• 분석과학
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• 제17권4호
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• pp.355-362
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• 2004

하나로 원자로에서 조사된 최대 선출력이 121 kW/m이고, 63 at%의 평균 연소도를 갖는 $U_3Si-Al$ 원심 분무 고출력 핵연료를 EPMA를 이용하여 파단면 관찰 및 반응층에 대한 핵분열 생성물을 분석 하였다. 조사된 고출력 $U_3Si-Al$ 핵연료를 EPMA로 화학 조성을 분석하기 위해 선행조건은 방사능 허용 한도가 $3{\times}10^{10}Bq$ 이하로 제한되는 EPMA 기기에 부합 될 수 있게 시험 시편을 최소화 하기 위한 작업이다. 시험 조건에 부합될 수 있는 시편의 제조를 위해 핵연료 천공 장치를 제작하였으며, 천공 장치를 사용하여 ${\Phi}1.57{\times}2mm$의 크기를 갖는 시료를 만들었다. 천공 된 시료를 파단 시편과 연마 시편으로 제조하여 파단면의 관찰 및 반응층(Inter-reaction layer)과 산화층에 대한 EPMA 분석을 수행하였다. 두께가 $16{\mu}m$인 반응층에 대한 평균값은 $UO_2$를 표준 시편으로 calibration한 경우의 조성은 $U_{2.84}$ Si $Al_{14}$ 이였으며, 시험 시편으로 calibration한 경우의 조성은 $U_{3.24}$ Si $Al_{14.1}$ 였다. 또한 반응층에서 핵분열 생성물의 조성을 분석하였으며, 반응층에서의 금속 석출물(metallic precipitates)의 생성은 확인할 수 없었다. 시험 시편의 산화층 조성은 $Ai_2O_3$ 임을 확인했다.

• 한국산업보건학회지
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• 제31권3호
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• pp.226-236
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• 2021

Objectives: Concerns have been raised about the possible health effects of radon on both workers and consumers with the spread of social attention to the impact of radon exposure. Thus, an entire raw material handling workshop was investigated, and standards for radon levels in the workplace were newly established at 600 Bq/m³. However, regulations on the management of workers exposed to radon are still insufficiently developed. Therefore, by comparative analysis of overseas and domestic radon-related regulations for workplaces, this study aims to suggest improvement plans of protection regulations under the Occupational Safety and Health Act (OSH Act) for the prevention of health disorders of radon-exposed workers. Methods: For overseas case studies, we consulted radon-related laws and reports officially published on the websites of the European Union (EU), the United States (U.S.) and the United Kingdom (UK) government agencies. Domestic law studies were conducted mainly on the Act on Protective Action Guidelines against Radiation in the Natural Environment and the OSH Act. Results: In Europe, the basic safety standards for protection against risks arising from radon (Council Directive 2013/59/EURATOM of 5 December 2013) was established by the EU. They recommend that the Member States manage radon level in workplaces based on this criterion. In the U.S., the standards for workplaces are controlled by the Occupational Safety and Health Administration (OSHA) and the Mine Safety and Health Administration (MSHA). Action on radon in the UK is specified in "Radon in the workplace" published by the Health and Safety Executive (HSE). Conclusions: The Act on Protective Action Guidelines against Radiation in the Natural Environment mainly refers to the management of workplaces that use or handle raw materials but does not have any provisions in terms of protecting naturally exposed workers. In the OSH Act, it is necessary to define whether radon is included in radiation for that reason that its current regulations have limitations in ensuring the safety workers who may be exposed to naturally occurring radon. The management standards are needed for workplaces that do not directly deal with radon but are likely to be exposed to radon. We propose that this could be specified in the regulations for the prevention of health damage caused by radiation, not in Article 125 of the OSH Act.

• 한국의학물리학회지:의학물리
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• 제22권3호
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• pp.140-147
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• 2011

이 연구에서는 폐종양의 정량적 개선을 위하여 분자체를 이용하여 내부 움직임을 측정하고 평가된 데이터를 기반으로 소동물 PET 영상내의 폐종양을 국소화하고자 하였다. 소동물 폐 영역의 내부 움직임은 방사성물질을 흡착한 분자체를 이용하여 소동물 폐 영역에 부착함으로써 구현하였다. 폐 영역의 내부 움직임 표적으로 사용된 분자체는 약 37 kBq의 Cu-64를 흡착시켜 폐종양을 모사하였다. 소동물 PET 영상은 Siemens Inveon 스캐너를 이용하여 획득하였으며 외부 움직임 데이터는 트리거 생성 장치인 BioVet을 이용하였다. SD-Rat PET 영상은 $^{18}F$-FDG 37 MBq/0.2 mL을 미정맥으로 주사하고 60분 후 20분간 데이터를 획득하였다. 리스트모드 데이터의 각 선응답은 외부 트리거 장치에 의해 획득된 트리거신호를 이용하여 2 bin에서 16 bin으로 사이노그램을 획득하였다. 획득된 사이노그램 데이터는 OSEM 2D 알고리즘을 이용하여 4회의 반복으로 재구성하였다. 종양의 정량적 분석을 위한 PET 영상은 종양을 묘사한 분자체 영역에 관심영역을 설정하고 계수와 SNR 그리고 FWHM을 이용하여 평가하였다. 움직임 표적으로 사용된 분자체의 크기는 $1.59{\times}2.50mm$이었으며, 기준 영상으로 획득한 체외 분자체 수직 및 수평 FWHM은 $2.91{\times}1.43mm$이었다. 정적영상과 4 bin 그리고 8 bin 영상에서의 수직 FWHM은 각각 3.90 mm, 3.74 mm, 3.16 mm이었으며 수평 FWHM은 각각 2.21 mm, 2.06 mm, 1.60 mm이었다. 정적영상, 4 bin, 8 bin, 12 bin 그리고 16 bin의 계수 값은 각각 4.10, 4.83, 5.59, 5.38, 5.31이었다. 정적영상, 4 bin, 8 bin, 12 bin 그리고 16 bin의 SNR은 4.18, 4.05, 4.22, 3.89, 3.58이었다. FWHM은 게이트 수의 증가에 따라 계속 향상됨을 확인하였다. 그러나 계수 값과 SNR은 게이트 수의 증가에 따라 계속 향상되지 않고 특정 bin 수에서 가장 높은 값을 보여 소동물 폐 영역에서의 종양 영상화시 SNR의 손실을 최소화하면서 향상된 계수 값을 얻을 수 있는 게이트 수를 획득하였다. 내부 움직임 측정은 최적화된 종양 국소화 영상을 획득할 수 있으며 외부 움직임 모니터링 시스템을 사용하지 않고 장기별 움직임 예측 모델링을 위한 유용한 방법이 될 것으로 기대된다.

• 핵의학기술
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• 제25권2호
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• pp.15-24
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• 2021

SPECT/CT는 보급 초기에 뛰어난 보정방법과 융합영상을 기반으로 한 정성적 기능이 주목받았고, 최근 동반진단치료(Theranostics)등의 도입으로 그 정량적 기능에 대한 관심과 활용이 증가되는 추세이다. PET/CT와 달리 SPECT/CT의 절대 정량화는 조준기의 종류, 검출기 회전과 같은 조건들이 영상획득과 재구성 방법 등에 까다로운 요소로 작용하고 있다. 따라서 본 연구에서는 SPECT/CT 촬영조건 중 투영상수와 투영상당 획득시간에 따른 총 획득시간(검사시간)의 증·감이 방사능농도 추정치에 미치는 영향을 알아보고자 한다. 부피 9,293 ml의 원통형 팬텀에 멸균수를 가득 채운 후 99mTcO4- 91.76 MBq를 희석하여 총 획득시간 600 sec(10 sec/frame × 120 frames, matrix size 128 × 128)의 조건으로 기준영상을 촬영하였고, 체적감도와 교정인자를 확인하였다. 기준영상을 중심으로 총 획득시간을 60(-90%), 150(-75%), 300(-50%), 450(-25%), 900(+50%), 1200(+100%) sec/frame으로 증·감시켜 비교영상을 획득하였고, 각 영상별 세부조건은 투영상당 획득시간(sec/frame)을 1.0, 2.5, 5.0, 7.5, 15.0, 20.0 sec/frame(투영상수 120frames 고정)로, 투영상수를 12, 30, 60, 90, 180, 240 frames(투영상당 획득시간 10 sec/frame 고정)로 설정하였다. 획득된 각 영상에서 관심체적을 통하여 측정한 계수를 바탕으로 정성적 평가로서 CNR(Contrast to Noise Ratio)의 변동률(%)을 확인하였고, 방사능농도 추정치의 변동률(%)을 통해서는 정량적 평가를 시행하였다. 이때 방사능농도 추정치(cps/ml)와 실제 방사능농도(Bq/ml)의 관계는 회복계수(RC_Recovery Coefficients)를 지표로 비교·분석하였다. 투영상수 변화에 따른 결과[CNR 변동률(%), 방사능농도 추정치 변동률(%), RC]는 총 획득시간 증감률(%) -90%에서 [-89.5%, +3.90%, 1.04], -75%에서 [-77.9%, +2.71%, 1.03], -50%에서 [-55.6%, +1.85%, 1.02], -25%에서 [-33.6%, +1.37%, 1.01], +50%에서 [+33.7%, +0.71%, 1.01], +100%에서 [+93.2%, +0.32%, 1.00]이었으며, 투영상당 획득시간 변화에 따른 결과는 총 획득시간 증감률(%)-90%에서 [-89.3%, -3.55%, 0.96], -75%에서 [-73.4%, -0.17%, 1.00], -50%에서 [-49.6%, -0.34%, 1.00], -25%에서 [-24.9%, 0.03%, 1.00], +50%에서 [+49.3%, -0.04%, 1.00], +100%에서 [+99.0%, +0.11%, 1.00]이었다. SPECT/CT에서 총 획득시간의 증·감에 따라 획득된 총 계수와 그에 따른 영상품질(CNR)은 비례하여 변화하는 양상을 보였지만, 절대 정량화를 통한 정량적 평가에서는 모든 실험조건에서 5% 미만(-3.55에서 +3.90%)의 변화를 보여 큰 영향을 받지 않고 정량적 정확성(RC 0.96에서 1.04)을 유지하였다. 검사시간의 증가보다는 단축을 우선하여 고려하였을 때 총 획득시간 감소는 정성적 기능에 있어서 기존에도 배제할 수 없었던 사항이지만 정량적 기능은 큰 손실 없이 적용 가능하여 임상적으로 실효성이 있다고 판단된다. 다만 총 획득시간의 증·감 시 동일한 검사시간이라면 투영상수의 변경보다는 투영상당 획득시간의 변경이 정성적, 정량적으로 조건변화에 따른 변동 폭이 적은 것으로 나타났다.

• 한국산학기술학회논문지
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• 제17권4호
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• pp.351-360
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• 2016

본 연구의 목적은 표준화된 종합주의력검사(CAT)의 소검사인 시공간 작업기억력 검사를 통해 얻어진 실험대상자의 안정상태 뇌파 활성차이로 시공간 작업기억력 수행능력을 예측할 수 있는 지를 알아보고자 하는 것이다. 실험 대상자는 2014년 12월 1개월 동안 학업 성취도와 무관한 31명의 일반적인 중학생 중 시공간 작업기억력 검사 후 순방향과 역방향 공간폭 결과에서 표준편차를 벗어난 7명과 6명이 선별되었고, 선별된 대상자를 각각 작업기억력 우수 집단(EWM)과 저하 집단(PWM)으로 구성하였다. 뇌파 측정과 뇌파 밴드별 상호 연관성을 통한 뇌기능 지수의 하위요소를 알아보기 위해 뇌기능분석 프로그램을 사용하였고 집단 간 차이 검증을 위한 통계 처리는 Mann-Whitney Test로 하였다. 연구 결과는 첫째, 순방향 작업 기억력 검사 결과 EWM과 PWM 집단 간 고베타파 활성도에서 좌뇌와 우뇌 모두 유의미한 차이를 보였고 저베타파 활성도에서는 우뇌에서만 유의미한 차이가 나타났다. 둘째, 세타파와 알파파 활성도는 통계적 유의수준에는 도달하지 못했다. 결론적으로 시공간 작업기억 수행능력과 안정 상태시 고베타파와 저베타파 활성도와 상관관계가 있음을 보여주며 특히 시공간 작업기억 수행능력과 우뇌의 정신적 활동 및 사고능력과는 상관관계를 보여 주었다. 시공간 작업기억 수행능력을 안정 상태에서도 베타파의 활성도를 통해 예측할 수 있다는 점이 본 연구가 갖는 의의이다. 향후 뇌파의 활성도가 작업기억력 평가 도구와 근거자료로써 활용될 수 있기를 기대한다.

• 한국방사선학회논문지
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• 제15권5호
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• pp.741-748
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• 2021

본 연구의 목적은, 몬테 카를로 시뮬레이션 기반 조준기 길이와 검출기 두께 변화에 따른 Cadimium Zinc Telluride (CZT) 와 NaI 검출기 물질을 변화하면서 영상의 질을 비교 평가 해보고자 한다. CZT 와 NaI 검출기 물질 기반 감마카메라를 각각 모사하였고, 조준기 길이는 1, 2, 3, 4, 5, 6 cm, 검출기 두께는 1, 3, 5, 7 mm 로 설정하였다. 1 MBq의 점선원을 이용해 민감도, 4.45, 3.80, 3.15, 2.55 mm 의 지름을 가진 자체 제작한 팬텀을 모사하고, 가장 큰 지름인 4.45 mm 영상에 관심영역을 설정하여 signal to noise ratio (SNR)과 프로파일을 이용하여 각각 획득영상을 분석하였다. 조준기 길이에 따른 CZT 검출기 기반 민감도는 2.3 ~ 48.6 cps/MBq, NaI 검출기 기반 민감도는 1.8 ~ 43.9 cps/MBq 이고, CZT 검출기 기반 팬텀을 활용한 SNR은 3.6 ~ 9.8, NaI 검출기 기반 팬텀 SNR은 2.9~9.5다. 조준기 길이 변화에 따른 프로파일은 조준기의 길이가 증가할수록 영상의 공간 분해능이 향상함을 확인하였다. 또한, 검출기 두께에 따른 CZT 검출기 기반 민감도는 0.04 ~ 0.12 cps/MBq 이고, NaI 검출기 기반 민감도는 0.03 ~ 0.11 cps/MBq 다. CZT 검출기 기반 팬텀 SNR은 7.3~9.8 이며, NaI 검출기 기반 팬텀 SNR은 5.9~9.5다. 또한, 검출기 두께 변화에 따른 프로파일은 검출기 두께가 증가할수록 산란선이 증가함으로써 영상의 공간 분해능이 감소함을 확인하였다. 이 연구데이터를 기반으로 영상 획득 목적에 따라 검출기의 종류와 두께, 조준기의 길이를 선택하여 최고의 영상의 질을 획득할 수 있어야 한다.

• Journal of Radiation Protection and Research
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• 제39권1호
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• pp.7-13
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• 2014

인광석 취급 산업체에서는 천연방사성물질(NORM)을 함유한 물질을 다량으로 취급하고 있어, 종사자들은 각 공정에서 발생하는 공기 중 입자의 흡입에 의해 내부피폭을 받을 수 있다. 흡입에 의한 내부피폭 방사선량은 입자의 특성에 의해 크게 좌우된다. 따라서 본 연구에서는 국내 최대 인광석 취급 산업체에서 공기 중 부유 입자의 크기 분포 및 농도, 입자의 모양 및 밀도, 그리고 방사능 농도를 평가 하였다. 다단계입자채집기를 이용하여 공기 중 입자를 채집하고 입자의 크기분포, 농도, 그리고 모양을 분석하였다. 입자의 공기역학적 직경은 0.03-100 ${\mu}m$까지 광범위하게 분포하였으며, 입자크기가 4.7-5.8 ${\mu}m$(기하학적 평균직경 = 5.22 ${\mu}m$) 혹은 5.8-9.0 ${\mu}m$(기하학적 평균직경 = 7.22 ${\mu}m$)인 범위에서 공기 중 입자의 농도가 최댓값을 나타냈다. 공기 중 부유입자의 농도는 공정에 따라 최대 수백 배 이상 차이를 보였으며, 중장비 작업이 이루어지는 창고에서 높은 농도를 보였다. 반면에 인산석고 적치장에서는 입자의 부유방지를 위한 덮개 및 살수 그리고 비료공장 제어실에서는 환기시설을 갖추고 있어 상대적으로 입자의 공기 중 농도가 낮게 나타났다. 입자의 모양은 모든 측정 장소에서 구형에 가깝게 나타났으므로, 인광석 취급 시설에서 발생하는 입자의 모양인자 값을 1로 정하였다. 각 공정에서 시료를 채집하여 입자의 밀도를 분석하였다. 인광석의 밀도는 약 3.1-3.4 $gcm^{-3}$, 염화칼륨의 밀도는 약 2.7 $gcm^{-3}$, 공정 부산물인 인산석고의 밀도는 약 2.1-2.6 $gcm^{-3}$, 최종제품인 복합비료의 밀도는 약 1.7 $gcm^{-3}$으로 나타났다. 감마분석기를 이용하여 원료물질, 공정부산물, 생산제품 내 $^{226}Ra$, $^{228}Ra$, $^{40}K$ 핵종의 방사능 농도를 측정하였다. 인광석에는 주로 우라늄계열 핵종을 많이 함유하고 있었으며, 그 농도는 원료 산지에 따라 94-866 $Bqkg^{-1}$ 정도였다. 인광석 내에 존재하는 우라늄계열 핵종 중 우라늄은 생산품인 인산 혹은 비료에 농축되었으며, 라듐은 부산물인 인산석고에 농축되었다. 최종제품인 비료의 경우에는 $^{226}Ra$과 $^{228}Ra$이 거의 존재하지 않았으나, 제품생산을 위해 첨가한 염화칼륨에 의해 $^{40}K$의 방사능 농도가 5,000 $Bqkg^{-1}$로 높게 나타났다. 본 연구에서 생산한 인광석 취급 산업체의 입자의 특성 평가 자료는 인산염 취급 산업체 종사자에 대한 방사선학적 안전성 평가에 이용될 수 있을 것이며, 최근 시행된 생활주변방사선 안전관리법에 따른 생활주변방사선 안전관리의 체계를 수립하기 위한 자료로 활용될 수 있을 것이다.