• 한국방사선학회논문지
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• 제9권4호
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• pp.235-238
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• 2015

소아 $^{99m}Tc-DMSA$ 검사에서 방광의 포함 여부에 따른 신장 섭취율의 차이를 비교 하였다. 팬텀실험과 임상실험으로 진행되었으며 3개의 컵으로 좌, 우측신장 그리고 방광에 위치시키고 좌, 우측 신장의 방사능은 일정한 양( 1.0 )으로 고정하였고 방광에 해당되는 컵에는 0, 0.5, 1, 2배 방사능의 차이를 두어 영상을 획득하였다. 임상환자는 $^{99m}Tc-DMSA$ (300uCi, 11MBq)을 주사하여 2시간 뒤 동일하게 영상 획득하여 각각 정량 분석하였다. 통계분석은 SPSS(ver 22.0) 으로 대응표본 T검증(paired T-test)을 사용하여 분석하였고 p<0.05는 통계적으로 유의하다고 판단하였다. 방광의 방사능을 제외한 양측 신장 섭취율은 $29.83{\pm}8.8%$(좌측), $24.29{\pm}6.66%$(우측)이었고, 방광을 포함했을 때 신장 섭취율은 $26.65{\pm}8.03%$(좌측), $21.78{\pm}6.24%$(우측)이었다. 신장 섭취율은 방광의 소변(방사능)이 증가할수록 양측 신장의 섭취율은 감소하였다. 이는 $^{99m}Tc-DMSA$ 신장스캔 시 좌, 우측 신장에서 방사능을 계수할 때 방광의 소변에 포함된 방사능의 계수가 포함되어 신장 섭취율 공식에서 총 계수가 포함되므로 실제 양측 신장 섭취율의 값이 감소되었다.

• 비파괴검사학회지
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• 제27권1호
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• pp.31-37
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• 2007

하나로와 동위원소 생산시설을 활용하여 비파괴검사용 $^{192}Ir$ 미세초점선원의 생산기술을 개발하였고 현장적용시험을 통하여 개발된 제품의 성능을 확인하였다. 직경 0.5 mm ${\times}$ 높이 0.5 mm인 선원의 개발을 위해 알루미늄 캡슐 압착 방법 및 장치를 개발하여 표적을 제작하였으며, 하나로를 이용한 방사능 생성량을 평가한 결과 약 3.0 Ci 방사능의 선원 제조가 가능함을 확인하였다. 또한 컴퓨터 CPU 및 탄소강에 대한 비파괴검사를 실시하여 투과도계 감도 및 기하학적 불선명도가 비교 대상 선원에 비해 우수함을 확인하였다. 이 선원의 초점크기는 기존의 선원에 비해 매우 작기 때문에 근접 및 접촉촬영과 튜브-튜브시트 용접부의 비파괴검사에 있어 기하학적 불선명도를 최소화 할 수 있을 것이다.

• 한국방사선학회논문지
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• 제14권5호
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• pp.503-510
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• 2020

콘크리트는 원자력 시설의 차폐용 구조물로 광범위하게 사용되고 있는 재료이다. 하지만, 시설의 해체 시 양적으로 가장 많이 발생하는 방사성 폐기물이기도하다. 콘크리트는 중성자를 포획하여 다양한 방사성 핵종을 생성하기 때문에 해체 전에 시료를 채취하여 방사능 측정 및 평가를 수행해야 한다. 측정은 주로 HPGe 검출기를 이용하는데 시료의 정확한 방사능 판정을 위해는 기하학적 보정인자, 자가흡수 보정인자, 계측기의 절대효율 등 효과적인 보정인자를 측정치에 반영해야 한다. 보정인자는 기하학적 및 화학적 상태가 실제 시료와 동일한 표준시료를 이용해서 동일한 측정조건 하에서 획득한다. 하지만, 콘크리트는 다양한 구성물질과 높은 밀도로 전처리가 제한적이므로 콘크리트 표준시료를 제작하는 것은 매우 어렵다. 또한 코어드릴(core drill)을 사용하여 채취되는 콘크리트 시료는 체적선원이므로 직경에 대한 기하학적 보정과 밀도에 대한 자가흡수에 대한 보정이 필수적이다. 따라서, 최근에는 많은 연구자들이 표준선원을 제작 후 측정하는 대신 몬테카를로 전산모사(Monte Carlo simulation)을 이용하여 효과적인 보정인자들을 계산하는 연구를 수행하고 있다. 본 연구에서는 Monte Carlo code 중 하나인 Geant4를 이용하여 방사화 콘크리트에서 가장 많이 생성되는 핵종인 ¹⁵²Eu, ⁶⁰Co에서 방출되는 감마선 에너지에 대한 콘크리트 코어시료의 직경과 밀도에 따른 보정인자를 산출하였다.

• Journal of Radiation Protection and Research
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• 제9권2호
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• pp.90-96
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• 1984

장주기핵연료(長週期核燃料) 노심기법(爐心技法)에 의한 사용후핵연료(使用後核燃料)가 기존(旣存) 사용후핵연료저장시설(使用後核燃料貯藏施設)의 설계변경(設計變更)없이 동(同) 시설(施設)에 수용(受容) 가능(可能)한지를 결정(決定)하기 위하여 저장시설(貯藏施設)에서의 예상(豫想) 방사선피폭선량률(放射線被曝線量率) DLC-23/CASK (22n, 18g) 단면적(斷面積)자료(資料)와 ANISN-W 전산(電算)코드로 계산(計算)하여 설계기준치(設計基準値)와 비교(比較) 검토(檢討)하였다. 사용후핵연료내(使用後核燃料內)의 방사능량(放射能量) 및 감마선스펙트럼은 핵연료교체(核燃料交替)모델에 따라 ORIGEN 전산(電算)코드로 계산(計算)하였다. 방사선량률(放射線量率)의 계산(計算)에 있어서 저장조(貯藏槽)의 기하학적(幾何學的) 모델은 무한평판모형(無限平板模型)이며 저장(貯藏)된 사용후핵연료(使用後核燃料)의 구성물질(構成物質)과 방사선원(放射線源)은 핵연료집합체내(核燃料集合體內)에 균일(均一)하게 분포(分布)되었다고 가정(假定)하였다. 사용후핵연료저장조(使用後核燃料貯藏槽)에 저장(貯藏)된 핵연료집합체(核燃料集合體) 및 저장용수중(貯藏用水中) 방사성핵종(放射性核種)에 의한 방사선량률(放射線量率)의 계산(計算) 결과(結果)는 정상(正常) 및 사고수면시(事故水面時) 계산(計算)된 방사선량률(放射線量率)이 설계기준치(設計基準値)를 만족(滿足)시켜주는 것으로 나타났다.

• 핵의학기술
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• 제15권1호
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• pp.75-80
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• 2011

유럽 및 미국에서는 다인용 치료병실을 사용하고 있는 실정이다. 이에 서울대학교병원에서 현재 1인용 치료병실로 사용하고 있는 병실을 2인용 치료병실로 운영할 때 안전성에 대해 알아보고자 한다. 서울대학교병원 기존 치료병실에 침대와 침대 사이 차폐벽을 설치하여 2인용 치료병실로 운영할 경우, 상대방 환자로부터 방출되는 감마선의 산란에 의한 외부피폭과 상대방 환자에 의해 발생되는 오염으로 인한 외부 및 내부피폭을 평가하였다. 2인용 치료병실의 안전성 평가를 위해 외부 및 내부피폭을 평가하였을 때 원자력법에서 고시하는 '진료환자의 격리 수량, 5 mSv'이하의 피폭을 받게 됨을 알 수 있었다. 그리고 환자들의 피폭관리방안을 수립하여 교육 및 관리함으로써 환자 상호 간의 불필요한 피폭을 방지할 수 있다는 것을 알 수 있었다. 갑상선암 환자의 증가에 따라 치료병실 이용하는 환자가 적체되고 있는 추세이다. 이에 국제적 추세에 발맞춰 현행 1인용 치료병실을 2인용 치료병실로 개선함으로써 비용절감 및 관리의 효율성을 증대할 수 있으며 환자의 소외감과 고립감을 해소하여 치료효과를 높일 수 있다.

• 방사성폐기물학회지
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• 제16권2호
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• pp.243-260
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• 2018

사용후핵연료 건식저장 시스템과 관련하여 고온 및 방사선으로 인한 콘크리트 손상과 열화특성에 대해 포괄적으로 문헌분석을 수행하였다. 고온에 의한 장기열화를 방지하기 위한 콘크리트의 임계온도는 일반적으로 $95^{\circ}C$이며, 온도경사는 콘크리트 균열방지를 위해 $60^{\circ}C$ 이하가 되도록 설정하고 있다. 열화정도는 노출온도와 노출시간에 비례하여 증가하는 경향을 나타내며, 압축강도에 비해 인장강도가 고온에 보다 민감한 특성을 보인다. 한편 방사선의 에너지가 $10^{10}MeV{\cdot}cm^{-2}{\cdot}s^{-1}$ 이하일 경우에는 핵반응으로 인한 가열을 무시할 수 있다. 하지만 콘크리트가 $10^{19}n{\cdot}cm^{-2}$ 이상의 중성자에 혹은 $10^{10}$ rad를 초과하는 감마선량에 노출된다면 콘크리트의 역학적 물성이 점차 감소하는 경향을 보이며, 그 손상정도는 콘크리트 구성재료의 특성에 의존적이다. 콘크리트에 대한 방사선 조사시 재료의 역학적 물성변화는 주로 온도상승으로 인한 콘크리트 내부 함수량의 변화 및 재료간의 열적물성 차이로 인한 체적증가와 균열발생으로 발생한다. 따라서 건식저장과 관련된 기술의 조속한 확보 및 인 허가를 위해서는 그 간의 선행연구 결과를 최대한 활용할 필요가 있으며, 본 연구결과는 향후 사용후핵연료 건식저장 콘크리트 캐스크 관련 국내 자체기술 개발에 중요한 기초자료로 활용될 수 있을 것이다.

• 핵의학기술
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• 제20권1호
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• pp.32-36
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• 2016

핵의학검사에서 $^{131}I$은 갑상선암 및 질환의 진단, 치료등 핵의학 검사에서 많이 사용되고 있다. $^{131}I$은 ${\gamma}$선과 ${\beta}^-$선을 방출하여 검사와 치료를 할 수 있고, 높은 집적율과 신장을 통한 빠른 배설이 용이 하지만, $^{131}I$(364 keV)은 $^{99m}Tc$(140 keV)보다 고에너지이기 때문에 작업을 수행 시 조작 및 투여 과정에서 $^{99m}Tc$보다 술자의 피폭을 줄이기 위해 외부피폭 방어의 3요소인 거리, 시간, 차폐 중에 차폐에 주안점을 두어 $^{131}I$ 조작 시 차 폐체 착용 전과 후의 피폭선량의 차이를 비교하고자 한다. Apron(보통 Pb 0.5 mm) 착용 시 $^{99m}Tc$은 90%이상이 차폐가 되지만, $^{131}I$은 고에너지이기 때문에 차폐효과가 비교적 낮고, 고용량의 경우 산란선(2차) 및 제동방사선의 영향으로 오히려 더 피폭을 받을 수 있다. 하지만 저용량(74 MBq) 고에너지의 경우 이에 대한 특별한 보고나 Guide Line이 마련되어 있지 않아, $^{131}I$ 조작 시 Apron 착용 유무에 따른 술자의 피폭선량을 정량적으로 분석하고자 한다. 본원 핵의학과에서 2014년 6월부터 2014년 12월까지 7개월 동안 갑상선암 치료 및 진단을 위한 저용량$^{131}I$을 투여하기 위해 방문한 갑상선암 환자를 대상으로 준비과정부터 투여 시까지 연구기간 동안 갑상선, 가슴, 고환 3곳에 Apron 안쪽과 바깥쪽 각각 1개씩 총 6개의 TLD를 부착한 뒤 $^{131}I$검사 과정부터 투여 시 까지의 방사선 피폭선량을 측정하였다. 총 작업시간은 설명시간 3분, 분배시간 1분, 투여시간 1분으로 각각 1인당 5분이내로 설정하였다. TLD 위치설정은 일반적으로 피폭선량을 측정하는 가슴과 방사선 감수성이 높은 갑상선 및 고환으로 설정하였다. 준비과정은 $^{131}I$을 $2m{\ell}$ 주사기를 이용해 74MBq을 분배한 뒤 생리식염수와 희석해 $2m{\ell}$의 용량을 만들어 분배한다. $^{131}I$을 분배 후 환자에게 투여 시 컵에 물을 $100m{\ell}$ 담고 분배한 $^{131}I$을 희석하여 환자 1 m 정도 거리를 두고, 경구투여 한다. 그리고 경구투여 한 $2m{\ell}$ 주사기와 컵을 폐기하는 과정을 Apron과 TLD를 착용한 상태에서 시행하였다. Apron과 TLD는 방사선 피폭이 미치지 않는 보관실에 따로 보관하였고, 서울방사선 서비스에 의뢰하여 피폭선량을 측정하였다. 연구기간 동안 저용량 $^{131}I$ 검사 시 갑상선, 가슴, 고환 부위에 Apron 안과 밖d[착용한 TLD의 매월 누적선량을 인원수로 나눈 결과를 가지고, SPSS Version. 12.0K를 이용해 Wilcoxon Signed Rank Test를 사용하여 통계를 시행하였다. 그 결과 갑상선(p = 0.345), 가슴(p = 0.686), 고환(p = 0.715)은 모두 p > 0.05으로 유의한 차이가 없음을 알 수 있었다. 그리고 연구기간 동안의 총 누적선량의 변화를 백분율로 환산하였을 때, 갑상선 -23.5%, 가슴 -8.3%, 고환 19.0%로 나타났다. Wilcoxon Signed Rank Test를 사용한 결과 통계적으로 유의한 차이가 없는 것으로 나타났다(p > 0.05). 또한 7개월간의 누적선량으로 차폐율을 계산 했을 때 에는 Apron 안쪽과 바깥쪽의 피폭선량의 변화가 불규칙적으로 나타나는 결과를 보였다. 이 결과는 백분율로 표현 시 변화폭이 커보이지만, 누적 피폭선량이 소수점 이하이므로 큰 변화라고 보기 어렵다. 그러므로 고에너지 저용량 $^{131}I$ 투여 시 Apron을 착용유무와 상관없이 일정한 거리를 두고 최대한 빠른 시간 내에 투여를 종료하는 것이 피폭선량을 줄이는 데 도움이 될 것이다. 본 연구는 $^{131}I$ 투여시간을 1인당 각 5분 이내로 투여 할 수 있도록 제한하고, 거리를 1 m로 일정하게 하여 작업 할 수 있도록 하였으나 통계 시 N수가 적어서 비모수적인 방법으로 통계를 시행함으로써 정확한 결과를 얻기에 부족한 부분이 있었다. 또한 저용량 $^{131}I$ 투여 시 각 1인당 피폭선량을 직독식 선량으로 측정하지 못하고, TLD를 이용한 누적선량으로 측정한 결과 값이므로 전자선량계 및 포켓선량계를 이용한 측정이 이루어진다면 더 효과적인 결과를 얻을 수 있을 것으로 사료된다.

• 대한방사선치료학회지
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• 제30권1_2호
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• pp.177-183
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• 2018

목 적 : 체적변조회전방사선치료(VMAT)는 종양의 모양에 맞게 균일하면서도 정밀한 방사선 조사를 하면서 동시에 정상조직의 방사선 손상위험을 줄이는 장점이 있어 뇌암, 두경부암 및 전립선암 등의 종양과 정상장기가 가까운 암의 치료에 사용되고 있다. 본 연구의 목적은 뇌암 및 두경부암 환자의 VMAT 방사선 치료 시 Jaw-Tracking technique(JTT)의 선량학적 유용성을 평가하고자 한다. 대상 및 방법 : 본원에서 VMAT 치료기법으로 방사선치료를 받은 뇌암 및 두경부암 환자 8명을 선택하였다. 환자의 종양 및 정상 장기의 윤곽그리기(contouring) 정보를 Velocity(Varian, USA)의 deformable registration을 이용하여 Rando phantom에 fusion하였다. Varian Eclipse(ver 15.5, Varian, USA)를 사용하여 Jaw-Tracking 사용 유무를 제외하고 환자 치료 시 사용한 beam parameter와 동일하게 치료계획을 진행하였다. 평가 지표로써 target과 OAR의 최대선량, 평균선량을 사용하여 비교하였고 치료계획 검증을 위해 Portal dosimetry를 시행하였다. 결 과 : JTT를 사용했을 경우는 Static-Jaw technique(SJT)을 사용하였을 경우보다 OAR의 상대 선량이 각각 평균선량은 5.24 %, 최대선량은 7.05 % 감소한 것으로 나타났다. 다양한 OAR에서 평균선량과 최대선량의 감소의 범위는 각각 0.01~3.16 Gy, 0.12~6.27 Gy로 나타났다. Target의 경우는 JTT의 경우가 SJT보다 GTV, CTV, PTV의 최대선량이 각각 0.17 %, 0.43 %, 0.37 % 감소하였으며, 평균선량은 0.24 %, 0.47 %, 0.47% 감소하였다. 감마분석은 3 %/3 mm, 통과율 95 % 이상을 통과 기준으로 설정하였고 JTT, SJT 통과율은 각각 $98{\pm}1.73%$, $97{\pm}1.83%$이었다. 실험에 적용된 모든 OAR의 선량을 비교해 보았을 때, JTT을 사용하였을 경우가 SJT보다 MLC 외에 추가적인 jaw 차폐로 인하여 선량이 유의미하게 줄어들었다는 것을 알 수 있었다. 결 론 : VMAT 치료계획을 이용한 방사선 치료시 뇌암, 두경부암과 같이 종양과 정상 장기가 인접한 경우와 MLC를 통한 누설선량을 증가시킬 수 있는 넓은 조사야 및 높은 에너지의 사용을 필요로 하는 방사선 치료 시 JTT를 적용함으로써 종양주변 정상조직의 피폭선량을 낮추고 이로 인해 PTV의 target coverage를 높일 수 있을 것이라 판단된다.