• 대한방사선기술학회지:방사선기술과학
• /
• 제47권3호
• /
• pp.205-211
• /
• 2024

Currently, with the development of technologies, X-ray examinations for medical examinations at hospital is increasing. This study was conducted to help reduce radiation exposure by measuring the exposure dose received by pediatric patients and the spatial dose of the X-ray room. Dosimeters were installed in the eyeball, thyroid gland, breast, gonads and 4 directions at a distance of 30 cm, 40 cm, 50 cm from the phantom. The dose was measured ten times each, before, and after the application of the bismuth shield under the examination conditions of the head, chest, and abdomen of pediatric patients. Under the condition of head examination, when a shielding was applied, the dose reduction rate was 68.58% for the eyeball, 72.88% for the thyroid, 84.2% for the breast, and 72.36% for the gonad. The chest examination showed reductions of 19.56% eyeball, 56.98% thyroid, 1.21% breast, and 0.68% gonad. The abdominal examination showed reduction rates of 2.6% eyeball, 10.67% thyroid, 19.85% breast, and 82.02% gonad. Spatial dose decreased by 62.25% at 30 cm, 61.16% at 40 cm, and 68.68% at 50 cm. When the bismuth shield was applied, there was a decrease in dose across all examinations, as well as a reduction in spatial dose. Continued research on the use of bismuth shields will help radiological technologists achieve their goal of dose reduction.

• 한국컴퓨터정보학회논문지
• /
• 제29권5호
• /
• pp.21-29
• /
• 2024

CT 촬영 시 방사선량을 줄이면 피폭 위험성을 낮출 수 있으나, 영상 해상도가 크게 저하 될 뿐아니라 잡음(noise) 발생으로 인해 진단의 효용성이 떨어진다. 따라서, CT 영상에서의 잡음제거는 영상복원 분야에 있어 매우 중요하고 필수적인 처리 과정이다. 영상 영역에서 잡음과 원래 신호를 분리하여 잡음만을 제거하는 것은 한계가 있다. 본 논문에서는 웨이블릿 변환 기반 GAN 모델 즉, WT-GAN(wavelet transform-based GAN) 모델을 이용하여 CT 영상에서 효과적으로 잡음 제거하고자 한다. 여기서 사용된 GAN 모델은 U-Net 구조의 생성자와 PatchGAN 구조의 판별자를 통해 잡음제거 영상을 생성한다. 본 논문에서 제안된 WT-GAN 모델의 성능 평가를 위해 다양한 잡음, 즉, 가우시안 잡음(Gaussian noise), 포아송 잡음 (Poisson noise) 그리고 스펙클 잡음 (speckle noise)에 의해 훼손된 CT 영상을 대상으로 실험하였다. 성능 실험 결과, WT-GAN 모델은 전통적인 필터 즉, BM3D 필터뿐만 아니라 기존의 딥러닝 모델인 DnCNN, CDAE 모형 그리고 U-Net GAN 모형보다 정성적이고, 정량적인 척도 즉, PSNR (Peak Signal-to-Noise Ratio) 그리고 SSIM (Structural Similarity Index Measure) 면에서 우수한 결과를 보였다.

• 방사선산업학회지
• /
• 제17권2호
• /
• pp.151-160
• /
• 2023

The International Atomic Energy Agency (IAEA) proposes 11 industries that handle Naturally Occurring Radioactive Material (NORM) that are considered to need management. A water treatment facility is one of the above industries that takes in groundwater and produces drinking water through a water treatment process. Groundwater can accumulate natural radionuclides such as uranium and thorium in raw water by contacting rocks or soil containing natural radionuclides. Therefore, there is a possibility that workers in water treatment facilities will be exposed due to the accumulation of natural radionuclides in the water treatment process. The goal of this study is to evaluate the external radiation dose according to the working type of workers in water treatment facilities. In order to achieve the above goal, the study was conducted by dividing it into 1) analysis of the exposure environment, 2) measurement of the external radiation dose rate 3) evaluation of the external radiation dose. In the stage of analyzing the exposure environment, major processes that are expected to occur significantly were derived. In the measurement stage of the external radiation dose rate, a map of the external radiation dose rate was prepared by measuring the spatial radiation dose rate in major processes. Through this, detailed measurement points were selected considering the movement of workers. In the external radiation dose evaluation stage, the external radiation dose was evaluated based on the previously derived external radiation dose rate and working time. As a result of measuring the external radiation dose rate at the detailed points of water treatment facilities A to C, it was 1.90×10^-1 to 3.75×10⁰ μSv h^-1, and the external radiation dose was analyzed as 3.27×10^-3 to 9.85×10^-2 mSv y^-1. The maximum external radiation dose appeared during the disinfection and cleaning of activated carbon at facility B, and it is judged that natural radionuclides were concentrated in activated carbon. It was found that the external radiation dose of workers in the water treatment facility was less than 1mSv y^-1, which is about 10% of the dose limit for the public. As a result of this study, it was found that the radiological effect of external radiation dose of domestic water treatment facility workers was insignificant. The results are expected to contribute as background data to present optimized safety management measures for domestic NORM industries in the future.

• 방사선산업학회지
• /
• 제17권3호
• /
• pp.275-282
• /
• 2023

Workers in nuclear power plants are likely to be exposed to radiation from various geometrical sources. In order to evaluate the exposure level, the point-kernel method can be utilized. In order to perform a dose assessment based on this method, the radiation source should be divided into point sources, and the number of divisions should be set by the evaluator. However, for the general public, there may be difficulties in selecting the appropriate number of divisions and performing an evaluation. Therefore, the purpose of this study is to develop an algorithm for dose assessment for arbitrary shaped sources based on the point-kernel method. For this purpose, the point-kernel method was analyzed and the main factors for the dose assessment were selected. Subsequently, based on the analyzed methodology, a dose assessment algorithm for arbitrary shaped sources was developed. Lastly, the developed algorithm was verified using Microshield. The dose assessment procedure of the developed algorithm consisted of 1) boundary space setting step, 2) source grid division step, 3) the set of point sources generation step, and 4) dose assessment step. In the boundary space setting step, the boundaries of the space occupied by the sources are set. In the grid division step, the boundary space is divided into several grids. In the set of point sources generation step, the coordinates of the point sources are set by considering the proportion of sources occupying each grid. Finally, in the dose assessment step, the results of the dose assessments for each point source are summed up to derive the dose rate. In order to verify the developed algorithm, the exposure scenario was established based on the standard exposure scenario presented by the American National Standards Institute. The results of the evaluation with the developed algorithm and Microshield were compare. The results of the evaluation with the developed algorithm showed a range of 1.99×10^-1~9.74×10^-1 μSv hr^-1, depending on the distance and the error between the results of the developed algorithm and Microshield was about 0.48~6.93%. The error was attributed to the difference in the number of point sources and point source distribution between the developed algorithm and the Microshield. The results of this study can be utilized for external exposure radiation dose assessments based on the point-kernel method.

• 방사선산업학회지
• /
• 제17권1호
• /
• pp.61-67
• /
• 2023

A Study on the Introduction of Dose Constraints for Occupational Exposures: Focusing on Experts' Opinions by Field of Radiation Industry. The International Commission on Radiological Protection suggests Justification, Optimization, and Dose Limits as the three principles of radiological protection, among which, as a means of protection optimization, ICRP 103 recommends to set dose constraints. In this study, opinions are collected from experts in each category of radiation industries for stakeholder participation to qualify dose constraints. A guidance and questionnaire for analyzing the dose constraints have been developed for their collection, and opinions were collected from radiation protection experts in selected categories. 20 out of 22 experts, consisted with 91%, have assessed the dose constraints setting is necessary, and 2 experts, consisted with 9%, assessed it is unnecessary. The average of dose constraint presented by experts for RI production institutions is to be the highest level of 15.3 mSv, and light-water reactors (14.6 mSv), non-destructive inspection (14.4 mSv), heavy-water reactor and medical institutes (13.9mSv) is to be above the overall average dose constraint. In case of public institutions, the average dose constraint is to be 8.6mSv, and research institutions (8.8mSv), educational institutions (9.6 mSv), waste disposal sites (9.7 mSv), and general industries (10.6 mSv) are resulted to below the overall average dose constraint. As for the means of setting dose constraints, 8 experts out of 22 suggested setting dose constraints for each specific industry or task. And, 5 experts especially suggest setting dose constraints for the specific groups with relatively high exposure, such as workers with above the record levels. As a countermeasure for workers who exceed the dose constraints, 15 experts out of 22 expressed that the cause analyses for them and preparation for a plan of reducing them are necessary.

• 방사선산업학회지
• /
• 제17권2호
• /
• pp.161-172
• /
• 2023

Coal-fired power plants handle large quantities of coal, one of the most prominent NORM, and the coal ash produced after the coal is burned can be tens of times more radioactive than the coal. Workers in these industries may be exposed to internal exposure by inhalation of particles while handling NORM. This study evaluated the size, concentration, particle shape and density, and radioactivity concentrations of airborne suspended particles in the main processes of a coal-fired power plant. Finally, the internal radiation dose to workers from particle inhalation was evaluated. For this purpose, airborne particles were collected by size using a multi-stage particle collector to determine the size, shape, and concentration of particles. Samples of coal and coal ash were collected to measure the density and radioactivity of particles. The dose conversion factor and annual radionuclide inhalation amount were derived based on the characteristics of the particles. Finally, the internal radiation dose due to particle inhalation was evaluated. Overall, the internal radiation dose to workers in the main processes of coalfired power plants A and B ranged from 1.47×10^-5~1.12×10^-3 mSv y^-1. Due to the effect of dust generated during loading operations, the internal radiation dose of fly ash loading processes in both coal-fired power plants A and B was higher than that of other processes. In the case of workers in the coal storage yard at power plants A and B, the characteristic values such as particle size, airborne concentration, and working time were the same, but due to the difference in radioactivity concentration and density depending on the origin of the coal, the internal radiation dose by origin was different, and the highest was found when inhaling coal imported from Australia among the five origins. In addition, the main nuclide contributing the most to the internal radiation dose from the main processes in the coal-fired power plants was thorium due to differences in dose conversion factors. However, considering the external radiation dose of workers in coal-fired power plants presented in overseas research cases, the annual effective dose of workers in the main processes of power plants A and B does not exceed 1mSv y^-1, which is the dose limit for the general public notified by the Nuclear Safety Act. The results of this study can be utilized to identify the internal exposure levels of workers in domestic coal-fired power plants and will contribute to the establishment of a data base for a differential safety management system for NORM-handling industries in the future.

• Nuclear Medicine and Molecular Imaging
• /
• 제41권2호
• /
• pp.172-180
• /
• 2007

[ $^{15}O$ ]을 이용한 양전자 방출 단층촬영 기법(Positron emission tomography)은 핵의학 영상 기법 중에서 두뇌의 인지 기능과 연관된 두뇌 활성화를 정상인과 환자들로부터 연구하는데 큰 장점이 있다. $^{15}O-PET$, 특히 $H_2^{15}O$ PET 기법은 두뇌 국소 혈류 변화(rCBF; regional brain flow)를 상대적으로 비침습적이면서 동시에 정량적 측정할 수 있기 때문에 두뇌 기능을 연구하는데 오늘날 존재하는 핵의학 영상기법 중에서 가장 광범위하게 쓰이고 있다. 특히 $^{15}O$은 짧은 반감기로 인하여, 동일한 피험자를 서로 다른 과제 조건에서 반복적으로 측정하는 것이 가능하다. 이 PET기법은 fMRI와 같은 다른 기능 영상 기법에 비하여 기술적 제한이 있는데, 예를 들면 시간과 공간 해상도가 좋지 않다든지, 개인 데이터를 분석하기에 통계적 효율성이 부족하다거나 하는 문제이다. 그러나 최근에 3D 획득방법 같은 기술적인 발전으로 적은 양의 방사능 dose로 좋은 영상을 획득하는 것이 가능하게 되었고, 이는 다시 개개인으로부터 더 많은 수의 PET 스캔을 획득하는 것을 가능하게 하며, 결과적으로 개인 데이터의 분석이 가능한 통계적 효율성을 제공하게 되었다. 그 외에 $^{15}O$ PET 의 스캐너 환경이 소음에서부터 자유롭다던가, 개개 스캔이 각 과제 조건에서 불연속적이지 획득되기 때문에 상태 특정적 두뇌 변화를 연구하기에 유리하다는 PET연구 만의 장점이 있다. 본 종설에서는 정상인들이나 임상적 환자 집단을 사용한 예시적 연구들을 들어 $^{15}O$ PET의 장점과 한계를 논하고, 두뇌 활성화 연구에 효율적인 PET 연구 절차를 고안하기 위해 고려해야 할 사항들에 대하여 논하였다.TEX>$29.9{\pm}1.8%$, DMF: $7.6{\pm}0.5%$이었다. MEK에서 얻은 $[^{11}C]1$의 비방사능은 98 ($GBq/{\mu}mol$)이다. 각 물질의 질량 분석은 1: m/z 257.3 (M+1), 2: 257.3 (M+1), 3: 271.3 (M+1)이었다. 각 생성물질의 표지효율은 MEK에서 $86.0{\pm}5.5%:5.0{\pm}3.4%:1.5{\pm}1.3%$ $([^{11}C]1:[^{11}C]2:[^{11}C]3)$, CHO에서 $59.7{\pm}2.4%:4.7{\pm}3.2%:1.3{\pm}0.5%$, DEK에서 $29.9{\pm}1.8%:2.0{\pm}0.7%:0.3{\pm}0.1%$, DMF에서 $7.6{\pm}0.5%:0.0%:0.0%$이다. 결론: $[^{11}C]1$은 4가지 반응용매 중 MEK 반응용매에서 가장 높은 표지효율을 나타냈다. 부산물인 $[^{11}C]3$은 고성능 액체 크로마토그래피의 자외선, 방사능 검출기와 질량 분석법을 통해 물질을 추정할 수 있었다.의 개선 효과가 있는 것으로 판단되며 지질과산화에 대해서 강한 억제 활성을 나타내는 것을 알 수 있었다. 이러한 결과로 복분자는 생활 습관병의 예방과 개선에 유효한 것으로 사료되었으며, 지질대사와 과산화지표의 검증을 통해 기능성 식품소재로 활용될 수 있음을 보여주었다.로서 역시 CTV 치료계획에서 적게 조사되었다(p=0.005). 기존의 ICRU 치료계획은 잔류종양의 크기가 작은 경우 불필요하게 정상조직에 많은 선량이 투여되기 때문에 CT를 이용한 CTV 치료계획을 적용하여 정상조직에 대한 피폭을 현저히 낮추고 잔류종양에 목표한 선량을 조사할 수 있다.

• 대한방사선치료학회지
• /
• 제25권2호
• /
• pp.123-129
• /
• 2013

목 적: 전립선암 환자의 정확한 방사선치료를 위해 사전에 fiducial marker를 삽입하고 매 치료 전에 전립선의 위치를 확인 하는 방법이 있다. OBI (On-Board Imager)를 이용하여 대퇴부와 골반부에 가려져 잘 보이지 않았던 fiducial marker를 보다 명확히 확인할 수 있는 KV X-ray Both oblique (양사방향)촬영을 시행하고 기존의 2D/2D match (AP/LAT)촬영방법과 비교해서 그 유용성을 평가해 보고자 한다. 대상 및 방법: 2012년 9월부터 2013년 4월까지 본과의 전립선암 환자 중 fiducial marker를 삽입하고 직장 ballooning을 시행한 환자 5명을 대상으로 치료 전 기존의 위치잡이 방법인 2D/2D match (AP/LAT) 즉 $0^{\circ}$ 및 $270^{\circ}$ 각도의 DRR (digital reconstruction radiography) 영상을 구성하고, 치료실에서는 환자 셋업 후 On-Board Imager로 얻어낸 $0^{\circ}$ 및 $270^{\circ}$ 방향의 KV X-ray Live 영상과 융합시켜 marker matching을 하고 X, Y, Z축에 대한 보정 값을 산출하였다. 또한 이와 비교 평가하는 양사방향 촬영에 적합한 각도를 결정하기 위하여 OBI source 각도 $10^{\circ}$ 간격으로 $0{\sim}360^{\circ}$ 방향의 DRR (digital reconstruction radiography) 영상을 구성한 후 그 중에서 fiducial maker가 가장 명확히 보이는 정 양사방향 $45^{\circ}$ 및 $315^{\circ}$ 방향의 영상을 선택하여 X, Y, Z축에 대한 보정 값을 산출하였으며, 기존의 AP/LAT ($0^{\circ}$ 및 $270^{\circ}$) matching 방법 비교평가 하기 위해 새롭게 구성한 양사방향($45^{\circ}$ 및 $315^{\circ}$) matching 방법을 격일로 병행하면서 fiducial maker matching을 실시하였다. 각 방법별 발생된 오차 이동 값에 대해서는 matching 후 보정하여 치료에 적용하였다. 결 과: OBI KV X-ray 영상을 이용한 2D/2D match는 직교하는 두 개의 영상이 필요하므로 직교가 되면서 fiducial marker의 위치파악이 명확하고, matching이 가장 유용한 DRR (digital reconstruction radiography) 영상은 OBI source 각도 $45^{\circ}$ 및 $315^{\circ}$ 방향에서 marker matching이 가장 유용하였으며, 각각의 matching 방법에 따라 환자를 셋업 하고 각 환자별로 치료 분할 수에 따른 각각의 X, Y, Z축의 오차 이동 값 $Mean{\pm}SD$를 산출한 결과, X축에서 AP/LAT: $0.4{\pm}1.67$ mm, OBLIQUE: $0.4{\pm}1.82$ mm, Y축에서 AP/LAT: $0.7{\pm}1.73$ mm, OBLIQUE: $0.2{\pm}1.77$ mm, Z축에서 AP/LAT: $0.8{\pm}1.94$ mm, OBLIQUE: $1.5{\pm}2.8$ mm로 나타났다. 즉 기존의 AP/LAT방향과 양사방향 촬영의 비교결과 오차 이동 값은 Z축 방향으로 다소 높게 나타났다. 이러한 오차 이동 값은 대상 환자의 적절한 전 처치 시행 여부와 치료 시 필연적으로 발생하는 셋업오차라 사료되며 각 환자별로 오차 값을 보정해서 치료에 적용하였다. 결 론: 전립선암 환자의 치료 전 자세 위치잡이 단계 시 OBI source angle $45^{\circ}/315^{\circ}$ 양사방향 촬영은 기존의 OBI source 각도 $0^{\circ}/270^{\circ}$ 방향의 AP/LAT 촬영보다 명확하게 fiducial marker를 확인 할 수 있으므로 보다 정확한 fiducial matching이 가능하였다. 또한 명확한 marker의 위치확인으로 matching에 소요되는 시간도 단축시킬 수 있었다. 그리고 기존의 방법 보다 적은 피폭선량으로 촬영이 가능 하였다. 따라서 전립선암 환자 뿐 만 아니라 양사방향 위치잡이 방법을 이용 할 수 있는 다른 치료부위에 대해서도 프로토콜을 마련하여 적용하면 정확한 치료에 필수적인 위치잡이 방법의 질을 향상 시키는데 기여 할 수 있으리라고 사료된다.

• 핵의학기술
• /
• 제14권1호
• /
• pp.83-89
• /
• 2010

UltraSPECT사의 Wide Beam Reconstruction (WBR)은 노이즈(Noise)와 조준기의 광속 확산 함수 효과(Beam spread function effect)를 제거하고 환자와의 거리를 자동적으로 보상하여 높은 해상도와 대조도를 제공할 수 있어 영상 획득 시간을 짧게 할 수 있고 상당한 영상 질 향상에 도움을 준다고 보고되고 있다. 이에 본 연구에서는 핵의학 분야에서 가장 흔히 이용되는 전신 뼈 스캔에 대해 WBR의 임상적 적용에 대한 유용성을 알아보고자 한다. XpressBone (WBR)의 성능 실험을 위하여 NEMA에서 제공하는 방법에 의하여 선원(Line source)과 SPECT Phantom을 이용하여 공간 분해능을 측정 분석하였다. 실험방법은 선원의 총 계수치를 200 kcps에서 300 kcps로 변화시켜 측정하였으며, SPECT Phantom은 매트릭스 크기를 변화시켜 측정하여 공간분해능에 대한 분석을 하였다. 또한 2009년 1월부터 2009년 9월까지 본원을 내원하여 뼈 스캔을 시행 받은 환자 40명을 두 군으로 나누어 임상 연구를 시행하였다. 1군은 $^{99m}Tc$-HDP 740 MBq (20mCi)를 투여하고 검사속도(20, 30 cm/min)를 변화시켰고, 2군은 동일한 검사속도에서 $^{99m}Tc$-HDP의 투여량을 변화시켜 영상을 획득하여 Standard data와 WBR기법으로 재구성한 영상을 비교 평가하였다. 분석방법은 대퇴골체부에서 뼈와 연부조직간 섭취비(Femur to tissue ratio: FTR)를 측정한 정량적인 분석과 핵의학과 전문의와 5년 이상의 실무경험을 가진 방사선사가 육안적인 분석을 하여 비교 평가하였다. 성능 실험에서 선원을 사용하여 실험한 결과 Planar WBR data는 Standard data에 비하여 분해능이 약 10% 향상되었으며, WBR 반치폭(Full-Width at Half-Maximum)은 16% 향상되었다(Standard data 8.45, WBR data 7.09). SPECT Phantom에서는 약 50%의 분해능이 향상되었으며, WBR 반치폭은 50% 향상되었다(Standard data 3.52, WBR data 1.65). 임상 연구에서는 $^{99m}Tc$-HDP 투여량을 고정시키고 검사속도를 20cm/min과 30 cm/min로 변화시킨 1군에서 Standard data와 WBR data의 전신 뼈 스캔 전면 영상에서 뼈 대비 연부조직간 섭취비는 통계적으로 유의한 차이를 보이지 않았다 (p=0.07). 검사속도를 고정하고 $^{99m}Tc$-HDP 투여량을 변화시킨 2군에서는 Standard data와 WBR data간의 전신 뼈 스캔전면 영상에서는 통계적으로 유의한 차이를 보이지 않았다 (p=0.458). 영상의 육안적 분석에서도 두 군 간 유의한 차이를 보이지 않았다(p>0.05). NEMA test 결과 WBR 기법의 영상에서 분해능이 향상되는 결과를 나타내었고, 임상 실험에서는 기존 재구성 방법에서의 동일한 해상도를 가지면서도 검사시간을 단축시킬 수 있었으며 방사성의약품의 투여량도 줄일 수 있었다. 이미 알려진 바와 같이 WBR은 노이즈를 감소시켜 신호 대 잡음비를 증강시키는 새로운 영상 재구성 방법임을 확인 할 수 있으며 동일한 검사속도에서 투여량을 감소시킬 수 있어 수신자의 피폭선량 경감과 검사시간을 단축할 수 있었으며 임상 현장에서 유용하게 이용되리라 사료된다.

• 대한방사선치료학회지
• /
• 제21권1호
• /
• pp.9-15
• /
• 2009

목 적: 음경암(carcinoma of the penis)의 방사선치료 시 발생되는 산란선으로부터 고환(testis)을 보호하고, 치료 자세 재현성을 유지하기 위한 device를 제작하여 유용성을 평가하였다. 대상 및 방법: 팬텀(Phantom)고환은 바셀린 거즈로 제작하였으며, device는 두께 5 mm 아크릴과 4 mm 납으로 제작하였다. 조사야는 $3{\times}3\;cm^2$, $4{\times}4\;cm^2$, $5{\times}5\;cm^2$, $6{\times}6\;cm^2$, $7{\times}7\;cm^2$ 그리고 조사야 경계면에서부터 고환의 거리는 4~10 cm까지 1 cm 간격으로 이격(離隔)하였으며, 팬텀고환 부위의 산란선량을 차폐 전과 후 각각 10회 측정하였다. 6 MV X선을 이용하여 200 cGy를 조사하였다. 결 과: 미차폐 시 거리(4~10 cm)에 따라 14.8~4.7 cGy ($3{\times}3\;cm^2$), 15.7~5.2 cGy ($4{\times}4\;cm^2$), 17.6~5.5 cGy ($5{\times}5\;cm^2$), 19.9~6.6 cGy ($6{\times}6\;cm^2$), 22.2~7.6 cGy (7x7 cm2)의 산란선량이 측정 되었고, 차폐 시에는 7.1~2.6 cGy ($3{\times}3\;cm^2$), 8.9~3.6 cGy ($4{\times}4\;cm^2$), 12.3~4.8 cGy (5x5 cm2), 14.6~5.0 cGy ($6{\times}6\;cm^2$), 21.1~6.4 cGy ($7{\times}7\;cm^2$)로 감소하였으며, 차폐 전과 후 감소폭은 조사야 크기($3{\times}3~7{\times}7\;cm^2$)에 따라 7.8∼1.1 cGy (4 cm), 5.1~1.2 cGy (5 cm), 3.8~1.1 cGy (6 cm), 3.4~1.7 cGy (7cm), 2.8~1.7 cGy (8 cm), 2.4~2.5 cGy (9 cm), 2.1~1.8 cGy (10 cm) 거리에(4∼10 cm)에 따른 감소폭은 7.8~2.1 cGy ($3{\times}3\;cm^2$), 6.9~1.6 cGy ($4{\times}4\;cm^2$), 5.3~0.8 cGy ($5{\times}5\;cm^2$), 5.3~1.5 cGy ($6{\times}6\;cm^2$), 1.1~1.8 cGy ($7{\times}7\;cm^2$) 측정되었다. 결 론: 음경암의 방사선치료 시 자체 제작한 device를 사용하여 팬텀고환 주변의 산란선 측정결과 device 사용 시 거리를 이격과 팬텀고환 주위를 차폐함으로 불필요한 피폭을 줄 일수 있었다.