The activity concentration of primordial radionuclides i.e., $^{238}U$ series, $^{232}Th$ series and $^{40}K$, in soil samples collected from Udagamandalam environment, have been measured by employing NaI (Tl) Gamma ray Spectrometer. The absorbed gamma dose rate has also been simultaneously measured by using both Environmental Radiation Dosimeter at each soil sampling location (ambient gamma dose) as well as from the gamma dose derived from the activity concentration of the primordial radionuclides. The results of activity concentration of each radio nuclides in soil, absorbed dose rate in air due to soil activity and possible cosmic radiation at each location along with human effective dose equivalent for Udagamandalam environment are presented and discussed.
The purpose of this study was to evaluate the absorbed dose to the coronary artery segment from various sized balloon angio catheters. The liquid form of Ho-166 was produced at the KAERI by (n, ${\gamma}$ ) reaction. We used GafChromic film for the estimation of the absorbed dose by beta particles. The exposed films were read using a videodensitometer. Several film exposures were made with varying irradiation times and activities. A modified micrometer was used for the measurement of the absorbed dose distribution near the balloon surface. Four balloons of coronary catheters evaluated were 30 m long and 2.5, 3.0, 3.5 and 4.0 mm in diameter. All doses are plotted in units of Gy/min/GBq/ml as a function of radial distance in mm from the surface of balloon. The absorbed dose rate was 0.86, 1.01, 1.11 and 1.24 Gy/min/GBq/ml at a balloon surface for various balloon diameter 2.5, 3.0, 3.5 and 4.0 mm respectively. Using a vacuum pump, the air in the balloon was evacuated prior to instillation of the Ho-166 source. By removing air bubbles in the balloon, the absorbed dose distribution was more uniform.
A polystyrene phantom was developed following the guidance of the International Atomic Energy Association (IAEA) for gamma knife (GK) quality assurance. Its performance was assessed by measuring the absorbed dose rate to water and dose distributions. The phantom was made of polystyrene, which has an electron density (1.0156) similar to that of water. The phantom included one outer phantom and four inner phantoms. Two inner phantoms held PTW T31010 and Exradin A16 ion chambers. One inner phantom held a film in the XY plane of the Leksell coordinate system, and another inner phantom held a film in the YZ or ZX planes. The absorbed dose rate to water and beam profiles of the machine-specific reference (msr) field, namely, the 16 mm collimator field of a GK PerfexionTM or IconTM, were measured at seven GK sites. The measured results were compared to those of an IAEA-recommended solid water (SW) phantom. The radius of the polystyrene phantom was determined to be 7.88 cm by converting the electron density of the plastic, considering a water depth of 8 g/cm2. The absorbed dose rates to water measured in both phantoms differed from the treatment planning program by less than 1.1%. Before msr correction, the PTW T31010 dose rates (PTW Freiberg GmbH, New York, NY, USA) in the polystyrene phantom were 0.70 (0.29)% higher on average than those in the SW phantom. The Exradin A16 (Standard Imaging, Middleton, WI, USA) dose rates were 0.76 (0.32)% higher in the polystyrene phantom. After msr correction factors were applied, there were no statistically significant differences in the A16 dose rates measured in the two phantoms; however, the T31010 dose rates were 0.72 (0.29)% higher in the polystyrene phantom. When the full widths at half maximum and penumbras of the msr field were compared, no significant differences between the two phantoms were observed, except for the penumbra in the Y-axis. However, the difference in the penumbra was smaller than variations among different sites. A polystyrene phantom developed for gamma knife dosimetry showed dosimetric performance comparable to that of a commercial SW phantom. In addition to its cost effectiveness, the polystyrene phantom removes air space around the detector. Additional simulations of the msr correction factors of the polystyrene phantom should be performed.
Background: This study aims to reevaluate natural radiation exposure, following up on our previous study conducted in 2019, and to assess the associated risk of lung cancer to the public residing in the gold mining areas of Betare-Oya, east Cameroon, and its vicinity. Materials and Methods: Gamma-ray spectra collected using a 7.62 cm×7.62 cm in NaI(Tl) scintillation spectrometer during a car-borne survey, in situ measurements and laboratory measurements performed in previous studies were used to determine the outdoor absorbed dose rate in air to evaluate the annual external dose inhaled by the public. For determining internal exposure, radon gas concentrations were measured and used to estimate the inhalation dose while considering the inhalation of radon and its decay products. Results and Discussion: The mean value of the laboratory-measured outdoor gamma dose rate was 47 nGy/hr, which agrees with our previous results (44 nGy/hr) recorded through direct measurements (in situ and car-borne survey). The resulting annual external dose (0.29±0.09 mSv/yr) obtained is similar to that of the previous study (0.33±0.03 mSv/yr). The total inhalation dose resulting from radon isotopes and their decay products ranged between 1.96 and 9.63 mSv/yr with an arithmetic mean of 3.95±1.65 mSv/yr. The resulting excess lung cancer risk was estimated; it ranged from 62 to 216 excess deaths per million persons per year (MPY), 81 to 243 excess deaths per MPY, or 135 excess deaths per MPY, based on whether risk factors reported by the U.S. Environmental Protection Agency, United Nations Scientific Committee on the effects of Atomic Radiation, or International Commission on Radiological Protection were used, respectively. These values are more than double the world average values reported by the same agencies. Conclusion: There is an elevated level of risk of lung cancer from indoor radon in locations close to the Betare-Oya gold mining region in east Cameroon. Therefore, educating the public on the harmful effects of radon exposure and considering some remedial actions for protection against radon and its progenies is necessary.
To achieve the 2D dose distribution around the designed high dose rate Ir-192 source substitution for Co-60 brachytherapy source, we determined the exposure rate constant and tissue attenuation factors as a large depth as a 20 cm from source center. The exposure rate constant is used for apparent activity in designed source with self-absorption and encapsulation steel wall. The tissue dose delivered from the 4401 segments of 2.5 mm in a diameter and 2.5 mm height of disk-type source layer. In the experiments, the tissue attenuation factors include the tissue attenuation and multiple scattering in a medium surrounding the source. The fitted the polynomial regression with 4th order for the tissue attenuation factors are very closed to the experimental measurement data within ${\pm}$1% discrepancy. The Meisberger's constant showed the large uncertainty in large distance from source. The exposure rate constant 4.69 Rcm$^2$/mCi-hr was currently used for determination of apparent activity of source and air kerma strength was obtained 0.973 for tissue absorbed dose from the energy spectrum of Ir-192 source. In our experiments with designed high dose rate brachytherapy source, the apparent activity of Ir-192 source was delivered from the 54.6 % of actual physical source activity through the self-absorption and encapsulation wall attenuations. This paper provides the 2-dimensional dose tabulation from unit apparent activity in a water medium for dose planning includes the multiple scattering, source anisotropy effect and geometric factors.
A reliable and well-characterized dosimetry system which is traceable to the international measurement system, is the key element to quality assurance in radiation processing with cobalt-60 gamma rays, X-rays, and electron beam. This is specifically the case for health-regulated processes, such as the radiation sterilization of single use medical devices and food irradiation for preservation and disinfestation. Polyethylene is considered to possess a lot of interesting dosimetric characteristics. In this work, a detailed study has been performed to determine the dosimetric characteristics of a commercialized high-density polyethylene (HDPE) film using Fourier transformed infrared spectrometry (FTIR). Correlations have been established between the absorbed dose and radiation induced infrared absorption in polyethylene having a maximum at 965 cm-1 (transvinylene band) and 1716 cm-1 (ketone-carbonyl band). We have found that polyethylene dose-response is linear with dose for both bands up to1000 kGy. For transvinylene band, the dose-response is more sensitive if irradiations are made in helium. While, for ketone-carbonyl band, the dose-response is more sensitive when irradiations are carried out in air. The dose-rate effect has been found to be negligible when polyethylene samples are irradiated with electron beam high dose rates. The irradiated polyethylene is relatively stable for several weeks after irradiation.
Radiation causes radiation hazards in the human body. In Korea, a case of radiation necrosis occurred in 2014. In this study, the scatter and shielding efficiency according to lead shielding were classified into epidermis and dermis for 0.511 MeV used in nuclear medicine. In this study, experiments were conducted using the slab phantom that represents calibration and the dose of human trunk. Experimental results showed that the shielding rate of 0.25 mmPb was 180% in the epidermis and 96% in the dermis. Shielding at 0.5mmPb showed shielding rates of 158%in the epidermis and 82% in the dermis. As a result of measuring the absorbed dose by subdividing the thickness of the dermis into 0.5 mm intervals, when the shielding was carried out at 0.25 mmPb, the dose appeared to be about 120% at 0.5 mm of the dermis surface, and the dose was decreased at the subsequent depth. Shielding at 0.5 mmPb, the dose appeared to be about 101% at the surface 0.5 mm, and the dose was measured to decrease at the subsequent depth. This result suggests that when lead aprons are actually used, the scattering rays would be sufficiently removed due to the spaces generated by the clothes and air, Therefore, the scattered ray generated from lead will not reach the human body. The ICRU defines the epidermis (0.07), in which the radiation-induced damage of the skin occurs, as the dose equivalent. If the radiation dose of the dermis is considered in addition, it will be helpful for the evaluation of the prognosis for radiation hazard of the skin.
Dose distribution of HDR-RALS source represents an inverse square law as the distance. Difference of measurement value and calculation value according of brachytherapy. Therefore, in HDR-RALS dose calibration and calculation have an important effect in treatment of uterine cervical cancer and absorbed dose of interesting points. In intracavitary therapy, particula attention is paid for precise determination of the doses to be applied. In this report, we have discussed that the calibration of a HDR-RALS, differences between calculation dose use of isodose chart and measurement in rectum. Dose rate calibration of radiation sources are obtained from air kerma and Г factor with calibraed ion chamber for cobalt source. and used semiconductor detector for compared with measurement in phantom. Eighteen patients were treated with a HDR-RALS for intrcavitarty irradiation (ICR) using a cobalt-cesium source. Repoductivity of dose measurements were 0.3 -1.1% in phantom. The means of dose distribution was -6- +21% between calculation of isodose chart and measurement of recyum, and was same mean value upper 6.3% in measurement value than calculation does.
Kim, Wuon-Shik;Hah, Suck-Ho;Hwang, Sun-Tae;Oh, Jang-Jin;Jun, Jae-Shik
Journal of Radiation Protection and Research
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v.12
no.1
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pp.1-11
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1987
Central axis percentage depth-doses, P(%), were measured at the points from the 2.5cm depth of reference point to 20 cm depth with 2.5 cm interval. Distance from the X-ray target to the water phantom($30{\times}30{\times}30cm^3$) surface was 1 m, and at this point three different beam sizes of $5cm{\phi},\;10cm{\phi},\;and\;15cm{\phi}$ were used. While the X-ray tube voltage varied from 150 to 250 kV, the tube current remained constant at 5 mA. Absorbed dose rate in water, $\dot{D}_w$, was determined using the air kerma calibration factor, $N_k$, which was derived from the exposure calibration factor, $N_x$, of the NE 2571 ion chamber. The reference exposure rate, $\dot{X}_c$, was measured using the Exradin A-2 ion chamber calibrated at ETL, Japan. The half value layers of the X-rays determined to meet ETL calibration qualities. The absorbed dose rates determined at the calibration point were compared to the values obtained from Burlin's general cavity theory, and the percentage depth-dose values determined from $N_k$ showed a good agreement with the values of the published depth dose data(BJR Suppl. 17).
Ahmed E. Abdel Gawad;Masoud S. Masoud;Mayeen Uddin Khandaker;Mohamed Y. Hanfi
Nuclear Engineering and Technology
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v.56
no.6
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pp.2239-2246
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2024
The present study aimed to assess the radioactive hazards associated with the application of granitoid rocks in building materials. An HPGe spectrometer was used to detect the levels of the radioactive elements uranium-238, thorium-232, and potassium-40 in the granitoid rocks. The results showed that the levels of these elements were lower (38.32 < 33 Bq kg-1), comparable (47.19-45 Bq kg-1) and higher (992.26 ≫> 412 Bq kg-1) than the worldwide limits for 238U, 232Th, and 40K concentration, respectively. The exposure to gamma radiation of granitoid rocks was studied by various radiological hazard variables like the absorbed dose rate (Dair), the outdoor and indoor annual effective dose (AEDout and AEDin), and excess lifetime cancer risk (ELCR). A variety of statistical methods, including Pearson correlation, principal component analysis (PCA), and hierarchical cluster analysis (HCA) was used, to study the relationship between the radioactive elements and the radiological hazards. According to statistical analysis, the main radioactive risk of granitoid rocks is contributed to by the elements uranium-238, thorium-232, and potassium-40. Granitoid rocks can be applied in building materials, but under control to prevent risk to the public.
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[게시일 2004년 10월 1일]
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