• Journal of Radiation Protection and Research
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• 제38권3호
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• pp.157-165
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• 2013

To determine the factors affecting the external radiation dose rates of patients undergoing PET-MRI examinations and to assess the trends of these differences, we measured the changes in the dose rates of $^{18}F$-FDG during a set period of time for each body region. Consistent with theoretical predictions, the dose rate decreased over time in patients undergoing PET-MRI examinations. Furthermore, immediately after the $^{18}F$-FDG injection, the dose rate in the chest region was the highest, followed by the abdominal region, the head region, and the foot region. The dose rate decreased drastically as time passed, by 2.47-fold, from $339.23{\pm}74.70mSv\;h^{-1}$ ($6.73{\pm}5.79$ min) at the time point immediately after the $^{18}F$-FDG injection to $102.71{\pm}26.17mSv\;h^{-1}$ ($136.11{\pm}25.64$ min) after the examination. In the foot region, there were no significant changes over time, from $32.05{\pm}20.23mSv\;h^{-1}$ ($6.73{\pm}5.79$ min) at the time point immediately after the $^{18}F$-FDG injection, to $23.89{\pm}9.14mSv\;h^{-1}$ ($136.11{\pm}25.64$ min) after the examination. The dose rate is dependent on the individual characteristics of the patient, and differed depending on the body region and time point. However, the dose rates were higher in patients who had a lower body weight, shorter stature, fewer urinations, lower fluid intake, and history of diabetes mellitus. To decrease radiation exposure, it is difficult or impossible to change factors inherent to the patient, such as sex, age, height, body weight, obesity, and history of diabetes mellitus. However, factors which can be changed, such as the $^{18}F$-FDG dose, fasting time, fluid intake, number of urinations, and contrast agent dose can be controlled to minimize the external radiation exposure of the patient.

• Journal of Radiation Protection and Research
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• 제37권4호
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• pp.231-236
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• 2012

This study derived measures to reduce exposure doses by identifying factors which affect the external radiation dose rate of patients treated with radiopharmaceuticals for PET-CT tests. The external radiation dose rates were measured on three parts of head, thorax and abdomen at a distance of 50cm from the surface of 60 PET-CT patients. It showed there are changes in factors affecting the external radiation dose rate over time after the administration of F-18 FDG. The external radiation dose rate was lower in the patients with more water intake than those with less water intake before the injection of radiopharmaceuticals at all three points: right after the injection of radiopharmaceuticals (average 4.17 mins), after the pre-PEET-CT urination step (average 77.47 mins), and right after the PET-CT test (average 114.15 mins). The study also found there is a need to increase the amount of water intake before the injection of radiopharmaceuticals in order to maintain a low external radiation dose rate in patients. This strategy is only possible under the assumption that the quality of the video has not changed after conducting this study on the relations between the image and quality. This study also found a need to use radiopharmaceuticals with the minimum amount needed for each patient because F-FDG doses affects the external radiation dose rate at the point right after the injection of radiopharmaceuticals. Urination frequency was the most significant factor to affect the external radiation dose rates at the point right after the PET-CT test and the point after the pre-PET-CT urination step. There is a need to realize the strategy to increase the urination frequency of patients to maintain the external radiation dose rate low (average 77.47 mins) before and after the injection of radiopharmaceuticals. In addition, at this point, there is a need to take advantage of personal strategies because the external radiation dose rate is lower if the fasting time is shorter, the contrast medium is used, and the amount of water intake is increased after the administration of radiopharmaceuticals. Finally this study found the need to be able to generalize these findings through an in-depth research on the factors affecting the external radiation dose rate, which includes radiopharmaceutical dose, urination frequency, the amount of water intake, fasting time and the use of contrast medium.

• Journal of Radiation Protection and Research
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• 제41권1호
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• pp.1-6
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• 2016

Background: It is very difficult to set a regulatory guidance or criteria for the protection of non-human species from the ionizing radiation, because there are no generally or internationally accepted methods for demonstrating the compliance with such criteria. It is needed that Korea develop the primary dose rate standards for the protection of both aquatic and terrestrial biota in the near future. Materials and Methods: The potential dose rates due to both external and internal radiation exposures to marine organisms such as plaice/flounder, gray mullet, and brown seaweed collected within territorial seas around the Korean Peninsula were estimated. Results and Discussion: The total dose rates to plaice/flounder, gray mullet and brown seaweed due to $^{40}K$, a primordial radionuclide in marine environment, were found to be 0.2%, 0.08% and 0.3% of approximately the values of the Derived Consideration Reference Levels (DCRLs, i.e. $1-10mGy{\cdot}d^{-1}$), respectively, as suggested by the International Commission on Radiological Protection (ICRP) publication 124. The total dose rates to marine fishes and brown seaweed due to anthropogenic radionuclides such as $^{90}Sr$, $^{137}Cs$ and $^{239+240}Pu$ were considered to be negligible compared to the total dose rate due to $^{40}K$. The external exposure to benthic fish due to all radionuclides was much higher than that of pelagic fish. Conclusion: From this study, it is recommended that the further study is required to develop a national regulatory guidance for the evaluation of doses to non-human species.

• 대한방사선기술학회지:방사선기술과학
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• 제46권2호
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• pp.131-139
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• 2023

High-dose I-131 used for the treatment of thyroid cancer causes localized exposure among radiology technologists handling it. There is a delay between the calibration date and when the dose of I-131 is administered to a patient. Therefore, it is necessary to directly measure the radioactivity of the administered dose using a dose calibrator. In this study, we attempted to apply machine learning modeling to measured external dose rates from shielded I-131 in order to predict their radioactivity. External dose rates were measured at 1 m, 0.3 m, and 0.1 m distances from a shielded container with the I-131, with a total of 868 sets of measurements taken. For the modeling process, we utilized the hold-out method to partition the data with a 7:3 ratio (609 for the training set:259 for the test set). For the machine learning algorithms, we chose linear regression, decision tree, random forest and XGBoost. To evaluate the models, we calculated root mean square error (RMSE), mean square error (MSE), and mean absolute error (MAE) to evaluate accuracy and R² to evaluate explanatory power. Evaluation results are as follows. Linear regression (RMSE 268.15, MSE 71901.87, MAE 231.68, R² 0.92), decision tree (RMSE 108.89, MSE 11856.92, MAE 19.24, R² 0.99), random forest (RMSE 8.89, MSE 79.10, MAE 6.55, R² 0.99), XGBoost (RMSE 10.21, MSE 104.22, MAE 7.68, R² 0.99). The random forest model achieved the highest predictive ability. Improving the model's performance in the future is expected to contribute to lowering exposure among radiology technologists.

• 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.

• 핵의학기술
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• 제22권1호
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• pp.67-75
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• 2018

방사선 안전에 대한 관심과 염려가 전 세계적으로 점차 증가되고 있는 가운데, 의료 실무 현장에 종사하는 방사선 작업종사자의 외부피폭 관리 또한 중요한 이슈로 부각되고 있다. 특히, $^{18}F-FDG$WholeBodyPET/CT검사의 경우 높은 에너지의 방사성동위원소를 사용하므로 검사자의 피폭선량 저감화에 더욱 관심을 기울여야 한다. 따라서, 본 연구는 $^{18}F-FDG$ Whole Body PET/CT 수검자의 거리 별 외부선량률을 측정 및 분석하고, 방사선 작업종사자의 업무 행위 별 누적선량을 확인하여 피폭선량 저감화에 도움이 되는 주요한 요소를 알아보고자 한다. $^{18}F-FDG$WholeBody PET/CT검사를 받은 106명의 환자를 대상으로 검사 종료($75.4{\pm}3.3min$) 후 가슴을 기준 0, 10, 30, 50, 100 cm 거리에서 외부선량률을 측정하였다. 환자측면에서 외부선량률에 영향을 줄 수 있는 개별적 요인을 분석하기 위해 성별, 연령, BMI, 금식시간, 당뇨병 유무, 약물 투여정보, 크레아틴 수치 정보를 수집하였다. 수집된 정보의 통계분석은 ANOVA 분석 및 T-test를 시행하였다. 방사선 작업종사자 측면에서 피폭선량에 영향을 줄 수 있는 요인을 분석하기 위해 주사 업무를 하는 3명의 직원($T_1$, $T_2$, $T_3$)과 스캔 업무를 하는 3명의 직원($T_4$, $T_5$, $T_6$)에 각각 Personal pocket dosimeter를 착용시켜 업무시간 동안 누적된 선량을 기록하였다. 또한 방사선 작업종사자 별 응대시간을 측정하여 분석하였다. 각 거리 별 외부선량은 $246.9{\pm}37.6$, $129.9{\pm}16.7$, $61.2{\pm}9.1$, $34.4{\pm}5.9$, $13.1{\pm}2.4{\mu}Sv/hr$로 산출되었다. 환자측면에서, 근거리에서 성별, BMI, 선량, 크레아틴 수치에 의해 유의미한 차이가 있었지만, 거리가 증가할수록 그 차이는 감소하였다. 그 중 크레아틴 수치의 경우 100 cm에서 집단 간 통계적으로 유의한 차이를 보이지 않는 특징이 있었다. 환자 1명으로부터 받은 선량은 주사 업무를 하는 직원($T_1$, $T_2$, $T_3$)의 경우 0.70, 1.09, $0.55{\mu}Sv/person$이었고, 스캔($T_4$, $T_5$, $T_6$)의 경우 1.25, 0.82, $1.23{\mu}Sv/person$이었다. 응대시간이 상대적으로 적은 $T_4$직원의 경우 $T_3$, $T_5$보다 34% 낮은 누적선량을 확인할 수 있었다. 이를 토대로 환자와의 적정거리 유지와 응대시간 감소가 누적선량에 크게 작용함을 알 수 있었다. 위와 같은 점을 고려했을 때, 환자의 충분한 수분 섭취 및 배뇨, 방사선 작업종사자와 환자 간 적정거리유지(최소 100 cm이상) 및 응대시간 감소를 위해 노력해야 할 것이고, 환자의 video tracking system과 장비의 원격조정 등을 통해 피폭선량 저감화를 위해 노력해야 한다.

• 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.

• Journal of Radiation Protection and Research
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• 제37권4호
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• pp.181-190
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• 2012

건축자재에 포함된 천연방사성핵종은 실내공간에 거주하는 일반인의 주요 피폭선원이다. 본 연구에서는 콘크리트 벽체에 존재하는 천연방사성 핵종에 의한 한국인의 실내에서의 외부피폭 방사선량을 평가하였다. 한국인의 주거실태, 실내공간의 크기 등을 고려하여 선량평가를 위한 표준 방의 크기를 결정하였다. 표준 방 이외의 다양한 크기의 공간에 대해서도 선량평가를 실시하였다. 방사선수송 코드인 MCNPX를 사용하여 실내공간에서의 공기 중 흡수선량을 계산하였으며, 이를 이용하여 유효선량률을 계산하였다. 콘크리트 벽체로만 이루어진 $3{\times}4{\times}2.8m^3$ 크기의 표준 방의 경우, 콘크리트 내 우라늄계열, 토륨계열, $^{40}K$ 핵종의 농도에 따라 공기 중 흡수선량률은 0.80, 0.97, 0.08 nGy $h^{-1}$ per Bq $kg^{-1}$이었으며, 유효선량률은 0.57, 0.69, 0.058 nSv $h^{-1}$ per Bq $kg^{-1}$이었다. 실내공간의 크기를 $5-30m^2$로 다양하게 변화시키더라도 천장/바닥 그리고 벽에 의한 상반된 선량률 변화로 인하여 전체 방사선량률은 실내 면적의 변화에 상관없이 거의 일정한 값을 보였다. 실제 국내에서 주로 사용되는 콘크리트 내의 천연방사성 핵종의 농도 및 한국인의 실내공간에서 생활양식 등을 토대로 한국인의 실내공간에서의 외부피폭 방사선량률 및 연간 유효선량을 평가하였다. 콘크리트 내의 우라늄계열, 토륨계열, $^{40}K$ 핵종의 농도가 각각 26, 39, 596 Bq $kg^{-1}$인 경우 공기 중 흡수선량률은 대략 104 nGy $h^{-1}$이었다. 일반인의 실내 점유율이 89%인 경우, 연간 유효선량은 0.59 mSv이었다. 국내의 일반적인 실내공간에서 콘크리트 벽체 내에 존재하는 천연방사성물질에 의한 연간 유효선량은 실내점유율${\times}8760\;h\;y^{-1}{\times}(0.57C_U+0.69C_{Th}+0.058C_K)$을 이용하여 계산할 수 있다.

• 대한방사선기술학회지:방사선기술과학
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• 제38권1호
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• pp.23-30
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• 2015

양전자 방출핵종은 511 keV의 감마선을 방출하기 때문에 기존 140 keV의 99mTc에 비해 종사자의 방사선 피폭의 증가로 피폭선량 저감을 위한 노력이 요구된다. 본 연구는 환자에게로부터 일정거리에 따른 선량률 변화를 확인하고 차폐를 이용하여 외부선량률의 변화를 알아보았으며 환자 주변의 외부선량 분포에 대한 영 향을 분석하여 방사선 종사자의 피폭 관리에 도움이 되고자 하였다. 10 명의 환자를 대상으로 하였으며 평균연령은 $47.7{\pm}6.6$ 세였다. 환자의 키는 평균 $165.5{\pm}3.8cm$, 몸 무게 평균은 $65.9{\pm}1.4kg$으로 비슷한 몸무게의 환자를 대상으로 하였다. 머리, 가슴, 복부, 무릎, 발끝 쪽의 위치에서 10 cm, 50 cm, 100 cm, 150 cm, 200 cm 위치에서 측정하였고 측정 후에 즉시 이동형 방사선 차폐체을 설치한 후 머리와 가슴, 복부 부분에서 100 cm, 150 cm, 200 cm 거리에서 선량률을 측정하였다. 거리에 따른 선량률 변화와 차폐 전, 후의 투과율을 구하였다. 평균 10 cm 거리에서는 머리 부분이 $105.40{\mu}Sv/h$로 가장 높게 나타났으며 발 부분에서 $15.85{\mu}Sv/h$로 가장 낮게 나타났다. 200 cm 거리에서는 머리, 가슴, 복부 부분에서 비슷한 선량률이 나타났다. 머리 부분에 서 차폐 전 100 cm에서 $9.56{\mu}Sv/h$, 150 cm에서 $5.23{\mu}Sv/h$, 200 cm에서 $3.40{\mu}Sv/h$로 나타났으며 차폐 후에는 100 cm, 150 cm, 200 cm 에서 각각 $2.24{\mu}Sv/h$, $1.67{\mu}Sv/h$, $1.27{\mu}Sv/h$로 측정되었다. 가슴 부분에 서 차폐 전 100 cm에서 $8.54{\mu}Sv/h$, 150 cm에서 $4.90{\mu}Sv/h$, 200 cm에서 $3.44{\mu}Sv/h$로 나타났으며 차폐 후에는 100 cm, 150 cm, 200 cm 에서 각각 $2.27{\mu}Sv/h$, $1.34{\mu}Sv/h$, $1.13{\mu}Sv/h$로 측정되었다. 복부 부분에 서 차폐 전 100 cm에서 $9.83{\mu}Sv/h$, 150 cm에서 $5.15{\mu}Sv/h$, 200 cm에서 $3.18{\mu}Sv/h$로 나타났으며 차폐 후에는 100 cm, 150 cm, 200 cm 에서 각각 $2.60{\mu}Sv/h$, $1.75{\mu}Sv/h$, $1.23{\mu}Sv/h$로 측정되었다. 투과율은 거리에 따라 증가함을 알 수 있었다. 거리가 멀어질수록 선량율이 낮아지는 것을 확인할 수 있었으며 차폐를 하였을 경우 차폐를 하지 않았을 때보다 1 / 4 정도 더 낮아지는 것을 확인할 수 있었다. 검사를 진행하는 근무자는 환자와의 거리를 멀리 할 수 없기 때문에 방사선 피폭이 증가할 수밖에 없다. 따라서 적절한 차폐를 한다면 방사선 종사자의 방사선 피폭을 줄 일 수 있을 것이다.

• 핵의학기술
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• 제14권2호
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• pp.159-165
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• 2010

방사선 분야는 건강검진의 증가와 방사선 장치의 발달로 진단에서 치료까지 그 업무의 범위가 확대 및 급격히 증가하고 있으며 방사선 종사자의 방사선 피폭 관리가 중요하게 대두되고 있다. PET 검사에 이용되는 양전자 방출핵종은 511 keV의 감마선을 방출하기 때문에 종사자의 방사선 피폭의 증가로 피폭선량 저감을 위한 노력이 요구된다. 본 연구는 환자에게로부터 일정거리 외부선량률을 측정하고 거리에 따른 선량률 변화를 확인하고 차폐를 이용하여 외부선량률의 변화를 알아보았다. 2009년 12월부터 2010년 1월까지 PET/CT 검사를 위해 내원한 10명의 환자를 대상으로 하였다. Digital surveymeter를 이용하여 선량률을 측정하였다. 산란선에 대한 영향을 평가하기 위해서 이동식 방사선 차폐체를 설치하고 왼쪽, 중앙, 오른쪽 부분의 100 cm, 150 cm, 200 cm에서 총 12회 선량률을 측정하였다. 환자 선량률 측정은 $^{18}F$-FDG 5.18 MBq/kg을 주사하고 1시간이 지난 후에 선량이 안정되었을 때 즉시 1회를 측정하였다. 이동식 방사선 차폐체를 설치하기 전에 머리, 가슴, 복부, 무릎, 발끝 쪽의 위치에서 10 cm, 50 cm, 100 cm, 150 cm, 200 cm 위치로 총 80포인트에서 측정하였고 이동형 방사선 차폐체를 설치한 후 머리와 가슴, 복부 부분에서 100 cm, 150 cm, 200 cm 거리의 선량률을 측정하여 외부선량률을 확인하였다. 산란선 측정에 대해서는 위치별로 거리에 따라 분산분석을 시행하였다. 납 차폐를 하지 않았을 때와 차폐를 했을 때의 등선량곡선을 그렸으며 100 cm, 150 cm, 200 cm에 대하여 두 집단간에 상관분석을 시행하였다(SPSS ver. 12). 점 선원을 이용한 산란선 측정에서 100 cm, 150 cm, 200 cm에서는 p>0.05로 유의한 차이가 없었다. 거리가 멀어질수록 선량률이 낮아졌으며 머리 부분이 가장 높은 선량률이 나타났고 발 부분으로 갈수록 선량률이 떨어졌다. 또한 차폐를 하였을 경우 차폐를 하지 않았을 때보다 선량률이 낮아졌으며 100 cm에서 유의한 차이가 있었고(p<0.05) 150 cm, 200 cm에서는 유의한 차이가 없었다(p>0.05). 피폭을 줄이기 위해서는 방사선원에서 거리를 멀리하거나 적당한 차폐체를 이용하는 것이 피폭저감에 도움을 준다. 근무자의 동선을 파악하여 적당한 차폐체를 이용한다면 방사선 종사자의 방사선 피폭을 줄일 수 있을 것이다.