• 핵의학기술
• /
• 제14권1호
• /
• pp.111-114
• /
• 2010

양전자 방출 단층촬영은 세포의 생화학적 변화에 따른 방사성의약품의 집적 정도를 영상화함으로서 암을 조기에 진단할 수 있는 검사방법으로 알려져 있다. 이러한 집적 정도는 여러 가지 원인에 따라 발생될 수 있는 것으로 $^{18}F$-FDG 주사량, 종양의 크기, 혈중 포도당 농도 등이 있다. 본 연구에서는 집적방사능과 2D와 3D 영상 획득이 방사능 농도(kBq/mL)에 미치는 영향에 대하여 평가하고자 한다. GE Discovery STe 16 PET/CT에서 1994 NEMA PET phantom을 이용하였으며, 배후방사능과 열소의 방사능 농도비가 1:2, 1:4, 1:8, 1:10, 1:20, 1:30 표준이 되도록 하여 2D와 3D로 영상을 획득하였다. 재구성 방법으로 2D와 3D 모두에서 반복연산법으로 반복횟수 2회, 부분집합 20을 적용하였다. 그리고 CT 감쇠보정법과 획득 시간은 10분으로 설정하였다. 또한 영상분석은 열소의 중심과 배후방사능에 동일한 관심영역을 설정 한 후 각 부분의 방사능 농도를 측정하여 비교 분석하였다. 설정된 관심영역의 배후방사능과 열소의 방사능 농도 비는 2D에서 1:1.93, 1:3.86, 1:7.79, 1:8.04, 1:18.72, 1:26.90, 3D는 1:1.95, 1:3.71, 1:7.10, 1:7.49, 1:15.10, 1:23.24 값을 얻었다. 또한 표준 방사능 농도비를 기준으로 한 백분율 차이(% Difference)는 2D에서 3.50%, 3.47%, 8.12%, 8.02%, 10.58%, 11.06%로 최소 3.47%에서 최대 11.06% 차이가 있고 3D는 3.66%, 4.80%, 8.38%, 23.92%, 23.86%, 22.69%로 최소 3.66%에서 최대 23.92%까지의 차이를 나타냈다. 방사능 농도가 증가할수록 실제 집적된 방사능 농도의 차이가 커짐을 알 수 있으며, 2D가 3D보다 평균 약 10.6% 높게 집적되어 방사능 농도 변화에 영향을 적게 받는 것으로 나타났다. 따라서 임상환자의 추적 검사에서 영상 획득 방법을 변화할 시 정확한 정량 평가를 위해서 이점을 고려하여 적용하여야 한다.

• Nuclear Engineering and Technology
• /
• 제56권6호
• /
• pp.2317-2323
• /
• 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 %.

• 방사선산업학회지
• /
• 제17권4호
• /
• pp.471-479
• /
• 2023

In In-situ radioactivity measurement techniques, efficiency calibration models use predefined models to simulate a sample's geometry and radioactivity distribution. However, simplified efficiency calibration models lead to uncertainties in the efficiency curves, which in turn affect the radioactivity concentration results. This study aims to develop an efficiency calibration optimization methodology to improve the accuracy of in-situ gamma radiation measurements for byproducts from industrial facilities. To accomplish the objective, a drive mechanism for rotational measurement of an byproduct simulator and a sample was constructed. Using ISOCS, an efficiency calibration model of the designed object was generated. Then, the sensitivity analysis of the efficiency calibration model was performed, and the efficiency curve of the efficiency calibration model was optimized using the sensitivity analysis results. Finally, the radiation concentration of the simulated subject was estimated, compared, and evaluated with the designed certification value. For the sensitivity assessment of the influencing factors of the efficiency calibration model, the ISOCS Uncertainty Estimator was used for the horizontal and vertical size and density of the measured object. The standard deviation of the measurement efficiency as a function of the longitudinal size and density of the efficiency calibration model decreased with increasing energy region. When using the optimized efficiency calibration model, the measurement efficiency using IUE was improved compared to the measurement efficiency using ISOCS at the energy of ²²⁸Ac (911 keV) for the nuclide under analysis. Using the ISOCS efficiency calibration method, the difference between the measured radiation concentration and the design value for each simulated subject measurement direction was 4.1% (1% to 10%) on average. The difference between the estimated radioactivity concentration and the design value was 3.6% (1~8%) on average when using the ISOCS IUE efficiency calibration method, which was closer to the design value than the efficiency calibration method using ISOCS. In other words, the estimated radioactivity concentration using the optimized efficiency curve was similar to the designed radioactivity concentration. The results of this study can be utilized as the main basis for the development of regulatory technologies for the treatment and disposal of waste generated during the operation, maintenance, and facility replacement of domestic byproduct generation facilities.

• Journal of Radiation Protection and Research
• /
• 제38권4호
• /
• pp.228-233
• /
• 2013

세계적으로 원전의 가동 년수 증가로 인하여 증기발생기와 같은 중요 설비의 교체가 지속적으로 이루어지고 있으며, 해체 시에는 대량의 방사성 금속 폐기물이 일시에 발생한다. 이러한 방사성 폐기물을 규제해제 후에 재활용하기 위해서는 정확한 잔류방사능을 측정하여야 한다. 그러나, 원자력시설에서 발생되는 금속 폐기물은 형상이 복잡하고, 재질별 특성이 다양하기 때문에 잔류방사능을 정확히 측정하기가 어렵다. 본 연구에서는 방사성 금속 폐기물의 정확한 잔류방사능을 측정하기 위한 절차를 수립하였고, 오염 대상 선원항 평가, 시료 대표성 확보 방안, 대면적 오염도 측정 장치 제작 및 밀도에 의한 자체흡수 보정인자 등을 평가하였다. 특히, 복잡한 구조의 금속 폐기물에 대하여 시료의 대표성을 확보하기 위하여 용융시킨 후 단순한 형태의 시료를 제조하였으며, 금속의 밀도 차이에 따른 보정인자를 결정하여 방사능 측정 결과의 신뢰성을 향상시켰다.

• Journal of Radiation Protection and Research
• /
• 제26권2호
• /
• pp.51-58
• /
• 2001

환경방사능과 같은 저준위 방사능 측정에서는 원통형과 Marinelli형 측정용기가 가장 일반적으로 사용된다. 효율교정용 표준선원과 측정시료의 높이 또는 매질의 밀도가 다르면 자체흡수 효과의 차이로 인한 보정이 필요하다. 본 연구에서는 Monte Carlo 방법을 이용하여 HPGe 검출기의 전에너지 피크 효율을 계산하여 측정치와 비교하였다. 원통형 용기에 대해서는 높이에 대한 효율변화 정도를 계산하였고, 원통형 및 Marinelli 측정용기에 대해서는 밀도변화에 따른 효율을 계산하였다. 밀도에 따른 효율의 감소 정도는 1000keV 이하의 에너지 영역에 대해 자체흡수 효과의 보정치 필요하다는 것을 알았다. 또한 계산의 타당성을 검증하기 위하여 NIST SRM 4353 표준물질을 이용하여 계산값과 인증값을 상호비교한 결과 오차범위 이내로 잘 맞는 다는 것을 확인하였다.

• 분석과학
• /
• 제18권1호
• /
• pp.59-65
• /
• 2005

방사능 준위가 낮은 시료의 경우에는 방사능 측정 시 많은 양의 시료가 요구되며, 시료량의 증가로 인하여 방출된 감마선이 시료 자체에서 산란되거나 흡수될 확률이 증가하게 되므로 검출기에 도달할 확률은 감소하게 된다. 이러한 자체흡수효과를 보정하기 위해서는 측정시료의 기하학적 조건 및 밀도에 따른 효율을 보정하여야 한다. 대부분의 측정에서 기하학적인 조건은 표준선원과 동일한 측정용기를 사용함으로서 해결될 수 있다. 그러나 다양한 종류의 폐기물을 측정대상으로 할 경우에는 측정시료와 동일한 기하학적 조건 및 밀도를 가지는 표준선원을 이용하여 효율을 결정한다는 것은 사실상 불가능하다. 다양한 측정 용기에 대하여 측정 시료의 밀도 차이에 따른 자체흡수효과를 비교하기 위하여 수용액 상태의 표준선원에 용해도가 높고 밀도가 큰 NaI를 첨가하면서 밀도차이에 따른 검출기의 효율 변화를 조사하였다. 모든 결과는 Monte Carlo 방법에 의한 계산결과와 비교하였으며, 500 keV 이하의 낮은 에너지 영역에서는 자체흡수효과에 대한 보정이 이루어지지 않을 경우 많은 오차가 발생한다는 것으로 확인하였다.

• Journal of Radiation Protection and Research
• /
• 제22권4호
• /
• pp.309-317
• /
• 1997

비파괴적인 방법으로 방사성폐기물드럼에 대한 핵종분석을 수행할 때 드럼내 매질에 의한 방사선의 감쇠에 의해 핵종분석장치로 측정한 계수값은 실제 드럼내 방사능에 의한 계수값보다 작게 나타나 결과적으로 방사능의 측정결과가 과소평가된다. 그러므로 드럼내 매질에 의한 감쇠를 보정해 주어야 하는데 감쇠 보정방법은 드럼내 매질의 분포나 매질의 밀도에 따라 달리 적용해야 한다. 본 연구에서는 원자력발전소에서 발생하는 드럼 종류별로 모델드럼을 제작한 후 모델드럼에 표준감마선원을 넣고 핵종분석장치를 이용해 측정을 하여 드럼내 매질의 밀도를 구하였고, 이 값을 실제 매질의 밀도와 비교해 드럼종류에 따라 매질에 의한 최적의 감쇠 보정방법을 결정하였다. 그 결과 잡고체드럼의 경우에는 전송선원 보정방법과 평균밀도 보정방법, 차폐잡고체드럼의 경우 전송선원 보정방법과 두 감마선피크비교 보정방법이 최적의 감쇠 보정방법임을 알 수 있었고, 고밀도드럼인 폐수지, 농축폐액 및 폐필터드럼의 경우에는 평균밀도 보정방법과 두 감마선피크비교 보정방법을 사용해 드럼내 매질의 감쇠를 보정할 수 있다.

• 한국방사성폐기물학회:학술대회논문집
• /
• 한국방사성폐기물학회 2004년도 학술논문집
• /
• pp.43-51
• /
• 2004

현재 해체가 진행 중인 연구로 1. 2호기의 원자로 차폐 콘크리트를 해체하기 위해서는 운전기간동안 중성자 조사에 의한 방사화 정도 및 범위를 정확하게 결정하여야 한다. 차폐 콘크리트의 방사화 정도 및 범위를 결정하기 위해서 코어 시료를 채취하여 분석하여야 하는데, 시료 전처리의 어려움과 표준선원의 준비 및 자체흡수효과에 의하여 정확한 측정효율을 결정하는데 어려움이 있다. 본 연구에서는 방사능 분석에 이용되는 HPGe 검출기의 전에너지 검출 효율을 표준선원을 이용한 측정값과 Monte Carlo 방법을 이용하여 계산 값을 비교하였다. 또한, Monte Carlo 모사 기법을 이용하여 콘크리트의 밀도 및 성훈 변화에 따른 자체흡수 효과를 계산하였으며, 향후 실제 콘크리트 코어 시료를 채취 시 방사능 분석에 이용할 계획이다.

• 방사성폐기물학회지
• /
• 제6권1호
• /
• pp.11-15
• /
• 2008

고밀도폴리 에틸렌 고건전성용기에 담은 폐수지의 운반을 위해 원전 폐수지의 방사능 분석결과를 사용하여 운반물 등급 분류방법을 도출하였다. 원전 폐수지의 방사능 분석결과로부터 폐수지 내 핵종 존재비를 구하였고, 폐수지의 표면선량률로 핵종재고량을 평가하기 위해 MCNP 코드로 방사능대선량 환산인자를 모사하였다. 이로부터 고밀도폴리에틸렌 고건전성용기에 담은 폐수지에 대한 A형 운반물과 B형 운반물의 경계값은 1.19 TBq 이고 이를 표면선량으로 환산한 결과는 124.2 mSv/h임을 알 수 있었다.

• 핵의학기술
• /
• 제17권1호
• /
• pp.67-70
• /
• 2013

급증하는 간세포암 환자에게 간동맥 화학 색전술은 효과적인 중재적 시술 방법 중 하나이다. 이때 PET/CT 검사는 색전 후 잔존 암세포의 존재 및 전이여부와 예후를 판단하는데 중요한 역할을 한다. 한편 간동맥 화학 색전술에 사용되는 색전물질인 Lipiodol은 PET/CT 검사에서 인공물을 생성하고 정량평가에 영향을 준다. 이에 본 연구는 Lipiodol이 영상에 미치는 영향의 정도를 방사능 값과 백분율 오차로 평가하고자 하였다. 1994 NEMA Phantom에 Lipiodol과 Teflon, 물을 세 개의 삽입물에 넣고 나머지 부분을 배후 방사능 $20{\pm}10MBq$를 주입하고 충분히 섞은 후 2분 30초/bed data를 획득 하였다. 재구성 방법은 반복 영상 재구성법으로 반복횟수 2회, 부분 집합 수 20을 적용하였으며, Lipiodol과 Teflon, 물, 인공물 발생부위, 배후 방사능에 관심영역을 설정하고 방사능 값과 백분율 오차를 산출 하여 비교하였다. 방사능 값은 Teflon, 물, Lipiodol, 삽입물 사이 인공물 발생 부위, 배후 방사능 부위에서 각 영역 중 방사능 값은 $0.09{\pm}0.04$, $0.40{\pm}0.17$, $1.55{\pm}0.75$, $2.5{\pm}1.09$, $2.65{\pm}1.16 kBq/ml$(P<0.05)으로 통계적으로 유의한 차이를 보였다. 백분율 오차가 Lipiodol에서 물에 비해 118%, 배후 방사능에 비해서 52%, Teflon에 비해 180%의 차이가 있었다. Lipiodol을 주입한 후 검사에서 감약 보정의 영향을 받아 오차로 인한 방사능 농도 값이 다른 삽입물에 비해 현저히 높고 배후 방사능보다는 작다는 것을 알 수 있었다. 따라서 Lipiodol과 같은 조영 물질을 사용한 검사에서는 인공물에 대한 영향을 고려해야 하며 임상에서는 감약 보정을 적용하지 않은 영상을 참고해서 검사가 이루어 질 수 있도록 해야 한다.