• 한국콘텐츠학회논문지
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• 제10권2호
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• pp.258-267
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• 2010

방사선피폭에 대한 관심이 높아지면서 X선 검사시에 환자에게 조사되는 피폭선량을 정확히 알고 있다는 것은 환자의 불안을 해소하고 또 방사선사나 의사가 피폭선량 경감의식을 향상시키는 데 중요하지만, 임상에서 측정기를 보유하고 있는 시설은 극소수에 불과하다. 본 연구에서는 bit system 및 NDD-M법의 특징을 살려서 우리나라에 사용되고 있는 진단용 X선장치의 출력선량을 직접 측정하여 도표화 하고, X선 출력선량을 아는 경우 또는 모르는 경우 모두에서 적절히 적용할 수 있게 두 가지 방법을 제시하여 실측선량과 비교 실험을 하였다. 그 결과 bit system 및 NDD-M법보다 정확도가 우수한 결과를 나타내어 임상에서 환자가 받는 선량을 더욱 쉽게 알 수 있게 됨으로 방사선관련 종사자들의 의료피폭에 대한 관심이 더욱 높아지고 의료선량감소에 한층 더 노력하는 계기가 될 것으로 사료된다.

• 한국의학물리학회:학술대회논문집
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• 한국의학물리학회 2002년도 Proceedings
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• pp.150-153
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• 2002

High dose rate (HDR) brachytherapy in the treatment of cervix carcinoma has become popular, because it eliminated many of the problems with conventional brachytherapy. In order to improve clinical effectiveness with HDR brachytherapy, dose calculation algorithm, optimization procedures, and image registrations should be verified by comparing the dose distributions from a planning computer and those from a humanoid phantom irradiated. Therefore, the humanoid phantom should be designed such that the dose distributions could be quantitatively evaluated by utilizing the dosimeters with high spatial resolution. Therefore, the small size of thermoluminescent dosimeter (TLD) chips with the dimension of 1/8" and film dosimetry with spatial resolution of <1mm used to measure the radiation dosages in the phantom. The humanoid phantom called a pelvic phantom is made of water and tissue-equivalent acrylic plates. In order to firmly hold the HDR applicators in the water phantom, the applicators are inserted into the grooves of the applicator supporters. The dose distributions around the applicators, such as Point A and B, can be measured by placing a series of TLD chips (TLD-to- TLD distance: 5mm) in three TLD holders, and placing three verification films in orthogonal planes.

• Journal of Radiation Protection and Research
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• 제43권2호
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• pp.39-49
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• 2018

Background: A model to assess the activity concentration of agricultural products and the public ingestion dose as result of a nuclear accident is necessarily required to manage the contaminated agricultural systems by the accident, or to estimate the effects of chronic exposure due to food ingestion at a Level 3 PSA. Materials and Methods: A dynamic compartment model, which is composed of three sub-modules, namely, an agricultural plant contamination assessment model, an animal product contamination assessment model, and an ingestion dose assessment model has been developed based on Korean farming characteristics such as the growth characteristics of rice and stockbreeding. Results and Discussion: The application study showed that the present model can predict well the characteristics of the activity concentration for agricultural products and ingestion dose depending on the deposition date. Conclusion: The present model is very useful to predict the radioactivity concentration of agricultural foodstuffs and public ingestion dose as consequence of a nuclear accident. Consequently, it is expected to be used effectively as a module for the ingestion dose calculation of the Korean agricultural contamination management system as well as the Level 3 PSA code, which is currently being developed.

• Journal of Radiation Protection and Research
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• 제41권4호
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• pp.378-383
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• 2016

Background: Radiation dose rates in PRIDE facility is evaluated quantitatively for assessing radiation safety of workers because of large amounts of depleted uranium being handled in PRIDE facility. Even if direct radiation from depleted uranium is very low and will not expose a worker to significant amounts of external radiation. Materials and Methods: ORIGEN-ARP code was used for calculating the neutron and gamma source term being generated from depleted uranium (DU), and the MCNP5 code was used for calculating the neutron and gamma fluxes and dose rates. Results and Discussion: The neutron and gamma fluxes and dose rates due to DU on spherical surface of 30 cm radius were calculated with the variation of DU mass and density. In this calculation, an imaginary case in which DU density is zero was added to check the self-shielding effect of DU. In this case, the DU sphere was modeled as a point. In case of DU mixed with molten salt of 50-250 g, the neutron and gamma fluxes were calculated respectively. It was found that the molten salt contents in DU had little effect on the neutron and the gamma fluxes. The neutron and the gamma fluxes, under the respective conditions of 1 and 5 kg mass of DU, and 5 and $19.1g{\cdot}cm^{-3}$ density of DU, were calculated with the molten salt (LiCl+KCl) of 50 g fixed, and compared with the source term. As the results, similar tendency was found in neutron and gamma fluxes with the variation of DU mass and density when compared with source spectra, except their magnitudes. Conclusion: In the case of the DU mass over 5 kg, the dose rate was shown to be higher than the environmental dose rate. From these results, it is concluded that if a worker would do an experiment with DU having over 5 kg of mass, the worker should be careful in order not to be exposed to the radiation.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제53권12호
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• pp.4098-4105
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• 2021

The aim of this study is to calculate the JO-IMRT dose distributions based on the AAPM TG-119 using Monte Carlo (MC) simulation and Prowess Panther treatment planning system (TPS) (Panther, Prowess Inc., Chico, CA). JO-IMRT dose distributions of AAPM TG-119 were calculated by the TPS and were recalculated by MC simulation. The DVHs and 3D gamma index using global methods implemented in the PTW-VeriSoft with 3%/3 mm were used for evaluation. JO-IMRT dose distributions calculated by TPS and MC were matched the TG-119 goals. The gamma index passing rates with 3%/3 mm were 98.7% for multi-target, 96.0% for mock prostate, 95.4% for mock head-and-neck, and 96.6% for C-shape. The dose in the planning target volumes (PTV) for TPS was larger than that for the MC. The relative dose differences in D99 between TPS and MC for multi-target are 1.52%, 0.17% and 1.40%, for the center, superior and inferior, respectively. The differences in D95 are 0.16% for C-shape; and 0.06% for mock prostate. Mock head-and-neck difference is 0.40% in D99. In contrast, the organ curve for TPS tended to be smaller than MC values. JO-IMRT dose distributions for the AAPM TG-119 calculated by the TPS agreed well with the MC.

• 한국의학물리학회지:의학물리
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• 제9권3호
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• pp.155-162
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• 1998

방사성 동위원소의 치료에 베타 방출 선원이 많이 이용되고 있다. 베타 방출 핵종 들은 투과력이 약해 방사선 도달거리 (range)가 짧아 병소내에 직접 주입하여 선택적으로 병소만을 조사하여 치료 의 효과를 얻을 수 있고 주변 정상 조직의 방사선 피폭을 줄일 수 있다. 최근 한국 원자력연구소의 원자로인 하나로를 이용하여 베타 입자 방출체인 Ho-l66 용액을 만들어 여기에 키토산 화합물을 표지 하였다. Ho-l66 은 고 에너지 베타 방출체라는 점과 일부 감마선이 방출됨으로써 감마카메라로 쉽게 영상을 얻을 수 있다는 장점이 있다. 본 연구에서는 감마카메라로 얻은 평면 영상을 이용하여 Ho-l66으로 치료한 부위와 그 주변의 정상 장기들의 방사선 홉수선량을 구하였다. 감마카메라는 Siemens 의 2중 head를 가진 Multispect2 시스템이 이용되었고, 콜리메이터는 medium energy, 최대 에너지는 80 keV, 창은 20%로 5분간 영상을 획득하였다. Ho-166 에 대한 투과인자 (transmission factor)는 환자 있을 때와 없을 때의 영상으로 관심영역의 ROIs 의 비로 구하였다 .3일간의 평면 영상으로 유효반감기를 구하여 Marinelli 공식과 MIRD 공식으로 베타입자에 대한 방사선 흡수선량을 구하였다. 감마선에 의한 흡수선량은 매우 적으므로 무시하였다. Transmission factor는 환자에 따라 다르지만 1110 MBq(30 mCi)을 주입하여 치료에 임한 간암 환자의 경우 간은 4.6, 비장은 4.65, 폐는 3.34, 뼈는 5.65 의 값을 보였다. 방사선 홉수선량은 tumor 에는 179.7, 정상간에는 16.3, 비장은 18.5, 폐에는 7.0, 뼈에는 9.0 Gy 가 각각 계산되었다. 이를 tumor dose 에 100%로 normalization 시킬 경우 정상간, 비장, 폐, 뼈에 각각 9.1, 10.3, 3.9, 5.0%로 분포되었음을 알았다. 본 연구를 통하여 tumor dose 뿐만이 아니고 주변 주요 위험장기 (critical organ) 에 대한 방사선 흡수선량을 전ㆍ후면 평면영상으로 얻을 수 있음을 보여 줌으로써 평면영상법을 이용한 dosimetry 의 가능성을 보았다. 또한 주변 주요 위험 장기의 한계선량에 맞는 주입할 양을 결정하는데 기초 자료가 될 수 있음을 보여준다.

• 한국의학물리학회지:의학물리
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• 제22권4호
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• pp.190-197
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• 2011

고선량률 근접치료에 사용되는 상업용 선원과 치료계획 시스템들은 AAPM TG 43에서 권고하는 점 및 선 선원에 의해 선량분포를 계산한다. 하지만, 근접치료용 선원에 대한 인체 내의 정확한 선량계산을 위해서 3차원 부피의 선원을 고려하는 MC 기반의 선량계산 방법이 필요하다. 본 연구에서는 microSelectron HDR Ir-192 선원을 작은 부분으로 분할하여 계산하는 미소선원 적분법을 이용하여 기하학적 인수를 계산하였다. 또한, 범용 방사선 수송코드인 MCNPX를 사용하여 30 cm 직경의 구형 물 팬텀 내에서 선원의 선량률을 계산하여 비등방성함수와 반경선량함수를 구하였다. 그 결과를 MC 기반 광자 수송코드인 MCPT를 사용하여 계산한 Williamson의 결과와 비교 및 분석하였다. 미소선원 적분법과 선 선원 근사법에 따른 기하학적 인수는 $r{\geq}0.5cm$에서는 0.2% 이내에서 일치하였고 r=0.1 cm일 때 1.33%의 차이를 보였다. 본 연구에서 계산된 비등방성함수와 반경선량함수가 Williamson의 계산된 결과의 차이는 비등방성함수의 경우 r=0.25 cm에 서 2.33%의 가장 큰 R-RMSE를 보였고 $r{\geq}0.5cm$에서는 1% 미만의 R-RMSE를 보였다. 반경선량함수의 경우는 r=0.1~14.0 cm에서 0.46%의 R-RMSE를 보였다. 미소선원 적분법과 선 선원 근사법으로 계산한 기하학적 인수는 $r{\geq}0.1cm$에서 잘 일치하지만 3차원의 Ir-192 선원을 적용하여 계산한 미소선원 적분법이 실제 기하학적 인수를 잘 반영할 것으로 생각된다. r=0.25 cm에서 비등방성함수를 제외하고는 MCPT와 MCNPX의 몬테칼로 코드를 이용하여 얻어진 비등방성함수와 반경선량함수는 각각의 몬테칼로 코드에 대한 불확실성 이내에서 잘 일치함을 확인하였다. 따라서 MCNPX 전산모사 결과를 통해 TG-43의 선량 계산식에 사용된 인자를 Williamson 등의 결과와 비교 및 검증함으로써, 추후 다른 종류의 선원에 대해서도 Monte Carlo 기반의 연구가 가능할 것으로 기대된다.

• Journal of Radiation Protection and Research
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• 제20권1호
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• pp.45-52
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• 1995

자궁경부암환자에서 자궁강내 근접 방사선조사시 선원 배열에 따른 선량분포와 임상적으로 중요한 표식점인 A 및 B점 선량값에 대한 정확성을 평가하기 위하여 조직등가 팬톰을 제작하고 필름선량계측법을 적용하여 측정한 후, 이를 along-away에 의한 계산과 전산화치료계획장치에 의한 값과 비교 분석하였다. 대상 및 방법 : 자궁강내 근접 방사선조사시 치료상태를 그대로 묘사할 수 있게 아크릴과 물을 이용하여, 인체조직등가 팬톰을 제작한 후 자궁경부암의 자궁강내 근접 방사선조사를 시행하는 것과 똑같이 Fletcher-Suit-Delclos applicator 를 삽입하였다. Tandem 에 $15.7mg\;Ra-eq$의 방사능을 가진 $^{137}Cs$ tube를 2cm 간격으로 3개 주입한 후, A점에 해당되는 단면에 수직방향과 평행방향으로 각각 필름을 팬톰 간극에 삽입하였고, 또한 팬톰표면의 방사선량분포측정을 위하여 팬톰표면을 필름으로 감싸서, 1시간 조사하였다. 필름에 현상된 음영을 필름농도계를 이용하여 농도분포를 측정하여, A점에 대한 방사선량을 환산하였고, 전체적인 선량분포도를 얻었다. 이러한 측정값과 전산화치료계획장치를 이용하여 얻은 A점 값, along-away 표에 의한 A점 선량을 비교하였고, 필름에 의한 선량분포와 컴퓨터에 의한 선량분포를 서로 비교하였다. 결과 : A점에 대한 필름 측정치는 시간당 51.2cGy였고, 전산화치료계획장치에 의한 계산값은 시간당 46.7cGy, along-away 표에 의한 값은 시간당 47.9 cGy여서 약 10% 이내로 비교적 일치하였다. 필름을 계측하여 얻은 선량분포와 전산화치료계획장치의 계산에 의한 선량분포는 비슷한 모습을 보여 주었다. 결른 : 본 연구에서 아크릴과 물을 이용하여, 간단하고 경제적인 방법으로 인체조직등가팬톰을 제작할 수 있었고, 이러한 간단한 팬톰을 이용하여 비교적 효과적으로 자궁강내 근접 방사선조사시 사용하는 밀봉선원인 $^{137}Cs$ tube 의 선량에 대한 품질검사는 물론, 전산화치료계획장치를 이용한 값과 이론적인 식을 바탕으로 수작업으로 계산한 값, 그리고 실험으로부터 구한 실측값을 비교 검토함으로써 치료계획의 신뢰성을 확인할 수 있었다.

• 대한방사선기술학회지:방사선기술과학
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• 제30권2호
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• pp.139-145
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• 2007

Gafchromic $EBT^{(R)}$ 필름을 이용하여 정위방사선수술에서 작은 조사야에 대한 선량분포를 측정, 분석하는데 있어 그 유용성을 평가하였다. 조직 등가물질인 water 팬톰의 diode와 아크릴 팬톰내의 $EBT^{(R)}$ 필름을 비교하였으며, 또한 실제 뇌정위방사선수술의 평가를 위해 Gafchromic $EBT^{(R)}$ 필름을 이용하여 인체모형 두부 팬톰내 치료부위 위치를 확인하고 선량을 측정하여 계산값과 비교하였다. diode와 $EBT^{(R)}$ 필름 모두 1.5cm에서 6MV 광자선에 대한 Dmax가 있었으며 팬톰내의 깊은 영역으로 빔이 진행하면 $10{\sim}20\;cm$서 두 측정방법 모두 $2{\sim}3%$ 정도의 오차로 중심에서 벗어나는 경향을 보여주고 있었다. Gafchromic $EBT^{(R)}$ 필름의 실제 조사된 선량분포를 치료계획에서 결정된 선량분포와 비교하면 90% 등선량곡선에서 5% 정도의 차이가 있음을 확인할 수 있었다. 뇌정위방사선수술에서 팬톰을 이용하여 측정한 주어진 목표점에서의 방사선 조사선량이 정확하게 측정된다는 사실을 확인하였으며 또한 정도관리의 한 방법으로도 그 유용성이 확인되었다.

• Journal of Radiation Protection and Research
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• 제21권1호
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• pp.41-50
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• 1996

중성자 및 전자 그리고 광자 수송코드인 MCNP 4A코드를 이 용하여 ANSI N13.32에 제안된 말단팬텀과 한국원자력연구소 제작한 말단팬텀 각각에 대하여 감마선량당량환산인자를 커마근사법에 근거하여 계산하였다. 본 계산은 $15keV{\sim}1.5MeV$ 에너지영역에 대해 단일광자에너지 선원을 고려하였으며 이러한 단일광자에너지함수로서 계산한 공기커마에 대한 선량당량의 비로서 선량당량환산인자를 이론적으로 도출하였다. 본 연구에서 이론적 방법으로 도출한 ANSI와 KAERI의 말단팬텀 각각에 대한 광자선량당량환산인자를 ANSI N13.32의 실험적 방법에 의해 제시된 값들과 비교한 결과 50keV 이상의 단일 광자에너지영역에서는 실험적 방법에 의한 값들과 최대차이 5.7% 내에서 잘 일치함을 보였다. 그러나 40 keV 이하의 에너지영역에서는 본 연구의 계산 결과가 최대 13.6%까지 낮게 평가됨을 알 수 있었으며, 이러한 차이는 낮은 에너지영역에서 두드러지는 단일에너지의 생성과 관련된 실험의 불확실성과 MCNP코드에서 모사한 Geometry의 영향에 기인하는 것으로 사료된다.