• Journal of Radiation Protection and Research
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• 제29권1호
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• pp.17-23
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• 2004

HPGe 검출기를 이용한 방사능 분석 시 효율교정을 위하여 통상적으로 사용하는 상용의 감마선 표준선원을 구입하는데 따르는 금전적인 문제와 장기간의 소요시간 등의 문제를 해결하기 위하여 본 연구에서는 표준선원을 직접 제작하였다. 측정하고자 하는 에너지 영역의 감마선을 방출하는 핵종이 포함된 시약을 원자로에서 조사시켜 방사화된 시약을 수용액 상태로 만들어 표준선원을 제조하였다. 제조한 방사선원을 상용의 표준선원과 비교하였으며 효율교정용 선원으로 사용할 수 있다는 것을 확인하였다. 또한 일상적인 방사능 분석과정에서 발생할 수 있는 표준선원과 측정 시료의 부피 차이에 따른 측정 효율의 변화정도를 조사하기 위하여 방사능 분석에서 사용되고 있는 다양한 측정용기에 대하여 표준선원의 부피 변화에 따른 효율의 변화 정도를 조사하였다.

• Journal of Radiation Protection and Research
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• 제24권3호
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• pp.155-160
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• 1999

환경 중에는 핵실험 및 원자력 발전소에서 방출되는 여러 가지 방사성 핵종들과 천연방사성 핵종들이 존재한다. 이 중에서 원자력발전소 운영과 관련하여, 환경 중의 인공방사성 핵종에 대한 관심이 높아지고 있다. 핵실험이나 원자력발전소와 관련된 인공방사선 핵종들은 주로 핵분열 생성물들로서, 그 수가 200여종에 이른다. 이 중에서도 $^{90}Sr$과 $^{137}Cs$은 선량특성상 특히 주목되어 왔다. 본 논문에서는 환경준위의 $^{90}Sr$ 정량 분석 방법에 대한 연구를 수행하였다. 환경 중의 $^{90}Sr$은 저준위이며, 특성 감마선과는 달리 연속 스팩트럼의 베타선원으로, $^{89}Sr$, $^{90}Y$ 및 다른 방사성 핵종들과 혼합되어 있기 때문에 정량적인 분석이 매우 어렵다. 저준위 방사성 스트론튬 분석을 위해서는 농축 과정 및 분석에 영향을 주는 타 방사성 핵종과의 화학적 분리과정이 필요하다. 그 동안 국내 여러 기관에서 공통적으로 스트론튬 회수율 산정을 위해 중량법을 사용하였고, 화학분리절차도 중량법을 사용하기에 적합하도록 개발하여 사용하였다. 최근 분석기기의 발달로 인해서, ppm 이나 ppb 단위의 안정원소 분석을 쉽게 할 수 있다는 점에 근거하여, 원자분광분석기기(ICP : Inductively Coupled atomic Plasma emission spectrophotometer)를 사용한 회수율 산정 및 그에 적합한 절차를 개발하였다. 개발된 절차는 기존의 중량법에 비해서 화학적 처리절차가 훨씬 간편하면서도 정확도가 높아서, 환경방사성 스트론튬의 정량분석에 적절히 사용될 수 있다.

• 자원환경지질
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• 제35권6호
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• pp.545-552
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• 2002

광주과학기술원 에너지환경연구센터에서는 2000년 한해 동안 원자력발전소 주변 환경방사선 조사계획에 의거하여 영광원자력발전소 부지외부 및 비교지점에서 토양, 하천토 및 해저토 등 환경방사능 시료에 대한 감마선 방출핵종 분석을 수행하였다. 분석결과 토양과 하천토 및 해저토에서 인공핵종인 Cs-137이 검출되었으나 지난 3년간(1997-99)의 측정치인 평상범위 이내의 값이었고, 원전과 관계없는 일반지역에서 검출되는 수준과도 동일하며, 반감기가 짧은 Cs-134는 전혀 검출되지 않은 것으로 보아 원전가동에 의한 영향이 아님을 알 수 있다. 환경시료 측정에 대한 품질관리를 위해 임의로 선정된 가마미인근에서 해저토 시료를 각각 5지점에서 중복시료로 채취하석 상대 검출효율이 각각 30%, 45%인 2대의 HPGe Gamma-ray Spectroscope로 동시에 분석하여 환경방사선 측정자료와 분석의 신뢰도를 향상시키기 위한 지구통계학적인 연구를 수행하였다. 이를 위해서 두 가지 요인을 설정하여 시료분석방법과 채취지점의 차이를 이원배치 분산분석을 수행하였다. Two-way ANOVA 결과 Cs-137 및 K-40의 경우 시료채취 지점의 차이에 의한 분산만이 유효하며, 시료채취 및 분석과정에서의 생기는 오차는 무시할 만하여 지금까지 수행되어진 시료채취 및 분석방법은 신뢰할 만하다고 할 수 있었다.

• 한국의학물리학회지:의학물리
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• 제9권3호
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• pp.155-162
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• 1998

방사성 동위원소의 치료에 베타 방출 선원이 많이 이용되고 있다. 베타 방출 핵종 들은 투과력이 약해 방사선 도달거리 (range)가 짧아 병소내에 직접 주입하여 선택적으로 병소만을 조사하여 치료 의 효과를 얻을 수 있고 주변 정상 조직의 방사선 피폭을 줄일 수 있다. 최근 한국 원자력연구소의 원자로인 하나로를 이용하여 베타 입자 방출체인 Ho-l66 용액을 만들어 여기에 키토산 화합물을 표지 하였다. Ho-l66 은 고 에너지 베타 방출체라는 점과 일부 감마선이 방출됨으로써 감마카메라로 쉽게 영상을 얻을 수 있다는 장점이 있다. 본 연구에서는 감마카메라로 얻은 평면 영상을 이용하여 Ho-l66으로 치료한 부위와 그 주변의 정상 장기들의 방사선 홉수선량을 구하였다. 감마카메라는 Siemens 의 2중 head를 가진 Multispect2 시스템이 이용되었고, 콜리메이터는 medium energy, 최대 에너지는 80 keV, 창은 20%로 5분간 영상을 획득하였다. Ho-166 에 대한 투과인자 (transmission factor)는 환자 있을 때와 없을 때의 영상으로 관심영역의 ROIs 의 비로 구하였다 .3일간의 평면 영상으로 유효반감기를 구하여 Marinelli 공식과 MIRD 공식으로 베타입자에 대한 방사선 흡수선량을 구하였다. 감마선에 의한 흡수선량은 매우 적으므로 무시하였다. Transmission factor는 환자에 따라 다르지만 1110 MBq(30 mCi)을 주입하여 치료에 임한 간암 환자의 경우 간은 4.6, 비장은 4.65, 폐는 3.34, 뼈는 5.65 의 값을 보였다. 방사선 홉수선량은 tumor 에는 179.7, 정상간에는 16.3, 비장은 18.5, 폐에는 7.0, 뼈에는 9.0 Gy 가 각각 계산되었다. 이를 tumor dose 에 100%로 normalization 시킬 경우 정상간, 비장, 폐, 뼈에 각각 9.1, 10.3, 3.9, 5.0%로 분포되었음을 알았다. 본 연구를 통하여 tumor dose 뿐만이 아니고 주변 주요 위험장기 (critical organ) 에 대한 방사선 흡수선량을 전ㆍ후면 평면영상으로 얻을 수 있음을 보여 줌으로써 평면영상법을 이용한 dosimetry 의 가능성을 보았다. 또한 주변 주요 위험 장기의 한계선량에 맞는 주입할 양을 결정하는데 기초 자료가 될 수 있음을 보여준다.

• 한국의학물리학회지:의학물리
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• 제25권1호
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• pp.8-14
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• 2014

의료분야에서 방사선 진료기술의 발전에 따라 방사성폐기물의 수량은 급속히 증가하고 있다. 방사성폐기물에는 주로 PET/CT에 사용하는 $^{18}F$을 비롯하여 핵의학검사에 사용하는 $^{99m}Tc$ 등과 같이 반감기가 매우 짧은 방사성동위원소가 함유되어 있다. 이를 처분하기 위하여 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 IAEA 기준에 따른 방사능농도를 측정하기 위하여, $^{18}F$, $^{99m}Tc$, $^{123}I$, $^{125}I$ 및 $^{201}TI$ 관련 방사성폐기물을 수집하고 측정용기를 준비하였다. 그리고 MCA를 이용한 감마방사능 측정, 감마계수기를 이용한 감마방사능 측정, 베타입자 방출 핵종의 방사능 측정방법 및 절차를 수립하고, 표준물질을 제작하여 교정하였다. 측정결과를 근거로 방사능 감쇠 유도식을 산출하였으며, 이를 이론식과 대비하여 고찰하였다. 이 연구 결과는 ISO 표준으로 추진할 예정이다.

• Journal of Radiation Protection and Research
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• 제31권1호
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• pp.47-52
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• 2006

$0.3g/cm^3$ 에서 $1.5g/cm^3$까지 다양한 겉보기 밀도를 갖는 감마방출핵종 환경시료의 정확한 방사능 분석을 위해서 자체흡수보정(self-absorption correction)은 중요한 문제이다. 방사선 표준선원을 밀도별로 제작할 필요없이 마리넬리 비커를 감싸는 외부용기를 새롭게 제작하여 실용적이면서 간단한 자체흡수보정방법을 본 논문에서 제시하였다. 밀도 0.8, 1.0, $1.3g/cm^3$ 대해서 새로운 방법을 이용하여 자체흡수보정을 한 효율들과 밀도별로 직접 표준선원용액을 만들어 측정한 효율값이 4 % 이내에서 일치하였다.

• Journal of Radiation Protection and Research
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• 제40권4호
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• pp.211-215
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• 2015

원자력사고 등의 방사선비상시 환경으로 누출된 방사성물질은 일반인의 내부피폭을 야기할 수 있다. 특히 감마선 방출핵종의 내부피폭의 경우 전신계수기가 널리 사용되지만 현장에서 신속히 내부피폭을 분류하는 용도로는 부적합하다. 본 연구에서는 휴대용 감마스펙트로메터를 비상시 내부피폭 신속분류에 적용하기 위하여 몬테카를로 전산모사 방법을 이용하여 NaI 검출기의 계측효율을 BOMAB 팬텀의 크기별로 평가하였다. 두 가지 측정 지오메트리에서 계측효율을 비교한 결과 앉은 모델에서의 계측효율이 서 있는 모델에 비해 약 1.1배 높은 계측효율을 나타내었다. 하지만 측정 지오메트리에 의한 계측효율 차이보다 신체크기에 따른 계측효율 차이가 크게 발생하는 것을 확인하였다. 특히 신체크기가 작은 4세 팬텀의 경우 표준남성과 비교하면 약 2.4~3.1배의 높은 계측효율을 나타내어 신체크기가 상이한 일반인을 대상으로 내부피폭을 모니터링할 경우 반드시 계측효율에 대한 고려가 필요한 것으로 확인되었다.

• 전자공학회논문지
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• 제53권11호
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• pp.99-106
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• 2016

라돈이 기관지나 폐포에 머무르게 될 때 라돈의 붕괴로 인해 자핵종(알파선, 베타선, 감마선 등)들이 생성되면서 이것들이 방사선을 방출하는데 세포의 염색체에 돌연변이를 일으켜 폐암을 발생할 가능성이 존재한다. 다시 말해 폐암의 원인이 라돈가스 때문이라기보다는 흡수된 일부 라돈의 붕괴로 인해 생기는 부산물이 방사선을 방출하기 때문이라고 할 수 있다. 사람이 연간 노출되는 방사선의 82%가 자연방사선에 의한 것인데 그중 대부분이 라돈이다. 실내의 라돈 농도를 적절하게 제어할 수 있다면 폐암의 발생확률을 30%나 억제할 수 있다고 알려져 있다. 아직까지 실내의 라돈의 농도를 측정하는 데는 외국의 라돈 센서를 사용하고 있는 실정이다. 실내 라돈 방출량에 대한 데이터 구축과 국내에 맞는 실용적인 라돈측정기기를 개발하도록하는 연구가 필요하다. 본 논문에서는 PIN Photodiode를 이용하여 라돈의 농도를 측정하는 라돈 검출기 구현 방법을 제안한다. 실험을 통해서, PIN photodiode의 라돈 센서 모듈로서의 이용 가능성에 대하여 확인하였다.

• 한국의학물리학회지:의학물리
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• 제20권4호
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• pp.216-224
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• 2009

$^{99m}Tc$은 핵의학 영상 획득 물리적 특성이 우수하지만 유기화 작용이 일어나지 않아 갑상선 호르몬의 합성능력이 없는 결절을 진단하는데 제한을 받는다. 이와는 달리 $^{131}I$은 유기화 작용으로 인하여 갑상선의 기능을 평가하는데 활용됨은 물론 높은 에너지의 베타선과 감마선을 방출함으로써 암의 치료에도 널리 사용되고 있는 방사선 핵종이다. 그러나 $^{131}I$은 단일에너지의 감마선을 방출하는 $^{99m}Tc$ 등과는 달리, 다양한 에너지의 감마선을 방출함으로써 핵의학 영상의 정량화가 어려운 단점이 있으며, 특히 고에너지 영역의 감마선에 의한 격벽투과와 산란선은 핵의학 진단영상에 악영향을 미치게 되는 단점이 있다. 본 연구에서는 팬텀 내에서 선원의 위치 변화에 따른 산란의 영향을 알아보기 위해 GATE (Geant4 Application for Tomographic Emission) 시뮬레이션 도구로 dual-head 감마카메라(ECAM), PMMA 팬텀(RADICAL, USA), 점선원 0.1 mCi를 사용하여 모사하였다. 팬텀 내에서 $^{131}I$ 점선원을 X축, Y축으로 위치를 변화시키며 영상을 획득하였다. 또 산란 매질의 유무에 따른 영향을 확인하기 위해 같은 위치에서 점선원이 팬텀 안에 있을 때와 공기 중에 있을 때를 비교 하였다. 저에너지 선원과 비교를 위해 같은 방법으로 $^{99m}Tc$으로도 시뮬레이션 하였다. 또한 시뮬레이션과 똑같은 환경에서 측정 실험을 통해 시뮬레이션의 타당성을 검증 하였다. 이 연구에서는 한 팬텀 내에서도 위치 변화에 따라 산란의 영향이 달라진다는 것을 시뮬레이션을 통해 확인하였다. 이러한 분포 변화는 시뮬레이션과 측정 실험 모두에서 동일한 경향을 나타내었으므로 시뮬레이션이 타당함을 확인할 수 있었다. 시뮬레이션을 이용하면 X축, Y축 위치 변화만 아닌 다양한 경우에 대해서도 위치 변화에 따른 산란 영향의 예상이 가능할 것이며 나아가 산란 보정 연구의 기초 자료로 사용될 것이라 생각한다.

• Journal of Radiation Protection and Research
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• 제9권1호
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• pp.33-42
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• 1984

핵분열(核分裂) 및 방사화생성물(放射化生成)物)에서 방출(放出)하는 여러가지 감마선들은 핵연료(核燃料)를 파괴(破壞)하지 않고도 추출(抽出)할 수 있는 많은 정보(情報)를 포함(包含)한다. 그러나 반도체(半導體) 검출기(檢出器)에서 얻은 복잡한 스펙트럼에서 이러한 정보를 추출(抽出)하기가 용역(容易)하지 않기 때문에 전산(電算)코드의 사용(使用)이 필요(必要)하게 된다. 본(本) 연구(硏究)에서는 그동안 국제적(國際的)으로 널리 보급(普及)되어 사용(使用)되는 감마선 분석(分析) 프로그램들의 장점(長點)을 취하여, 감마선은 물론 X-선(線)의 스펙트럼도 피팅 (fitting)하여 피이크의 중심과 면적을 정확(正確)히 계산(計算)할 수 있는 전산코드 CAERI를 개발(開發)하였다. CAERI는 FORTRAN으로 쓰여있고, 특히 고유복사선폭(固有輻射線幅)(natural line width) 을 무시할 수 없는 X-선(線)의 피이크 표현함수(表現函數)인 Voigt 함수(函數)에 대해서는, 다른 X-선(線) 분석(分析) 프로그램들이 사용(使用)한 간단한 근사식(近似式) 대신에, 더욱 정확(正確)한 무한급수근사식(無限級數近似式)을 사용하였다. 특히 CAERI 는 U이나 Pu과 같은 중원소(重元素)의 핵종분석시(核種分析時)에 직면(直面)하는 감마선과 U이나 Pu의 X-선(線)이 임의(任意)로 간섭(干涉)하며 공존(共存)하는 복잡한 스펙트럼까지도 취급(取扱)할 수 있다. $^{177m}Lu$감마선과 $^{235}U\;U_{\alpha}$X-선(線)의 시험(試驗)스펙트럼을 피팅하여, 다른 프로그램들의 피팅결과와 비교했을 때 좋은 일치(一致)를 보았다.