 균일분포를 가정하더라도 문제가 될 정도로 과대평가가 되지 않음을 알 수 있었다. 반면, 과소평가는 17keV에서 50.2배, 60 keV에서 3.6배, 185 keV에서 2.7배 까지 나타나, 에너지가 작을수록 균일분포에 의한 교정에 문제의 심각성이 있는 것으로 보였다.

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KAERI 폐 카운터를 이용한 LLNL 팬텀과 JAERI 팬텀과의 비교

  • 이종일;이태영;김종수;장시영
    • 한국원자력학회:학술대회논문집
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    • 한국원자력학회 1998년도 춘계학술발표회논문집(2)
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    • pp.600-605
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    • 1998
  • 체내방사능 측정시스템의 교정인자는 측정결과에 주요한 요인으로 작용한다. 교정인자는 특정 집단으로부터 표준체위와 표준장기를 도출, 이를 기초로 하여 제작한 펜텀으로부터 구하는 것이 일반적인 방법이다. 그러나 팬텀의 기하학적 구조 및 내부장기의 형상은 특정 집단에 따라 다르므로 이로 인한 측정오차가 발생할 수 있다. 따라서 본 연구에서는 북아메리카 성인남성의 표준자료에 근거하여 제작된 LLNL 팬텀과 일본성인 남성의 표준자료에 근거하여 제작된 JAERI 팬텀을 한국원자럭연구소 폐 카운터를 이용하여 상호비교.분석하였다. 이와 함께 LLNL 팬텀으로 교정된 폐 카운터의 성능시험을 JAERI 팬텀으로 DOELAP 성능시험범주 I, II, III 및 IV에 대해 수행하여 편텀의 구조 및 형상으로부터 발생하는 측정오차를 분석하였다. 비교.분석결과 1.7 cm ~ 3.7 cm 근육등가 가슴벽두께 범위내에서 JAERI 팬텀에 의한 교정인자가 전반적으로 LLNL 팬텀의 것보다 다소 높은 수치를 보였으나 허용수준이었고, 성능시험결과 상대편중은 DOELAP 성능 용인 기준을 만족하였다. 결국 두 팬텀간의 측정오차는 측정 및 체내피폭선량 평가시 수반되는 오차와 비교해 보면 그다지 크지 않은 것으로 결론지울 수 있다. 따라서 LLNL 펜텀으로부터 구한 교정인자를 국내 성인남성의 일상 모니터링에 사용할 경우 측정결과가 다소 과대평가되기는 하나 허용수준으로서 큰 문제가 없는 것으로 나타났다.

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