• 한국의학물리학회지:의학물리
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• 제21권1호
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• pp.16-21
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• 2010

우수한 핵의학 영상의 획득과 불필요한 환자 피폭을 최소화하기 위한 가장 중요한 요소 중 하나가 방사성의약품의 방사능을 정확하게 측정하는 것이다. 이를 위해서는 각 의료기관에서 사용하고 있는 방사능측정기에 대한 적절한 품질관리가 수행되어야 한다. 따라서 본 연구에서는 국내 의료기관이 보유하고 있는 방사능측정기의 품질관리를 지원하고 의료기관이 사용하고 있는 방사능측정기의 측정 정확도를 평가하고자 방사능비교측정을 수행하였다. 방사능비교측정은 I-131, Tc-99m, I-123을 이용하여 각각 수행하였다. I-131을 이용한 방사능 비교측정에는 45개 기관의 58개 방사능측정기가 참여하였고, Tc-99m의 경우 58개 기관의 74개 방사능측정기가 참여하였으며, I-123의 경우는 45개 기관 60개 방사능 측정기가 참여하였다. 편차가 ${\pm}10%$를 벗어나는 측정기에 대해서는 추가적인 비교측정을 수행하였으며, 그 결과 일부 측정기는 편차가 ${\pm}10%$ 이내로 개선되었다. 비교측정 결과 편차가 ${\pm}5%$ 이내인 측정기가 각각 81% (I-131), 61% (Tc-99m), 67% (I-123)이었고, 편차가 5%< $|{\Delta}|{\leq}|10%$ 이내인 측정기는 각각 17% (I-131), 20% (Tc-99m), 15% (I-123)이었으며, 편차가 ${\pm}10%$를 초과한 측정기는 각각 2% (I-131), 19% (Tc-99m), 18% (I-123)이었다. 본 연구의 결과로부터 방사능비교측정은 의료기관의 방사능 측정 정확도를 향상시키고, 방사능측정기의 측정 정확도 저하여부를 확인하기 위해 지속적으로 수행되어져야 할 것으로 생각한다.

• 한국방사선학회논문지
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• 제12권2호
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• pp.123-131
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• 2018

본 연구는 점 선원인 $^{60}Co$, $^{137}Cs$ 및 혼합부피선원을 이용하여 피크 대 컴프턴 비율, 연속체 배경 스펙트럼을 감소시키기 위해 저 에너지 peak부터 고 에너지 peak에서 측정된 측정치와 PENELOPE와 비교하였다. 또한, 저에너지 부근에서의 변화를 통해 후방산란, 컴프턴 단(compton edge)의 효율 변화를 PENELOPE와 비교하였다. 혼합부피 선원에서 나온 결과를 토양시료에 적용하여 억제와 비 억제(unsuppressed)모드에서 토양시료의 최소검출한계치가 얼마큼 감소하였는지 확인하고자 한다. $^{60}CO$(1,173 keV)의 저에너지 영역의 컴프턴 억제가 상당히 되었으며, $^{137}Cs$(661 keV) 피크에 대한 Compton edge의 RF는 2.8이다. 특히, $^{60}Co$ 선원은 1,173.2keV와 1,332.5 keV의 coincidence 감마선을 방출하므로 컴프턴 억제는 대략 21% 감소하였다. 60Co 선원에서 방출되는 1,173keV와 1,332keV의 compton edge의 RF는 3.2, 3.4였으며 피크대 컴프턴 edge비율은 8:1로 향상되었다. 그리고, PENELOPE와 비교했을 때 불확도는 2% 이내로 잘 일치하였다. Compton unsuppressed 모드에서 661 keV, 1,173 keV 및 1,332 keV의 MDA 값은 각각 0.535, 0.173 및 0.136Bq/kg이었으나, Compton suppressed 모드에서는 0.121, 0.00826 및 0.00728B/kg로 감소하였다. 따라서, Compton suppres sed는 배후방사능과 검출기 자체에 함유된 방사능을 줄일 수 있었다.

• 분석과학
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• 제16권1호
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• pp.39-47
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• 2003

시료 전처리가 필요 없는 감마선 분광분석법을 이용하여 지하수 중의 라듐 ($^{226}Ra$) 분석을 위한 측정법을 확립하였다. 방사평형된 딸핵종을 이용한 라듐의 분석 시 가장 문제가 되는 대기 중 라돈 딸핵종에 의한 바탕계수는 측정함 내부로 질소가스를 흘려주므로써 해결하였고, 라듐과 그 딸핵종들 사이의 방사평형 과정에서 생성된 라돈가스의 용기 외부로의 누출은 밀폐된 알루미늄 용기를 사용함으로써 방지할 수 있었다. 또한 측정용기 내부의 공기층에 의한 방사능 변화정도를 조사하기 위하여 임의로 공기층을 만들어 측정한 결과, 물 속에 녹은 라돈의 공기층으로의 발산에 의한 방사능 변화정도는 통상적인 측정오차인 5% 범위 이내였다. 측정 시 검출기 주위로 질소가스를 흘려줌으로서 대기 중 라돈 딸핵종에 의한 간섭을 제거하였고, 검출하한값을 0.02 Bq/L로 낮출 수 있었다. 이는 최근 US Environmental Protection Agency (EPA)에 의하여 제안된 지하수 중의$^{226}Ra$ Maximum Contaminant Level (MCL)인 0.74 Bq/L보다 충분히 작은 값으로서 감마선 분광법을 이용하여 지하수 중의 라듐을 방사능 농도를 정확히 결정할 수 있다는 것을 확인하였다.

• 대한핵의학회지
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• 제28권3호
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• pp.364-370
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• 1994

원자력병원에 설치된 MC-50 싸이클로트론에서 생산된 무담체 $^{51}Cr$-EDTA의 합성법 및 정상 성인 남자자원자를 대상으로 무담체 $^{51}Cr$-EDTA 주사후 사구체여과율을 측정하고, 이 검사 중 피검자가 받는 방사능 흡수선량을 MIRD system의 계산법으로 계산하여 다음과 같은 결과를 얻었다. 1) $^{51}Cr$-EDTA는 bicarbonate 촉매하에 합성하였으며 이 방법은 기존의 방법보다 짧은 시간내에, 상온에서 반응이 완결되는 장점이 있으며 이 연구를 통하여 국내에서도 비방사능이 월등히 높은 무담체 $^{51}Cr$-EDTA의 사용이 가능하게 되었다. 2) GFR 측정시 $^{51}Cr$-EDTA 주사후 두경부 방사능 계측으로 혈액채취를 대신 할 수 있고, 경험적 공식이 아닌 2-compartment model에 의한 계산법을 이용할 수 있어 간편하게 임상이용이 가능하며 한국인의 체형에 맞는 새로운 공식의 유도가 가능할 것으로 기대된다. 3) $50{\mu}Ci$ $^{51}Cr$-EDTA의 전신방사능 흡수선량은 무시할 수 있는 정도임을 알 수 있었으며, MIRD system은 아주 적은 방사능 오염의 피폭 선량측정에 유용함을 알 수 있었다.

• 핵의학기술
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• 제18권1호
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• pp.98-103
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• 2014

갑상선 분화암 환자의 방사선 치료에서 I-131의 유효반감기는 환자에게 투여하는 양의 계산뿐만 아니라 환자의 격리 입원기간의 결정, 환자로부터 가족들이 받게 되는 선량을 계산하는데 유용한 값이다. 하지만 이 값은 물리적반감기와는 달리 실측을 해야만 얻을 수 있어 입원 격리중인 환자에게 계측하기가 기술적으로 어려운 문제가 있다. Dual time I-131 whole body scan의 초기촬영과 지연촬영 사이의 체내잔류방사능량을 이용하여 전신과 갑상선에 유효반감기를 추정해 보았다. 또한 혈중 크레아티닌 농도, GFR, 투여량이 유효반감기와 상관관계가 있는지 알아보았다. 유효반감기 측정을 위해 전신에 체내잔류방사능량과 갑상선의 잔류방사능량을 측정하기 위해 환자의 전신을 흥미영역으로 설정한 후 배후방사능을 보정하여 전신의 체내잔류방사능량을 획득하였고, 갑상선 부위에 ROI를 설정한 후 배후 방사능을 보정하여 갑상선의 잔류방사능량을 획득하였다. 초기영상과 지연영상의 측정값 사이의 비율을 계산하여 전신과 갑상선의 유효반감기를 구하였다. 또한 유효반감기와 GFR, 혈중크레아티닌 농도, I-131 투여량과의 상관관계를 분석하였다. 전신의 체내잔류방사능량을 측정한 값의 유효반감기는 $17.06{\pm}5.50$시간으로 나타났고 갑상선의 잔류방사능량을 측정한 값의 유효반감기는 $17.22{\pm}5.41$시간으로 나타났으며 두 유효반감기는 유의한 차이를 보이지 않았다(P=0.887). GFR 값이 올라갈수록 전신의 유효반감기(r=-0.407, P=0.003)와 갑상선 유효반감기(r=-0.473, P=0.001) 모두 유의하게 감소하였으며 혈중크레아티닌 농도가 올라갈수록 전신의 유효반감기(r=0.309, P=0.029)와 갑상선 유효반감기(r=0.371, P=0.008) 모두 유의하게 증가하였다. 투여량은 두유효반감기와 상관관계를 보이지 않았다. 본 연구를 통해 고용량 방사성요오드 치료환자 입원기간의 최적화 연구와 기존 유효반감기를 구하기 위해 종사자의 피폭 및 복잡성을 보완하여 간편하게 측정을 할 수 있을 것이라 생각한다. 또한 분석된 갑상선의 유효반감기를 적용한 MIRD schema의 내부피폭선량 평가 연구에도 활용할 수 있을 것으로 사료된다.

• 핵의학기술
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• 제21권1호
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• pp.34-38
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• 2017

PET/CT 검사 시 호흡으로 인한 내부장기의 움직임은 여러 호흡주기 동안 영상화되어 종양크기는 실제보다 증가하고 SUV에도 영향을 미치게 된다. 호흡 동조 시스템들을 이용하여 종양크기와 SUV 변화 유무를 평가해보고자 한다. 장비는 Biograph mCT 64를 사용하였고 호흡 동조 시스템은 RPM과 Anzai 시스템을 사용하였다. 실험을 위해 Point source와 Micro-phantom을 환자는 2016년 8월에서 9월까지 폐 기저부 또는 간 상부에 고형종양이 확인된 환자 12명을 대상으로 호기-호흡상태에서의 PET영상과 호기 후 멈춤 상태의 CT영상을 얻어 기존 Static, RPM, Anzai방식에서의 방사능 농도(kBq/mL), SUVmax, Cylinder diameter(mm), Tumor diameter (mm) 변화 유무를 평가하였다. Point source 방사능 농도 측정 결과 Static 대비 RPM 94%, Anzai 91% 상승하였고 Micro-phantom에서 방사능량을 달리한 2개의 Cylinder에서 SUVmax값은 Static 대비 RPM 61%, 78%, Anzai 58%, 77%로 각각 상승하였고 Cylinder diameter는 RPM -26%, -28%, Anzai -28%, -26% 감소하였다. 환자의 경우 SUVmax값은 Static 대비 RPM은 최소 8.2%에서 최대 94.4%, Anzai는 최소7.6%에서 최대 68.3% 상승하였고 Tumor diameter는 RPM은 최소 -7.6%에서 최대 -28.9%, Anzai는 최소 -9.6%에서 최대 -27.7% 감소하였다. 호흡 동조 시스템 RPM과 Anzai에서 phantom study는 별 차이가 없었지만 환자의 종양에서는 유의미한 차이가 있었다(P<0.05). 호흡 동조 시스템 RPM과 Anzai는 호흡이 일정한 주기로 이루어지는 phantom study에서 별 차이가 없었지만 환자의 경우 일정하지 않은 호흡주기와 시스템간 차이 때문에 유의미한 차이가 발생함을 알 수 있었다. 하지만 호흡 동조 시스템은 기존 Static 대비 종양의 크기는 감소하고 SUV는 증가하여 정확한 진단과 SUV측정에 유용할 것으로 사료된다.

• 한국콘텐츠학회논문지
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• 제14권6호
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• pp.255-261
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• 2014

의료현장에서의 방사성폐기물은 방사성동위원소의 사용량의 증가와 더불어 급격히 늘어나고 있다. 특히, 갑상선 질병의 진단 및 치료용으로 사용량이 증가하고 있는 I-131 핵종의 경우 8.02 일의 짧은 반감기를 가지고 있으며, 관련 폐기물은 모두 자체처분 방법으로 처분하고 있다. 이와 관련하여 국제원자력기구(IAEA)는 개인선량(10 ${\mu}Sv/y$) 및 집단선량(1 man-Sv/y)과 핵종별 농도에 근거하여 각각 폐기물의 규제해제기준을 제시(IAEA Safety Series No 111-P-1.1, 1992 및 IAEA RS-G-1.7, 2004)하였다. 이 연구에서는 의료현장에서 발생하는 I-131 핵종 관련 폐기물을 사용상 종류별로 수집 및 측정하여 방사능농도의 측정 방법 및 절차를 수립한다. 또한, 측정 결과를 바탕으로 핵종의 감쇠 유도식을 산출하고, 이것을 바탕으로 자체처분 가능일자를 산출하여 이론식의 경우와 대비하여 고찰하였다. 측정 결과를 바탕으로 유도 감쇠식을 신정하여 이론적 반감기와 유효 반감기를 비교해 본 결과, I-131 핵종의 이론적 반감기가 유효반감기(7.72일)에 비해 긴 반감기를 가지고 있음을 확인하였다. 측정결과를 바탕으로 한 유효 반감기를 적용한다면, 현재보다 더 짧은 기간 동안 I-131 핵종 폐기물을 보관하였다가 자체처분을 할 수 있다. 이 연구 결과는 ISO 표준으로 추진할 예정이다.

• 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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• 제33권3호
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• pp.121-126
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• 2008

한국원자력연구원 새빛연료과학동의 굴뚝에서 대기로 방출되는 배기의 방사능을 측정, 분석 및 평가하였다. 동 시설에서는 연구용원자로 하나로의 핵연료를 생산하는 외에 첨단 핵연료를 연구하고 있으며 환경을 보호하기 위하여 시설외부로 방출되는 굴뚝배기 방사능 감시기를 연속 가동하고 있다. 2008년 1월 $\sim$ 3월동안 굴뚝배기 방사능 감시기의 밀리포어 집진+CY8필터에 포집된 방사능과 핵종을 정기적으로 측정하고 핵종을 분석한 결과, 천연방사성 핵종인 라돈($^{222}Rn$)과 토론($^{220}Rn$)의 단 반감기의 딸핵종들 및 40K이 미량으로 검출되었으나 72시간 이내에 계측기의 최소검출방사능(MDA) 이하로 붕괴하였으며 우라늄 핵종은 검출되지않았다. 이로서 한국원자력연구원 새빛연료과학동으로부터 우라늄 핵종은 대기중으로 방출되지 않는 것으로 평가되었다.

• 대한원격탐사학회지
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• 제27권5호
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• pp.573-586
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• 2011

MTF(modulation transfer function)는 광학 시스템의 성능을 평가하기 위하여 사용되는 중요한 파라미터 중 하나이다. 또한 열악한 우주 환경(방사능, 극한 열조건 및 전자기장 등), 대기 영향 및 시스템 성능의 저하 등으로 저하된 영상품질을 복원시켜주기 위한 파라미터로 사용될 수도 있다. 본 논문에서는 소형 지구관측위성인 DubaiSat-1이 발사된 후, 위성영상의 품질을 평가하기 위하여 MTF를 측정하였다. 일반적으로 MTF는 point source 혹은 knife-edge 방법 등과 같은 다양한 방법을 이용하여 측정되어왔다. 그러나 본 논문에서는 ISO에서 line source에 의한 MTF 측정을 표준화한 slanted-edge 방법을 이용하여 MTF를 측정하였다. Slanted-edge 방법은 전자 스틸 카메라(electronic still-picture camera)의 MTF를 측정하기 위한 ISO 12233 표준으로써, 라인스캐닝 망원경(line-scanning telescope)의 MTF를 추정하기 위하여 사용된 방법이다. 또한 PSF(point spread function) 기반으로 제작된 MTF 회선 커널(MTF convolution kernel)에 의한 MTF 보상(MTF compensation)과 영상의 노이즈 제거(image denoising)를 수행하여 영상의 품질 저하(degradation)를 완화시켰다.