• 제목/요약/키워드: 선량감시자

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노외 감시자를 이용한 압력용기 중성자 조사량 결정 (Fast Neutron Flux Determination by Using Ex-vessel Dosimetry)

  • 유춘성;박종호
    • Journal of Radiation Protection and Research
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    • 제32권4호
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    • pp.158-167
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    • 2007
  • 본 논문의 목적은 노외 중성자 선량 감시자를 이용하여 원자로 압력용기 중성자 조사취화의 핵심 요인이 되는 고속중성자 ($1{\ge}MeV$) 조사량 평가 방법을 제시하고 적용성을 검증하는 것이다. 다양한 중성자 반응에너지를 갖는 다수의 선량감시자를 원자로 외벽 보온 단열재와 1차 생물학적 차폐체 사이의 공간에 설치하고 한 주기 동안 조사시킨 후 인출하여 생성핵종에 대한 방사선을 측정하여 반응률을 도출하였다. 또한 상업용 코드를 이용한 중성자 수송계산을 통해 감시자 위치에서의 중성자 스펙트럼을 계산하였다. 두 결과로부터 감시자에 대한 반응률을 직접 비교할 수 있었으며 또한 최소자승 조정 절차를 통해 최적의 중성자 스펙트럼도 도출할 수 있었다. 감시자 측정 결과와 해석적으로 계산한 중성자 조사량 사이에는 관련 규정에서 제시한 ${\pm}30%$ 이내의 오차를 보였다.

몬테카를로 방법을 이용한 중재방사선시술자에 대한 선량평가 (Assessment of Occupational Dose to the Staff of Interventional Radiology Using Monte Carlo Simulations)

  • 임영기
    • Journal of Radiation Protection and Research
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    • 제39권4호
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    • pp.213-217
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    • 2014
  • 중재방사선을 이용한 의료적 시술이나 진단은 꾸준히 증가하고 있다. 특히 환자에 근접하여 이루어지는 중재방사선시술의 특성상 시술자에 대한 직무피폭의 관리 및 감시가 중요하다. 개인선량계를 통해 측정되는 방사선 방호 실용량인 심부선량은 중재방사선시술의 경우 균질한 방사선장에 의해 전신에 고르게 노출되는 경우가 아니므로 유효선량을 항상 대표할 수는 없다. 따라서 본 연구에서는 C-arm을 이용한 대표적인 중재방사선시술에 대해 수학적 모의피폭체와 몬테카를로 방법을 이용한 계산과 개인선량계를 이용한 실측을 통해 개인선량당량과 장기별 선량을 평가하고자 하였다. 주요 장기별 선량평가 결과는 개인선량계로 측정된 선량 값보다 낮았으나, 갑상선과 같은 장기는 전신 연조직 선량보다 상당히 높은 것으로 평가되었다. 중재방사선시술자에 대한 적절한 방사선방호를 위해 납치마의 착용과 같은 전신 방호와 더불어 갑상선 방호와 같은 추가적인 방호조치가 고려되어야 할 것이다.

방사성 콜로이드를 이용한 감시림프절 생검 병리처리과정에서 방사선 피폭의 정량적 평가 (Quantitative Assessment of the Radiation Exposure during Pathologic Process in the Sentinel Iymph Node Biopsy using Radioactive Colloid)

  • 송요성;이정원;이호영;김석기;강건욱;국명철;박원서;이건국;홍은경;이은숙
    • Nuclear Medicine and Molecular Imaging
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    • 제41권4호
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    • pp.309-316
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    • 2007
  • 감시 림프절 생검은 유방암 수술에서 림프절 전이 상태를 알기 위한 표준 시술이다. 환자는 방사성 콜로이드를 주사 받은 후 수술을 받게 된다. 이 과정에서 검사를 하는 핵의학과, 수술장, 유방암 검체를 다루는 병리과의 관계자는 미량이나마 환자와 검체에 의해서 방사선 피폭을 받을 수 있다. 이 연구의 목적은 감시 림프절 생검 과정, 특히 병리처리 과정에서 받는 방사선피폭을 정량하여 그 안전성을 확인하고 병리 시설과 폐기물에 대해서도 방사선 관련 안전성을 확인하는 것이다. 대상 및 방법 : 감시림프절 생검은 방사성 콜로이드를 이용하여 일반적인 임상적 방법으로 시행되었다. 병리기사, 핵의학 기사 및 핵의학 의사의 피폭량을 열형광선량계를 이용하여 1달간 측정하였다. 또한 작업과정중의 잔존 방사능량, 흡수선량, 작업시간, 작업거리, 조직폐기물 및 병리검사실의 공간선량을 측정하였다. 결과 전신 및 손의 피폭량은 병리기사에서 각각 0.21 및 0.85 uSv/study이었고 핵의학과 의사 및 핵의학과 기사의 전신피폭량은 각각 0.2 및 2.3 uSv/study 이었다. 일반인 기준(1000 uSv/year)으로 병리기사는 년간 약 1100건 감시림프절 관련 검체 처리를 할 수 있었다. 각 과정의 잔존방사성 및 피폭거리, 시간으로 측정한 피폭량은 수술의사는 전신/손의 피폭량이 건당 2.47/22.4 uSv 이었고 수술장간호사는 건당 0.22/0 uSv 이었다. 병리실의 공간선량률은 0.02-0.03 mR/hr로 방사성 관리구역의 설정 기준에 도달하지 않았다. 폐기되는 검체 조직의 방사능은 거의 측정되지 않아 100 Bq/g에 훨씬 미치지 않았다. 결론: 방사성동위원소를 이용한 감시림프절 검사에 관계된 병리처리과정은 방사선안전측면에서 일반적으로 안전하며 별도의 안전관리나 시설 없이 이루어 질 수 있다.

내부피폭 감시주기 및 섭취형태가 방사성핵종 섭취량 평가에 미치는 영향 (Influence of the Monitoring Interval and Intake Pattern for the Evaluation of Intake)

  • Jong-Il Lee;Tae-Young Lee;Si-Young Chang;Jai-Ki Lee
    • 방사성폐기물학회지
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    • 제2권1호
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    • pp.53-59
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    • 2004
  • 방사성핵종의 특성, 섭취형태 그리고 내부피폭 감시주기는 작업자의 방사성핵종 섭취량 및 내부피폭선량 평가 결과에 중요한 영향을 줄 수 있다. 따라서 방사성핵종이 흡입섭취 될 경우 섭취형태(급성 또는 만성) 및 내부피폭 감시주기에 따른 섭취량 평가 오차를 계산하였다. 섭취 핵종으로는 $^{125}$/I(Type F), $^{137}$Cs(Type F), $^{235}$ U(Type M, Type S)를 고려하였고, 방사능입자크기(AMAD)는 1 $\mu\textrm{m}$와 5 $\mu\textrm{m}$를 고려하였다. 섭취형태에 따라 평가된 섭취량의 상대오차는 방사성핵종, 흡수형태 그리고 내부피폭 감시주기에 따라 달랐으나, 입자크기에 의한 영향은 거의 없었다. 섭취형태 가정에 따른 섭취량 평가 오차를 10% 미만으로 줄일 수 있는 내부피폭 최대감시주기는 $^{125}$/I(Type F)에 대해 60일, $^{137}$Cs(Type F)에 대해 180일, $^{235}$ U(Type M)에 대해 90일, 그리고 $^{235}$ U(Type S)에 대해 360일로 나타났다.

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감마선 검출기를 위한 스펙트럼 분석 소프트웨어 개발 (Development of a Spectrum Analysis Software for Multipurpose Gamma-ray Detectors)

  • 이종명;김용권;박길순;김정민;이기성;정진훈
    • 대한방사선기술학회지:방사선기술과학
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    • 제33권1호
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    • pp.51-59
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    • 2010
  • NaI(Tl) 섬광 결정과 광전자 증배관를 결합한 형태의 감마선 검출기는 감도와 개발비용 면에서 우수하여 일반적으로 환경 감시용 검출기에 잘 활용된다. 본 연구에서는 보다 조작이 용이하고 다목적으로 활용할 수 있는 지능형 감마선 검출기와 연동되어 동위원소 자동인식이 가능한 분석 소프트웨어를 개발하였다. 개발된 소프트웨어는 크게 네트워크 인터페이스 모듈과 스펙트럼분석 모듈, 그리고 그래픽 유저 인터페이스 모듈의 세부분으로 나누어진다. 이중 핵심부분은 스펙트럼분석모듈로서 네트워크를 통해 수집된 신호로부터 해당 동위원소에 대한 에너지스펙트럼의 피크정보를 추출하고 이를 토대로 입력 동위원소의 종류를 판별해 내는 것이다. 일반적으로 채널과 에너지의 관계는 근사적으로 선형적인 함수관계가 있으므로 피크 정보를 정확히 얻어내면 해당 동위원소의 인식이 가능하다. 본 연구에서 개발된 피크 검출 알고리듬은 두 개의 피크를 가진 표준 동위원소에 대한 라이브러리 구축 및 이를 기준으로 한 미지의 동위원소에 대한 자동인식을 수행하도록 개발되었다. 대상 하드웨어인 뉴캐어메디컬시스템의 GammaPro 1410을 사용하여 연동 실험을 수행한 결과 하나의 미지의 선원에 대한 인식률을 측정할때 1% 이내의 피크 검출오차를 기록하였다. 또한 효율적인 네트워크 연동모듈의 설계를 통하여 세계 수준인 200K CPS의 데이터 처리속도를 달성하였다. 감마선 검출기와 본 소프트웨어에 더하여 선량분석 알고리듬에 대한 개발이 이어진다면 실시간 지능형 검출시스템으로서 의료기관 및 발전소, 연구시설 등 폭넓은 분야에 활용될 것으로 기대된다.

방사선안전관리를 위한 Process Mapping 개발 (Development of the Process Mapping for the Radiation Safety Management)

  • 이용식;이진우;이윤종
    • Journal of Radiation Protection and Research
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    • 제38권3호
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    • pp.149-156
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    • 2013
  • 최근 국내 방사선이용기관 수의 증가와 시설의 다양한 투자로 운영 및 안전관리가 복잡해지고 있다. 그러나 작업종사자 수와 방사선 시설증가에도 불구하고 방사선안전관리자 인력은 증가되지 않고 있는 실정이며, 소수의 방사선안전관리자에 의해 방사선작업종사자 등록 및 관리, 선원관리, 방사선량 감시, 배기 및 배수 등의 많은 업무가 관리되고 있다. 이러한 문제점은 방사선 사고발생의 직 간접적인 사고의 원인이 되고 있다. 본 연구에서는 방사선을 이용하는 시설의 효율적인 안전관리와 사고예방을 위한 방사선안전관리 업무절차를 도식화(Process Mapping)하였다. Process Mapping 개발을 위해 방사선안전관리 현안요건을 분석하고, 개별 절차상의 업무분석을 통해 방사선안전관리 체계를 정비하였다. 개발한 Process Mapping을 바탕으로 각 기관에 적합한 업무절차의 흐름을 명확히 구성함으로써 방사선을 이용하는 시설의 안전 위해 요인을 줄이고 방사선안전관리 체계를 개선할 수 있으며, 필요에 따라 Process Mapping을 수정보완하여 방사선안전관리에 효과적으로 사용할 수 있다.