Purpose : To estimate the dose to the embryo/fetus of a pregnant patient with brain tumors, and to design an shielding device to keep the embryo/fetus dose under acceptable levels Materials and Methods : A shielding wall with the dimension of 1.55 m height, 0.9 m width, and 30 m thickness is fabricated with 4 trolleys under the wall. It is placed between a Patient and the treatment head of a linear accelerator to attenuate the leakage radiation effectively from the treatment head, and is placed 1 cm below the lower margin of the treatment field in order to minimize the dose to a patient from the treatment head. An anti-patient scattering neck supporters with 2 cm thick Cerrobend metal is designed to minimize the scattered radiation from the treatment fields, and it is divided into 2 section. They are installed around the patient neck by attach from right and left sides. A shielding bridge for anti-room scattered radiation is utilized to place 2 sheets of 3 mm lead plates above the abdomen to setup three detectors under the lead sheets. Humanoid phantom is irradiated with the same treatment parameters, and with and without shielding devices using TLD, and ionization chambers with and without a build-up cap. Results : The dose to the embryo/fetus without shielding was 3.20, 3.21, 1.44, 0.90 cGy at off-field distances of 30, 40, 50, and 60 cm. With shielding, the dose to embryo/fetus was reduced to 0.88, 0.60, 0.35, 0.25 cGy, and the ratio of the shielding effect varied from 70% to 80%. TLD results were 1.8, 1.2, 0.8, 1.2, and 0.8 cGy. The dose measured by the survey meter was 10.9 mR/h at the patient's surface of abdomen. The dose to the embryo/fetus was estimated to be about 1 cGy during the entire treatment. Conclusion : According to the AAPM Report No 50 regarding the dose limit of the embryo/fetus during the pregnancy, the dose to the embryo/fetus with little risk is less than 5 cGy. Our measurements satisfy the recommended values. Our shielding technique was proven to be acceptable.
In this study, the shielding rate of L-block-type shielding equipment used for radiation protection when radioactive fluorine is injected into the human body and the dose distribution of the space in the injection room were calculated using the Monte Carlo method. The shielding rate of the body and window parts of the L-block-type shielding equipment was 99.99%. The dose distribution calculated at a distance of 1 m was relatively high at 135°, 45°, 225°, 315°, and 180° of the XZ plane, and was calculated to be very low at 0°, 90°, and 270°. In the YZ plane, it was relatively high at 135°, 180°, and 225°, and was calculated very low at the remaining angles. The AZ and BZ planes also showed similar results to the YZ plane. In addition, it was confirmed that the shielding rate was the best in the range of 225° to 315° through the dose distribution in the horizontal direction of the source and the 45° direction above the source. These results can be used as basic data necessary for radiation protection of radiation workers.
Yang, Seung u;Park, Geum-byeol;Heo, Ye Ji;Park, Ji-Koon
Journal of the Korean Society of Radiology
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v.14
no.4
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pp.367-373
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2020
Most of the spatial scattered dose caused by the scattered rays generated by the collision between the object and X-rays is relatively easily absorbed by the human body as electromagnetic waves in the low energy region, thereby increasing the degree of radiation exposure. Such spatial scattering dose is also used as an indicator of the degree of radiation exposure of radiation workers and patients, and there is a need for a method to reduce exposure by reducing the spatial scattered dose that occurs indirectly. Therefore, in this study, a lead-free radiation shielding sheet was proposed as a way to reduce the spatial scattering dose, and a Monte Carlo (MC) simulation was performed based on a chest X-ray examination. The absorbed dose was calculated and the measured value and the shielding rate were compared and evaluated.
In the medical field, X-rays are essential in the diagnosis and treatment of diseases, and the use of X-rays continues to increase with the development of imaging technology, but X-rays have the disadvantage of radiation exposure. Although lead protection tools are used in clinical practice to protect against radiation exposure, lead is classified as a heavy metal and can cause harmful reactions such as lead poisoning. Therefore, the purpose of this study is to investigate the usefulness of the shield fabricated using materials of FDM (Fused Deposition Modeling) 3D printer. In order to confirm the filament's line attenuation factor, phantoms were fabricated using PLA, XT-CF20, Wood, Glow and Brass, and CT scan was performed. And the shielding sheet of 100 × 100 × 2 mm size was modeled, the dose and shielding rate was measured by using a diagnostic X-ray generator and irradiation dose meter, and the shielding rate with lead protection tools. As a result of the experiment, the CT number of the brass was measured to be the highest, and the shielding sheet was manufactured by using the brass. As a result of confirming with the diagnostic X-ray generator, the shielding rate was increased in the shielding sheet having a thickness of 6 mm upon X-ray irradiation under the condition of 100 kV and 40 mAs. It measured by 90% or more, and confirmed that the shielding rate is higher than apron 0.25 mmPb. As a result of this study, it was confirmed that the shield fabricated by 3D printing technology showed high shielding rate in the diagnostic X-ray region. there was.
As the problem of shields made of lead has recently emerged, research on replacement shields is essential, and studies on the manufacture of diagnostic X-ray shields with 3D printers are also being actively conducted. Recently, with the development of metal mixed filaments, it has become possible to manufacture shielding materials easily, but studies on the nozzle size and output setting of 3D printers are insufficient. Therefore, this study aims to compare and analyze the results through a shielding rate experiment using a brass filament and a 3D printer, outputting the shield according to the nozzle size and layer height, and using a diagnostic radiation generator. The nozzle size was changed to 0.4, 0.8 mm, layer height 0.1, 0.2, 0.3, 0.4 mm, and output. The shielding rate test was fixed at 40 mAs, and the shielding rate was analyzed by experimenting with 60, 80, and 100 kVp, respectively. As a result of the analysis, it was analyzed that the printing time could be reduced to 1/10 according to the nozzle size and the layer height, and the shielding rate could be increased by 1% or more.
As 3D printing technology is used in the medical field, interest in metal materials is increasing. The Department of Radiation Oncology uses a shielding block to shield the patient's normal tissue from unnecessary exposure during electron beam therapy. However, problems such as handling of heavy metal materials such as lead and cadmium, reproducibility according to skill level and uncertainty of arrangement have been reported. In this study, candidate materials that can be used for metal 3D printing are selected, and the physical properties and radiation dose of each material are analyzed to develop a customized shielding block that can be used in electron beam therapy. As candidate materials, aluminum alloy (d = 2.68 g/cm3), titanium alloy (d = 4.42 g/cm3), and cobalt chromium alloy (d = 8.3 g/cm3) were selected. The thickness of the 95% shielding rate point was derived using the Monte Carlo Simulation with the irradiation surface and 6, 9, 12, and 16 energies. As a result of the simulation, among the metal 3D printing materials, cobalt chromium alloy (d = 8.3 g/cm3) was similar to the existing shielding block (d = 9.4 g/cm3) in shielding thickness for each energy. In a follow-on study, it is necessary to evaluate the usefulness in clinical practice using customized shielding blocks made by metal 3D printing and to verify experiments through various radiation treatment plan conditions.
Among brain CT scan conditions including the lens, the tube voltage was changed to 80, 100, and 120 kVp and applied. The change in dose was analyzed using lead, lead goggles and barium sulfate silicon shielding materials, and the degree of influence of the shielding materials on image quality was compared and analyzed by applying the SNR, CNR, and SSIM index analysis methods. As a result, it was analyzed that although the dose was reduced by applying all shielding materials, the difference in dose reduction was not large (P > 0.05). In addition, as for the change in image quality due to the application of the shielding material, SNR and CNR were the highest when lead goggles were applied, and the structural similarity was measured to be the best as it was closest to the reference value of 1 in SSIM analysis. Therefore, based on the results of this study, it is thought that if more diverse shielding materials and clinical test results are derived and applied, it will be helpful for the clinical application criteria in the case of shielding utilization inspection.
Radiation shields used in medical institutions mainly use lead to manufacture products and fitments. Although lead has excellent processability and economic efficiency, its use is being reduced due to environmental issues when it is disposed of. In addition, when used for a long time, there is a limit to using it as a shielding film, shielding wall, medical device parts, etc. due to cracking and sagging due to gravity. To solve this problem, copper, tin, etc. are used, but tungsten is mostly used because there is a difficulty in the manufacturing process to control the shielding performance. However, it is difficult to compare with other shielding materials because the characteristics according to the type of tungsten are not well presented. Therefore, in this study, a medical radiation shielding sheet was manufactured in the same process using pure tungsten, tungsten carbide, and tungsten oxide, and the particle composition and shielding performance of the sheet cross-section were compared.As a result of comparison, it was found that the shielding performance was excellent in the order of pure tungsten, tungsten carbide, and tungsten oxide.
Background/Aims : The increasing use of diagnostic and therapeutic interventional radiology calls for greater consideration of radiation exposure risk to radiologist and radiological technician, and emphasizes the proper system of radiation protection. This study was designed to assess the effect of a protective grass shield. Methods : A protective grass was following data depth, 0.8 cm; width, 100 cm; length, 100 cm, lead equivalent, 1.6 mmPb. The protective shield was located between the patient and the radiologist. Thirty patients (13 male and 17 female) undergoing interventional radiology between September 2010 and December 2010 were selected for this study. The dose of radiation exposure was recorded with or without the protective grass shield at the level of the head, chest, and pelvis. The measurement was made at 50 cm and 150 cm from the radiation source. Results : The mean patient age was 69 years. The mean patient height and weight was $159.7{\pm}6.7$ cm and $60.3{\pm}5.9$ kg, respectively. The mean body mass index (BMI) was $20.5{\pm}3.0$ kg/m2. radiologists received $1530.2{\pm}550.0$ mR/hr without the protective lead shield. At the same distance, radiation exposure was significantly reduced to $50.3{\pm}85.2$ mR/hr with the protective lead shield (p-value<0.0001). The radiation exposure to radiologist and radiological technician was significantly reduced by the use of a protective lead shield (p value <0.0001). The amount of radiation exposure during interventional radiology was related to the patient' BMI (r=0.749, p=0.001). Conclusions : This protective shield grass is effective in protecting radiologist and radiological technician from radiation exposure.
The gamma-ray shielding effects of magnetite concretes have been measured using a broad beam Co-60 gamma-ray source. Mathematical formulae for a trans-mission ratio-to-shield thickness relation were derived from the attenuation curve obtained experimentally and are I (x) = I (ο) exp(-$\mu$X) exp(1.03$\times$10$^{-1}$ X-3.38$\times$10$^{-3}$ X$^2$+5.29$\times$10$^{-5}$ X$^3$) when X< 20 cm, I (x) =I (ο) exp(-$\mu$X) exp(4.66$\times$10$^{-2}$ X+2.12$\times$10$^{-1}$ ) when X>20 cm. Here I (x) is radiation intensity after passing through a thickness X of absorber, I(o) is the initial radiation intensity, $\mu$ is the linear attenuation coefficient of magnetite concrete and is given by (0.0532$\rho$+ 0.0083)$^{4)}$$cm^{-1}$ / in accordance with an earlier study, and X is the thickness of absorber. In addition, a model shield which is a rectangular magnetite concrete box with walls of 8cm thickness walls and internal demensions of 40$\times$40$\times$40 cm was constructed and its shielding effect has been measured. The emergent radiation flux appears to be greater with this configuration than with a slab shield of equal thickness.
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[게시일 2004년 10월 1일]
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