• 대한전자공학회논문지
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• 제8권1호
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• pp.1-8
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• 1971

G-M 계수관을 이용한 beta와 gamma 선에 민감한 survey meter에 관한 연구이다. 이 장치는 완전 transistor화 되어 있으며 건전지로 동작하게 되어 있고 2.5, 25 및 250MR/HR의 3가지의 full-scale meter range를 직독하게 되어 있다. Counting-rate meter 회로를 이루고 있는 collector 결합 단안정 multivibrator와 전원회로의 de-dc 변환로를 이루고 있는 무안정 blocking 발진기의 해석을 하였고 설계식을 유도하였다. G-M 계수관의 분해시간을 높이기 위하여 0.5v 정도의 낮은 전압으로 triggering할 수 있게 설계하였다.

• 분석과학
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• 제16권1호
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• pp.12-24
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• 2003

$^{252}Cf$ 중성자 선원을 이용한 즉발감마선 계측 시스템 (NIPS, Neutron Induced Promp ${\gamma}$-ray Spectroscopy)을 설계 및 구성하기 위하여, 시스템내의 감속제 및 차폐체등의 효과를 시험하고 감마선 바탕값과 Cl을 포함한 시료의 즉발 감마선을 계측하였다. 이를 위한 예비시험으로 한국원자력연구소 내에 있는 TLD 판독용 $^{252}Cf$ 선원을 이용하였으며 즉발감마선은 시스템 내부의 동축형 HPGe (GMX, 60% relative efficiency)과 시스템외부 (약 20m 거리)의 Notebook PC 중성자와 감마선의 바탕값을 측정하고, 바탕값을 최소로 할 수 있는 차폐체의 기하학적 구조를 고안하였다. 감마선 바탕값을 최소화하기 위하여 두 개의 HPGe 검출기를 이용한 감마-감마 동시계측법을 이용하였다. 이 실험 자료를 이용하여 최적의 NIPS 시스템을 구성하였다.

• 핵의학기술
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• 제16권1호
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• pp.50-56
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• 2012

일시 출입자로 분류된 핵의학과 출입 환경미화원은 주기적으로 타과와 업무순환을 하고, 또한 작업 시간과 환경 등의 변화가 많기 때문에 관리하기에 어려운 점이 있으며 따라서 이들의 분류를 명확히 할 필요가 있다. 이에 본 논문에서는 핵의학과에서 근무하는 환경미화원의 피폭 상황을 분석하여 일시 출입자로 분류된 조건의 타당성에 대하여 검토해 보고 작업 환경의 변화 및 근무 시간의 조절이 필요한가를 알아보았다. 우선 먼저 PET실과 혈액 검사실에서 근무하는 환경미화원과 감마 카메라실에서 근무하는 환경 미화원 2명을 대상으로 한 달간 근무 시간 중에 OSL을 각각 착용시켜 개인 피폭 선량을 측정하였다. 둘째로 survey meter를 이용하여 두 명의 환경미화원의 작업 환경, 근무 형태에 따라 시간대 별로 핵의학과 내 14개 구역을 선정, 총 10회 공간 선량률을 측정한 결과 이들의 피폭 선량은 연간 1mSv를 초과하지 않았으며, survey meter를 이용하여 조사한 결과 또한 연간 1 mSv를 초과하지 않을 것으로 추정되지만 그 수치가 1 mSv에 근접하였다. 따라서 일시 출입자로써의 분류를 좀 더 명확히 하기 위해서는 PET 안정실과 같은 피폭이 상대적으로 많은 구역에서의 노출 확률을 줄이기 위하여 이들에게 방사선 관리 구역내 교육을 실시하고, 또한 근무시간 및 근무 형태를 적절히 변경한다면 이들의 피폭 선량은 확연히 줄어들 것으로 사료된다.

• 비파괴검사학회지
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• 제26권4호
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• pp.246-254
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• 2006

방사선 측정분야에서 사용되는 감마 서베이미터의 교정데이터 자동처리를 위한 전산 프로그램을 개발하였다. 전산 프로그램은 Visual Basic을 기반으로 개발되었으며, 교정과정에 따라 단계별로 윈도우를 제작하고 코드화하였다. 교정 데이터의 자동처리를 위해 Microsoft Excel 프로그램을 제어하여 미리 자동 연산된 엑셀 셀 내에 데이터가 입력되도록 하였다. 개발프로그램 성능평가의 일환으로 검증된 데이터와 프로그램에서 출력된 데이터를 비교한 결과, 교정인자 산출 및 불확도 평가에서 동일한 결과가 나왔다. 또한, 개발프로그램을 교정업무에 적용시킨 결과, 업무의 효율성 및 정확성은 증가하였다.

• 핵의학기술
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• 제20권1호
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• pp.28-31
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• 2016

전립선암은 세계적으로 남성에게 발생하는 가장 흔한 암이며, 암 관련 이환 및 사망의 주요 원인 중 하나이다. 전립선 암세포는 안드로겐에 의해 자극되며 안드로겐 수용체에 결합하여 활성화된다. 안드로겐 수용체는 전사인자로 작용하며 세포주기, 증식 및 분화를 조절한다. 안드로겐 수용체 신호 차단은 전립선암 치료의 특징이다. 전립선암에서 통증은 빈번하게 일어나는 관련 증상으로 환자의 삶의 질 악화의 주요 원인 중 하나이다. 주사용 $^{223}Ra-Dichloride$는 28 Mev 알파 방사선을 방출하여 골 전이가 있는 거세저항성 전립선암(Castration-Resistant Prostate Cancer)의 치료에 이용되고 있다. $^{223}Ra$은 체내 반감기가 11.4 일, 100 마이크로미터 이하 범위의 높은 선 에너지 전달(LET) 알파선을 방출하므로 매우 국소적인 방사선 영역을 생성시키는데 사용할 수 있다. 골격 전이와 같은 표적조직에 알파선을 위치하게 되면 베타선보다 더 국소적 용적으로 방사선을 전달하여 주위의 정상조직에 대한 노출을 줄인다. 하지만 $^{223}Ra-Dichloride$는 알파선 이외에 붕괴 과정에서 3.6%의 베타선과 1.1%의 감마선 (80, 156, 270 keV)을 방출한다. 본 연구는 $^{223}Ra-Dichloride$ 치료 시 사용되는 방사능양 3.5 MBq과 $^{99m}Tc-MDP$를 사용하여 Bone scan 검사 시 사용되는 방사능양 740 MBq을 사용하여 감마선에 대한 외부 방사선량을 평가해보고자 하였다. 최대 외부 방사선량은 $D({\infty})=34.6{\tau}Q_0Tp(0.25)$(${\tau}$:감마상수, $Q_0$:초기방사능양, Tp:물리적 반감기) 식을 이용하여 산출하였으며, 실제로 vial에서 방출되는 감마선을 1m의 거리에서 survey meter를 이용하여 15회 외부 방사선량률을 측정하였다. Health physics(2012)에서 제공하는 $^{223}Ra-Dichloride$과 $^{99m}Tc-MDP$의 1m 거리에서의 감마상수의 값은 각각 0.0469, 0.0215, 실제로 사용되는 방사능양 3.5 MBq, 740 MBq, 반감기 11.4일, 6시간을 기준으로 산출된 외부 방사선량은 $^{223}Ra-Dichloride$은 $16{\mu}Sy$, $^{99m}Tc-MDP$은 $34{\mu}Sy$의 값을 보였다. 실제로 vial에서 1 m 거리에서 방출되는 외부 방사선량율은 평균 $^{223}Ra-Dichloride$는 ${\mu}Sy/h$, $^{99m}Tc-MDP$은 $18{\mu}Sy/h$ 값이 측정값을 보였다. 감마상수 값은 $^{223}Ra-Dichloride$이 $^{99m}Tc-MDP$에 비해 높은 값을 나타내지만 실제로 사용되는 방사능의 양을 고려한 최대 외부 방사선량은 $^{223}Ra-Dichloride$이 $^{99m}Tc-MDP$보다 낮은 최대 외부 방사선량 값이 산출되었으며, 실제로 측정한 외부 방사선량율도 작은 값을 보여 $^{223}Ra-Dichloride$을 이용한 치료시 감마선에 대한 외부 방사선량은 매우 작음을 알 수 있었다. $^{223}Ra-Dichloride$은 골 전이가 있는 거세저항성 전립선암(Castration-Resistant Prostate Cancer) 환자들에게 유용한 치료제라고 사료된다.

• 한국방사선학회논문지
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• 제16권6호
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• pp.741-749
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• 2022

산업체에서 용접구조물을 파괴 없이 품질을 검증하는 방사선투과검사는 압도적으로 많이 이용되지만, 방사선을 이용함에 따라 많은 안전사항이 요구된다. 방사선투과검사 작업종사자는 검사부재의 이동유무에 따라 감마선조사기인 운반용기에 내장된 Iridium-192 방사선원을 사용시설 내 혹은 사용시설 외의 장소에서 이동시켜 작업을 수행 한다. 일반적인 사용시설은 두꺼운 콘크리트로 외부와 방사선을 전면 차단한 시설이지만, 검사부재의 취급이 용이하지 않은 등의 사유로 천장이 개방된 사용시설이 있다. 일반적인 사용시설은 외부가 모두 차단되어 이론적인 선량 평가 방법을 통하여 건설하여도 무방하지만, 천장이 개방된 경우 스카이샤인효과로 인하여 단순 이론적인 계산 방법으로 방사선 안전성을 평가하는 것은 적합하지 않다. 따라서 본 연구에서는 실제 현장에서 해당 시설의 방사선 안전성을 이온챔버형 방사선측정기와 누적선량계형인 OSLD를 통하여 평가하고, 실제 평가 환경을 몬테카를로 시뮬레이션 코드인 플루카를 이용하여 모델링 및 평가를 하였다. 해당 시설에서 조사방향에 따라 시설 경계의 방사선량은 규제기관에서 정하는 기준을 만족하기 어려웠고, 추가의 방법을 통하여 방사선 안전성을 확보할 수 있었다. 또한, Iridium-192 선원을 이용한 시뮬레이션 결과가 실제 측정값과 유효한 결과임을 확인할 수 있었다.

• 핵의학기술
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• 제15권1호
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• pp.70-74
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• 2011

서울 아산병원 핵의학과에서는 방사성폐기함을 다수 비치하여 방사성폐기물을 수집하고 있으나 이러한 방사성폐기물이 일반 의료폐기함에서 발견되는 경우가 있다. 이에 본 연구에서는 의료폐기물에서 측정되는 방사성폐기물의 발생 원인을 파악하여 방사선관리구역으로부터 배출되는 물품 표면의 방사성물질의 오염도가 허용표면오염도의 10분의 1을 초과하지 않거나 교육과학기술부에서 고시하는 액체폐기물이 방사성 자체 폐기한도를 초과하지 않도록 하기 위한 대책을 제시하고자 하였다. 우선 먼저 survey meter를 이용하여 본원 핵의학과 17개 구역의 방사능 측정값과 배후방사능 측정값을 비교한 결과 법적인 허용치를 초과하지는 않았지만, 이 중 11개 구역에서 의료 폐기함과 배후방사능이 통계적으로 유의한 차이를 보여 실제 방사능이 존재함을 알 수 있었다. 이에 좀 더 정확한 방사능을 측정하고자 감마카운터를 이용하여 각각의 의료폐기함으로부터 알코올솜, poly glove, 방사의약실에서 배출되는 생리식염수에서 각각 30개씩 표본 추출하여 측정한 결과, 높은 수준의 방사능이 측정되었으며, 일부는 법적 허용치를 초과했다. 따라서 의료폐기함으로 폐기되는 알코올솜과 poly glove는 각 영상실과 방사의약실에 구비된 방사성폐기함에 폐기하고, 방사의약실에서 발생되는 생리식염수는 액체폐기물로써 RI정화조에 폐기하거나 또는 방사성 자체 폐기절차에 따라 일정기간 보관하여 충분히 감쇄시킨 후 폐기해야 할 것이라 사료된다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제56권6호
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• pp.2317-2323
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• 2024

Medical linear accelerators with an energy of 8 MV or higher are radiated owing to photonuclear reactions and neutron capture reactions. It is necessary to quantitatively evaluate the concentration of radioactive isotopes when replacing or disposing them. HPGe detectors are commonly used to identify isotopes and measure radioactivity. However, because the detection efficiency is generally calibrated using a standard material with a density of 1.0 g/cm³, a self-absorption effect occurs if the density of the measured material is high. In this study, self-absorption correction factors were calculated for tungsten, lead, copper, and SUS-303, which are the main materials of medical linear accelerator head parts, for each gamma-ray energy using MCNP 6.2 code. The self-absorption effect was more pronounced as the energy of the emitted gamma rays decreased and the density of the measured materials increased. These correction factors were applied to the radioactivity measurements of the in-built and portable HPGe detectors. Furthermore, compared to the surface dose rate measured by the survey meter, the accuracy of the measurements of radioactivity improved by an average of 124.31 and 100.53 % for inbuilt and portable HPGe detectors, respectively. The results showed a good agreement, with an average difference of 3.70 and 5.24 %.

• 대한방사선치료학회지
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• 제16권2호
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• pp.69-79
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• 2004

목적 : 10MV 이상의 고 에너지를 사용할 경우 X선에 의해 광중성자(Photoneutron)가 발생되고 이 중성자는 주변 물질을 방사화(Activation)시켜 Beam-off기간에도 방사화된 물질의 유도 방사선(Induced radiation)에 의해 작업자의 피폭을 유발할 수 있다. 특히, 방사화된 물질중 방사선 치료시 작업자가 직접 손으로 접촉하는 wedge filter의 방사화를 알아보기 위해 10MV Siemens 가속기와 15MV Siemens 가속기에서 5Gy 조사 후 wedge filter에서 방사선량을 측정하여 방사선 발생 메커니즘을 확인하고, 선량측정을 통해 방사선 작업종사자의 작업환경에 미치는 영향을 평가하고자 한다. 대상 및 방법 : 본 연구에서 사용한 방사선 치료용 선형가속기는 Siemens사의 10MV Primus, Siemens사의 15MV Primus를 사용하였다. Siemens사의 Wedge filter를 사용하였으며, Wedge의 재질은 Fe, Wedge holder는 Al이다. 선량측정은 GM-측정기인 RDS-110 Model을 이용하였다. 본 실험에 사용된 GM-측정기는 $50keV{\sim}1.25MeV$의 X-ray가 측정가능하며, $0.05{\mu}Sv/hr{\sim}100mSv/hr$까지 측정이 가능하다. GM survey meter를 사용하여 환자 대기실과 건물 밖, 두 지점의 자연 방사선량을 측정하여 background값으로 사용하였다. 광중성자를 발생시키고, 또한 방사화를 진행시키기 위해 wedge를 장착한 상태에서 10MV X선, 15MV X선을 5Gy(500MU)를 조사하였고, beam-off직후 wedge filter를 가속기로부터 분리시켜 GM survey meter를 이용하여 wedge filter 중심부분에서 30초 단위로 방사선량을 측정하였다. 결과 : Primus 10MV의 경우 H병원에서 측정을 수행했으며, $0{\times}0cm^2,\;5{\times}5cm^2,\;25{\times}25cm^2$ Field size에 대하여 500MU 조사 후 방사선량의 측정결과 Field size의 영향은 거의 존재하지 않았으며, beam off 후 $1{\sim}2$분 뒤 측정 시작 시점에서 대략 $1{\mu}Sv/hr$를 나타냈으며, 반감기는 약 $3{\sim}4$분인 것으로 측정되었다. Primus 15MV의 경우 S병원에서 측정을 수행하였으며, $25{\times}25cm^2$ Field size에 대하여 500MU 조사 뒤 방사선량을 측정한 결과, beam off후 $1{\sim}2$분 뒤 측정시점에서 대략 $3.26{\mu}Sv/hr$를 나타냈으며 10MV X선보다 대략 3.3배 큰 값을 나타내었다. 결과 : 일일 치료환자가 $20{\sim}50$명이고, 환자 1인당 Wedge filter의 교체작업이 $1{\sim}2$회일 때 10MV의 경우 연간선량이 $0.08{\sim}0.4mSv$로 평가되었으며, 15MV의 경우 $0.27{\sim}1.36mSv$로 평가되어 작업종사자의 연간 허용선량인 20mSv에 비해 안전한 것으로 평가되었다.

• 대한방사선기술학회지:방사선기술과학
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• 제44권5호
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• pp.481-487
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• 2021

This study was conducted for the purpose of efficient radioactive waste disposal and management. Experiment was evaluated the decontamination efficiencies of the four types decontamination materials(Water, Alcohol, Decontamination Water, Decontamination Gel) with radioactive wastes generated during radio-pharmaceutical production process at Korea Institute Radiological and Medical Sciences(KIRAMS). The radioactive waste sample used in experiment is a lead plate of the fume hood that was disposed in April, 2019. In the experimental method, radioactive waste was measured before and after decontamination using a HPGe semiconductor detector and Gamma survey meter. The measured values before and after decontamination were evaluated for decontamination efficiency as a percentage. As a result, it was confirmed that a lot of specific activity and surface dose rate was removed from the radioactive wastes. In particular, when decontamination water was used, most of the radioactivity of radioactive wastes was removed. Considering these results, if decontamination water is used in decontamination of radioactive waste, decontamination efficiency equivalent to the disposition criteria can be expected with just one decontamination treatment. In addition, in the case of water and alcohol, only on decontamination was effective in approximately 75% and 95%. Otherwise, when decontamination gel was used, it was confirmed that the largest deviation occurred among all experimental results.