• Nuclear Engineering and Technology
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• 제49권7호
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• pp.1563-1570
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• 2017

In order to perform dry interim storage and transportation of the spent-fuel assemblies of the Bushehr Nuclear Power Plant, dual-purpose casks can be utilized. The effectiveness of different neutron-shield materials for the dual-purpose cask was analyzed through a set of calculations carried out using the Monte Carlo N-Particle (MCNP) code. The dose rate for the dual-purpose cask utilizing the recently developed materials of $epoxy/clay/B_4C$ and $epoxy/clay/B_4C/carbon$ fiber was less than the allowable radiation level of 2 mSv/h at any point and 0.1 mSv/h at 2 m from the external surface of the cask. By utilization of $epoxy/clay/B_4C$ instead of an ethylene glycol/water mixture, the dose rates on the side surface of the cask due to neutron sources and consequent secondary gamma rays will be reduced by 17.5% and 10%, respectively. The overall dose rate in this case will be reduced by 11%.

• 방사선산업학회지
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• 제17권3호
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• pp.275-282
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• 2023

Workers in nuclear power plants are likely to be exposed to radiation from various geometrical sources. In order to evaluate the exposure level, the point-kernel method can be utilized. In order to perform a dose assessment based on this method, the radiation source should be divided into point sources, and the number of divisions should be set by the evaluator. However, for the general public, there may be difficulties in selecting the appropriate number of divisions and performing an evaluation. Therefore, the purpose of this study is to develop an algorithm for dose assessment for arbitrary shaped sources based on the point-kernel method. For this purpose, the point-kernel method was analyzed and the main factors for the dose assessment were selected. Subsequently, based on the analyzed methodology, a dose assessment algorithm for arbitrary shaped sources was developed. Lastly, the developed algorithm was verified using Microshield. The dose assessment procedure of the developed algorithm consisted of 1) boundary space setting step, 2) source grid division step, 3) the set of point sources generation step, and 4) dose assessment step. In the boundary space setting step, the boundaries of the space occupied by the sources are set. In the grid division step, the boundary space is divided into several grids. In the set of point sources generation step, the coordinates of the point sources are set by considering the proportion of sources occupying each grid. Finally, in the dose assessment step, the results of the dose assessments for each point source are summed up to derive the dose rate. In order to verify the developed algorithm, the exposure scenario was established based on the standard exposure scenario presented by the American National Standards Institute. The results of the evaluation with the developed algorithm and Microshield were compare. The results of the evaluation with the developed algorithm showed a range of 1.99×10^-1~9.74×10^-1 μSv hr^-1, depending on the distance and the error between the results of the developed algorithm and Microshield was about 0.48~6.93%. The error was attributed to the difference in the number of point sources and point source distribution between the developed algorithm and the Microshield. The results of this study can be utilized for external exposure radiation dose assessments based on the point-kernel method.

• Asian Pacific Journal of Cancer Prevention
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• 제15권2호
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• pp.813-818
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• 2014

Aims: To describe our institutional experience with high dose rate (HDR) interstitial brachytherapy (IBT) compared with previously reported results on the low dose rate (LDR) practice for head and neck cancer. Materials and Methods: Eighty-four patients with oral cavity (n=70) or oropharyngeal cancer (n=14) were treated with 192Ir HDR-IBT. Seventy-eight patients had stage I or II tumour. The patients treated with IBT alone (n=42) received 39-42 Gy/10-14 fractions (median=40 Gy/10 fractions). With respect to the combination therapy group (n=42), prescription dose comprised of 12-18 Gy/3-6 fractions (median=15 Gy/5 fractions) for IBT and 40-50 Gy/20-25 fractions (median=50 Gy/25 fractions) for external radiotherapy. Brachytherapy was given as 2 fractions per day 6 hours apart with 4 Gy per fraction for monotherapy and 3 Gy per fraction for combination therapy. Results: Four patients were not evaluable in the analysis of outcome. The primary site relapse rates were 23.8% (10/42) and 68.4% (26/38) in patients treated with IBT alone and combination therapy, respectively (p<0.001). Salvage surgery was performed in 19 patients. The 5-year local control rate was estimated at 62% and the disease-free survival (DFS) rate at 52% for all patients. Local control with respect to T1 and T2 tumours was 84% and 42%, respectively. Conclusions: Our present series on HDR-IBT and the previous report on LDR-IBT for head and neck cancer demonstrated similar DFS rates at 5 years (52%). The rate of regional failure in node-negative patients was <20% in both of our series. HDR-IBT offers similar results to LDR-IBT for head and neck cancer.

• 한국의학물리학회지:의학물리
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• 제25권1호
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• pp.23-30
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• 2014

방사선치료에서는 환자 체내에 전달된 선량이 원래 의도한 데로 분포되는 지 확인하기 위하여 균질한 팬텀을 이용한 정도 관리를 치료 전에 주로 시행하고 있다. 하지만 균질한 팬텀을 이용한 정도 관리는 표면이 불규칙적이고 불균질한 인체에 대한 선량분포를 완전히 보증해 주지는 못하고 있다. 본 연구에서는 환자를 투과하는 선량의 분포를 측정하여 역으로 환자체내 선량 분포를 계산하는 투과선량 기반 체내선량 검증프로그램을 개발하였다. 투과선량은 주방사선과 산란방사선으로 이루어져 있는데, 본 연구에서는 전자포탈영상장치로 측정한 선량분포로부터 주방사선만을 이용한 간단한 식으로 환자체내선량분포를 계산하는 프로그램과 감마값 분포를 평가하여 두 선량분포를 서로 비교할 수 있는 프로그램을 개발하였다. 개발된 프로그램을 이용하여 계산한 팬텀의 등중심점을 지나는 관상면의 체내선량 분포는 치료계획시스템에서 제공하는 동일 평면의 선량분포와의 비교결과 균질팬텀에서 평균 95%, 비균질팬텀에서 81.8%의 감마통과율을 보였다.

• 한국압력기기공학회 논문집
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• 제18권2호
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• pp.43-49
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• 2022

The purpose of this study is to evaluate the radiation effect on damage when the external shield of the spent nuclear fuel transport cask is damaged due to impact as the cause of an unexpected accident. The neutron and gamma-ray intensities and spectra are calculated using the ORIGEN-Arp module in the SCALE 6.2.4 code package⁽¹⁾ and then using MCNP6.2⁽²⁾ code calculate the dose rate. In order to evaluate the radiation dose according to the size of damage caused by external impact, various sized holes of 0.3~13.7% are assumed in the outer shield of the cask to evaluate the sensitivity to the dose. In the case of radiation source leakage, damage to the nuclear fuel assembly is assumed to be up to 6% based on overseas test cases. When only the outer shield is damaged, the maximum surface dose is calculated as 3.12E+03 mSv/hr. However, if the radiation source is leaked due to damage to the nuclear fuel assembly, it becomes 7.00E+05 mSv/hr which is about 200 times greater than the former case.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제46권4호
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• pp.547-556
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• 2014

Korea expects a shortage in storage capacity for spent fuels at reactor sites. Therefore, a need for more metal and/or concrete casks for storage systems is anticipated for either the reactor site or away from the reactor for interim storage. For the purpose of interim storage and transportation, a dual purpose metal cask that can load 21 spent fuel assemblies is being developed by Korea Radioactive Waste Management Corporation (KRMC) in Korea. At first the gamma and neutron flux for the design basis fuel were determined assuming in-core environment (the temperature, pressure, etc. of the moderator, boron, cladding, $UO_2$ pellets) in which the design basis fuel is loaded, as input data. The evaluation simulated burnup up to 45,000 MWD/MTU and decay during ten years of cooling using the SAS2H/OGIGEN-S module of the SCALE5.1 system. The results from the source term evaluation were used as input data for the final shielding evaluation utilizing the MCNP Code, which yielded the effective dose rate. The design of the cask is based on the safety requirements for normal storage conditions under 10 CFR Part 72. A radiation shielding analysis of the metal storage cask optimized for loading 21 design basis fuels was performed for two cases; one for a single cask and the other for a $2{\times}10$ cask array. For the single cask, dose rates at the external surface of the metal cask, 1m and 2m away from the cask surface, were evaluated. For the $2{\times}10$ cask array, dose rates at the center point of the array and at the center of the casks' height were evaluated. The results of the shielding analysis for the single cask show that dose rates were considerably higher at the lower side (from the bottom of the cask to the bottom of the neutron shielding) of the cask, at over 2mSv/hr at the external surface of the cask. However, this is not considered to be a significant issue since additional shielding will be installed at the storage facility. The shielding analysis results for the $2{\times}10$ cask array showed exponential decrease with distance off the sources. The controlled area boundary was calculated to be approximately 280m from the array, with a dose rate of 25mrem/yr. Actual dose rates within the controlled area boundary will be lower than 25mrem/yr, due to the decay of radioactivity of spent fuel in storage.

• Asian Pacific Journal of Cancer Prevention
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• 제13권12호
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• pp.6523-6526
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• 2012

Objective: This study was designed to investigate treatment efficacy and side effects of concomitant Aisu$^{(R)}$ (docetaxel) with three-dimensional conformal external beam radiotherapy for the treatment of inoperable patients with esophageal cancer. Methods: Inoperable patients were treated with three-dimensional conformal external beam radiotherapy (5/week, 2 GY/day, and total dose 60GY) plus docetaxel ($30-45mg/m^2$, iv, d1, 8). Results: Twenty eight patients met the study eligibility criteria and the response rate was evaluated according to RICIST guidelines. Among 28 patients, 2 achieved CR, 22 PR, 3 SD and 1 patient was documented PD. Mild gastrointestinal reaction and bone marrow suppression were also documented. All treatment related side effects were tolerable. Conclusion: Three-dimensional conformal external beam radiotherapy combined with docetaxel is an active and safe regimen for inoperable patients with esophageal cancer.

• 한국방사선학회논문지
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• 제13권4호
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• pp.653-659
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• 2019

본 연구는 고용량 $^{131}I$ 치료 후 방사선원이 된 퇴원 환자로부터 나오는 방사선 피폭에 관해 외부 선량률을 측정하고, 그에 따른 피폭선량을 예측하는 것이 목적이다. 200 mCi 이상 고용량 $^{131}I$ 치료를 받은 30명의 환자에서 구리링 3개를 이용하여 환자로부터 거리 및 방위각에 따른 선량평가를 시행하였다. 정확한 방사선 계측을 위하여 GM 계측기를 이용하여 2명의 측정자가 방위각 8 포인트와 거리 변화를 주며 계측하였다. 측정값을 기반으로 3가지 예측 시뮬레이션을 설정하여 불특정 다수 일반인에 대한 피폭선량을 계산하였다. 1m 높이에서 방위각에 따른 외부 선량률이 가장 높은 부위는 0도이다. 거리에 따른 선량률은 거리별 방위각의 선량률 평균값을 사용하였다. 거리에 따른 외부 선량률의 최고치는 50, 100, 150 cm에서 각각 $214{\pm}16.5$, $59{\pm}9.1{\mu}Sv/h$, $38{\pm}5.8{\mu}Sv/h$ 이다. 고용량 $^{131}I$ 치료 환자가 대중교통을 이용해서 5시간 이동할 때 반경 50 cm 지점의 옆좌석에 안은 불특정 일반인이 받을 수 있는 피폭선량은 1.14 mSv이다. 소변 통(urin bag)을 착용한 퇴원환자로부터 100 cm 거리에서 4일 동안 간병인이 받을 수 있는 최대 피폭선량은 6.5 mSv이다. 퇴원 환자 귀가로 인해 7일 동안 150 cm 거리에서 보호자가 받을 수 있는 최대 피폭선량은 1.08 mSv이다. 개발된 예측 모델링으로 불특정 $^{131}I$ 치료 환자의 주변 일반인에게 적용하였을 때 연간 선량 한도를 단시간에 초과하는 수준이었다. 따라서 본 연구를 통해 현행 고용량 $^{131}I$ 치료 환자의 퇴원 후 주변의 일반인의 방호체계의 합리적인 가이드라인을 제시하는 데 도움을 줄 수 있을 것으로 사료된다.

• Radiation Oncology Journal
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• 제23권3호
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• pp.143-156
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• 2005

목적: 고선량률 강내근접치료와 외부방사선의 병합치료는 자궁경부암의 표준치료법이지만, 최적의 병합 방식 및 선량 분할 스케줄은 아직 정해지지 않고 있다. 부분적으로는 이에 영향을 미치는 인자들의 다양성 및 기존의 문헌들의 방사선 선량에 관한 자세한 정보 부족을 그 이유로 들 수 있다. 이에 본 연구는 고선량률 강내근접치료에 대한 풍부한 경험을 바탕으로 단일기관에서 비교적 균일한 치료를 받은 많은 수의 환자 모집단을 대상으로 이들 다양한 인자들 및 방사선치료에 대한 자세한 분석을 통해서 최적의 방사선치료를 위한 지침을 얻고자 하였다. 대상 및 방법: 1990년부터 1996년까지 연세암센터에서 고선량률 강내근접치료 및 외부방사선치료로 자궁경부암에 대한 근치적 치료를 받은 743명의 환자들을 대상으로 하였으며, 중앙추적관찰 기간은 52개월이었다. FIGO 병기 분포는 IB 198명, IIA 77명, IIB 364명, IIIA 7명, IIIB 89명, IVA 8명이었다. 전골반방사선 선량은 $23.4\~59.4$ Gy (중앙값 45 Gy)의 분포를 보였으며, 진단 시 종양의 크기 및 외부방사선치료에 대한 종양의 반응에 따라서 그 시기를 조절하는 중앙차폐는 495예에서 시행되었으며, 그 시기는 $14.4\~43.2$ Gy (중앙값 36.0 Gy)로 비교적 광범위하고 다양한 분포를 보였다. 강내근접치료와 외부방사선치료의 분할 선량 차이를 극복하기 위해 생물학적 유효선량(Biologically Effective Dose, BED) 개념을 적용하였으며, 종양 및 정상 조직에 대한 $\alpha/\beta$비는 각각 10 및 3으로 하였다. 모든 개별 환자의 직장 전벽 및 방광 흡수선량을 분석하였고, 합병증 및 골반제어율과의 상관 관계를 규명하고자 하였다. 이외에도 방사선치료 스케줄에 영향을 미칠 수 있는 인자들인 총 치료기간, 강내근접치료의 분할 선량 크기, 주치의의 선호도에 따른 치료 스케줄 차이 등도 함께 고려하여 분석하였다. 결과: 전체 환자에서 RTOG Grade 1-4독성 발생률은 $33.1\%$였다. 전체 환자의 5년 골반제어율은 $83\%$로 분석되었다. 중앙차폐이전 외부방사선선량과 강내근접치료의 합산 BED값(=MD-BED $Gy_{\alpha/\beta}$은 $\alpha/\beta$=10인 경우 $62.0\~121.9\;Gy_{10}$ (중앙값: $93.0\;Gy_{10}$)의 분포를, ${\alpha/\beta}=3$인 경우 $93.6\~187.3\;Gy_3$ (중앙값=$137.6\;Gy_3$ )의 분포를 보였다. MD-BED $Gy_3$는 직장합병증 발생과의 관계는 통계적으로 유의하였고, 방광합병증과는 유의하지 않았다. 직장합병증과의 연관성은 MD-BED $Gy_3$보다 개별 환자의 직장전벽 총 선량 BED값인 R-BED $Gy_3$가 훨씬 더 높았다. 요도카테터 풍선의 후방지점이 대변하는 방광의 총 선량 BED값인 V-BED $Gy_3$도 방광합병증과 경향성 테스트에서 통계적 유의성을 보였다. 하지만, 어떠한 방사선선량도 골반제어율과 의미 있는 상관관계를 보이지 않았다. 본 기관에서 주치의의 선호도에 따라 강내근접치료가 외부방사선치료의 중간에 시행되는 형태인 샌드위치기법과 외부방사선치료 후반부에 시행되는 순차적 기법으로 구분하였을 때, 두 방식간 치료성적 및 합병증의 차이는 없었다. 총 치료기간에 대한 분석에서는 치료기간이 길어질수록 재발 위험이 커지는 경향을 보였으나, 나이 및 병기, 종양의 크기, MD-BED $Gy_{10}$ 등의 예후 인자를 보정한 다변량분석에서는 치료기간이 100일 이상인 경우에만 통계적으로 유의하게 증가하였다. 강내근접치료 분할선량 크기인 3 Gy와 5 Gy 사이에 골반제어율 및 합병증의 차이는 없었다. 결론: 자궁경부암의 최적방사선치료 스케줄에 대한 지침을 세우기 어렵게 만드는 가장 중요한 이유는 강내근접치료가 갖는 선량분포 특성에서 기인하는 방사선선량-골반제어율 상관 관계의 부재 및 개별 종양의 방사선에 대한 반응 속도가 환자마다 크게 다를 수 있다는 점이다. 따라서 전체적인 원칙과 함께 개인화된 맞춤치료가 필요하다. 치료 지침에 영향을 미칠 수 있는 요소들의 복합적인 고려도 중요하다고 할 수 있겠다. 합병증 발생이 우려되는 경우 생물학적 유효선량을 낮추기 위해 적절한 조기 중앙차폐 및 강내근접치료의 분할선량 크기 감소를 고려해볼 수 있다.

• Biomolecules & Therapeutics
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• 제3권1호
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• pp.47-53
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• 1995

DA-125, a new anthracycline antitumor antibiotic, was administered at dose levels of 0, 0.2, 0.6 and 1.8 mg/kg/day intravenously to pregnant New Zealand White rabbits from day 6 through 18 of gestation. The does were subjected to the caesarean section on day 28 of gestation. Effects of test agent on general toxicity of does and embryonic development of F1 fetuses were examined. At 1.8 mg/kg, the organ weight for ovary of does was significantly decreased. The decrease in the number of corpus lutea, implantations and litter size, and the increase in the rate of resorptions were also observed. In addition, various types of external, visceral and skeletal malformations occurred in fetuses at an incidence of 7.7, 7.7 and 20.6%, respectively. The results show that the no effect dose levels (NOELs) of DA-125 are 0.6 mg/kg/day for does and F1 fetuses.