• 방사선산업학회지
• /
• 제10권1호
• /
• pp.37-41
• /
• 2016

The recent prevalence of PET examinations in Korea has led to an increase in the number of cyclotrons. The medical isotope $^{18}F$ produced in most cyclotron facilities currently operating in Korea is emitted into the environment during the production of [$^{18}F$]FDG, a cancerdiagnosis reagent. The amount of [$^{18}F$]FDG synthesized determines the radioactive concentration of $^{18}F$ in the exhaust. At some facilities, this amount temporarily exceeds the emission limit. In this study, we evaluated the $^{18}F$ radioactivity concentration in the exhaust from the cyclotron facility at Chosun University. The $^{18}F$ radioactivity concentration was measured using an air sampler and a HPGe semiconductor detector. The measurements showed that the radioactive concentration of $^{18}F$ in the exhaust at the cyclotron facility at Chosun University was the highest during [$^{18}F$]FDG synthesis but remained under the legal limit of $2,000Bq\;m^{-3}$.

• 방사선산업학회지
• /
• 제11권1호
• /
• pp.13-18
• /
• 2017

Recently, the number of PET cyclotrons has increased in Korea. A cyclotron mainly produces $^{18}F$, which is used for the production of [$^{18}F$]FDG, a cancer diagnostic radiopharmaceutical. For radiation protection, the discharge control standard under the Nuclear Safety Act limits the radioactive concentration of $^{18}F$ in the exhaust discharged from a nuclear power utilization facility to below $2,000Bq\;m^{-3}$. However, the radioactive concentration of $^{18}F$ discharged during [$^{18}F$]FDG production at the cyclotron facility at Chosun University is maintained at about $1,500Bq\;m^{-3}$ on average, which is 75% of the concentration limit of the discharge control standard, and temporarily exceeds the standard as per the real-time monitoring results. This study evaluated the performance of the exhaust filter unit of the cyclotron facility at Chosun University by assessing the concentration of $^{18}F$ in the exhaust, and an experiment was conducted on the discharge reduction, where $^{18}F$ is discharged without reacting with the FDG precursors during [$^{18}F$]FDG synthesis and is immediately captured by the [$^{18}F$]FDG automatic synthesis unit. Based on the performance evaluation results of the exhaust filter at the cyclotron facility of Chosun University, the measured capture efficiency before and after the filter was found to be 92%. Furthermore, the results of the discharge reduction experiment, where the exhaust $^{18}F$ was immediately captured by the [$^{18}F$]FDG synthesizer, showed a very satisfactory 94.3% reduction in the concentration of discharge compared to the existing discharge concentration.

• Journal of Radiation Protection and Research
• /
• 제15권2호
• /
• pp.113-122
• /
• 1990

원자력병원에 설치된 MC-50 의학용 싸이클로트론은 4년간의 장비 도입 계획, 장비 인수 및 설치 그리고 빔 특성조사를 거쳐서 1986년 11월부터 가동을 시작하였다. MC-50 싸이클로트론은 현재 중성자치료 및 방사성 동위원소 생산에 이용되고 있다. 1989년 12월 현재, 중성자선 치료는 총 179명(1852 sessions)의 환자에서 시행되었다. 핵의학 분야에 이용되는 방사성 동위원소의 생산은 표적운반, 표적용융, 빔 진단 그리고 화학적 처리과정에 관한 문제들을 해결하기 위한 다각적인 연구를 거친 후 1989년 3월부터 시작하였다. 이 논문은 중성자 치료와 동위원소 생산에 이용된 MC-50 싸이클로트론의 운영 현황 및 장비의 특성에 대하여 기술하였으며, 또한 1989년도의 운영결과 및 제반 문제점들을 요약하였다. 1989년도 총 운전시간은 1252.5시간이었으며 이 중 중성자 치료에 400시간을 이용하였다(599 sessions). 동위원소 생산에는 832.5시간을 이용하여 총 1695mCi(Ga-67 : 1478mCi, Tl-201 : 107 mCi, I-123 : 25mCi, In-111 : 85mCi)를생산하였다. 빔 특성실험 및 기타 연구에는 20시간을 이용하였다. 1989년도의 가동율은 88.2%이었으며 전년도의 71.0%에 비하여 현저히 향상되었다.

• 한국방사선학회논문지
• /
• 제10권7호
• /
• pp.489-494
• /
• 2016

사이클로트론에서 발생되는 핵반응은 불필요한 중성자를 발생시키며, 이로 인해 주변 물질들이 방사화되게 된다. 방사화된 물질은 방사선피폭의 원인으로, 공기가 방사화 되었을 경우 인체에 흡입되어 내부피폭을 발생 시킨다. 이에 본 연구에서는 16.5 MeV의 초소형 사이클로트론의 운영에 따른 내부 공기의 방사화를 분석하고자 하였다. 실험결과 초소형 사이클로트론의 핵반응으로 발생되는 방사화는 종사자에게 매우 낮은 내부피폭을 발생시키는 것을 확인할 수 있었으며, 방사화로 인하여 발생된 방사능을 법적 기준치와 비교하여 보았을 때 기준치 이하로 법적 관리의 대상에서 제외 될 수 있음을 알 수 있었다. 하지만, 사이클로트론의 에너지가 높아짐에 따라 내부피폭의 위험성은 더욱 높아질 우려가 있으며, 이에 따라 국내에 정립 되어 있지 않는 방사선 관련 시설의 환기설비에 대한 기준이 필요할 것으로 사료되었다.

• Journal of Radiation Protection and Research
• /
• 제14권2호
• /
• pp.45-50
• /
• 1989

원자력병원 싸이클로트른 중성자선(中性子線) 치료실의 방사선 준위(準位)를 측정함으로써 방사선 안전도를 검토하여 보았다. 중성자선 치료실내 방사선 노출은 주로 isocentric gantry에 내장된 중성자선 표적(標的)과 조사야(照射野)를 결정하는 collimator의 방사화(放射化)로 인한 잔류방사능(殘留放射能) (remanent radioactivity)에 의해 결정 된다. 측정결과 선량율(線量率)은 과다하지 않았고 개인 집적선량(集積線量)도 허용치 이내였다. 방사선 작업종사자로서의 의료기사는 환자치료 시 매 조사(照射) 완료 직후부터 5분간 멸살(滅殺)시간을 갖도록 조치하였다.

• 대한방사선기술학회지:방사선기술과학
• /
• 제39권4호
• /
• pp.643-649
• /
• 2016

사이클로트론을 이용하여 $^{18}F^-$동위원소를 생산하는 경우 가속된 양성자 빔은 사이클로트론의 금속부품들과 반응하여 방사화를 일으킨다. 그 중에서도 빔과 주요하게 반응하는 표적집합체를 구성하는 표적실, 표적창에 장반감기의 핵종이 많이 발생한다. 이러한 표적집합체의 방사화 핵종을 잘 이해하는 것은 사이클로트론 운영자와 유지 보수 작업자를 위해서 매우 중요하다. 본 연구에서는 IBA(Ion Beam Application)사 사이클로트론 Cyclone 18/9 기기의 표적집합체 유지보수 작업자의 방사선 안전지침을 마련하기 위해서 사이클로트론 가동 후 표적집합체에 발생되는 주요 핵종을 분석하고, 또한, 사이클로트론 가동정지 직후부터의 선량감소율을 실험적으로 측정하였다. $^{18}F^-$동위원소 생산 후 표적집합체의 잔류 방사화 핵종의 종류 및 방사능농도를 확인하기 위하여, 표적실내 잔류물질 및 표적창 하버포일 시료를 채취하여 고순도 게르마늄(HPGe) 감마핵종분석기로 측정하여 분석하였다. 또한, 사이클로트론 가동직후 사이클로트론에서 발생되는 선량률을 시간에 따라 측정하였다. 감마핵종분석과 선량률감소에 대한 데이터는 추후 사이클로트론 운영의 방사선안전을 위한 데이터로 활용될 수 있을 것으로 기대된다.

• Journal of Radiation Protection and Research
• /
• 제42권3호
• /
• pp.141-145
• /
• 2017

Background: The concrete walls inside the vaults of cyclotron facilities are activated by neutrons emitted by the targets during radioisotope production. Reducing the amount of radioactive waste created in such facilities is very important in case they are decommissioned. Thus, we proposed a strategy of reducing the neutron activation of the concrete walls in cyclotrons during operation. Materials and Methods: A polyethylene plate and B-doped Al sheet (30 wt% of B and 2.5 mm in thickness) were placed in front of the wall in the cyclotron room of a radioisotope production facility for pharmaceutical use. The target was Xe gas, and a Cu block was utilized for proton dumping. The irradiation time, proton energy, and beam current were 8 hours, 30 MeV, and $125{\mu}A$, respectively. To determine a suitable thickness for the polyethylene plate set in front of the B-doped Al sheet, the neutron-reducing effects achieved by inserting such sheets at several depths within polyethylene plate stacks were evaluated. The neutron fluence was monitored using an activation detector and 20-g on de Au foil samples with and without 0.5-mm-thick Cd foil. Each Au foil sample was pasted onto the center of a polyethylene plate and B-doped Al sheet, and the absolute activity of one Au foil sample was measured as a standard using a Ge detector. The resulting relative activities were obtained by calculating the ratio of the photostimulated luminescence of each foil sample to that of the standard Au foil. Results and Discussion: When the combination of a 4-cm-thick polyethylene plate and B-doped Al sheet was employed, the thermal neutron rate was reduced by 78%. Conclusion: The combination of a 4-cm-thick polyethylene plate and B-doped Al sheet effectively reduced the neutron activation of the investigated concrete wall.

• 한국의학물리학회지:의학물리
• /
• 제20권1호
• /
• pp.37-42
• /
• 2009

국립암센터에 설치된 양성자 치료기는 양성자 가속기의 운영을 통해 많은 양의 이차방사선을 방출하게 되는데, 이는 양성자 빔이 가속 중에 주위의 물질과 반응을 하여 이차 입자를 발생하고 방사성 동위원소도 생성하기 때문이다. 생성된 방사성 동위원소에 의한 방사선량은 시간에 따라 감쇠되지만 양성자 치료기의 운영 및 유지보수를 위해 수시로 가속기 작업종사자들이 시설내부로 접근해야 하며 이로 인해 이차방사선에 의한 피폭 문제가 발생될 수 있다. 본 논문에서는 양성자 가속기(Cyclotron)를 포함한 양성자 치료기의 운영을 위해 필요한 작업종사자들의 작업환경을 평가하고, 적절한 수준의 방사선 방호대책을 수립하기 위해 양성자 치료기 운영 중 가장 높은 수준의 방사선이 발생되는 양성자 가속기(Cyclotron) 및 주변 지역에서의 가속기 가동에 따른 방사선 발생 정도를 측정하였고 그 지속시간을 분석하였다. 이를 위해 양성자 빔의 손실이 가장 큰 가속기 주변과 에너지 선택 시스템(Energy Selection System, ESS)지역의 탄소(graphite, $^{12}C$) 재질로 구성된 에너지 감쇠장치(degrader)에서의 방사선 변화를 추적하고, 가속기에서 생산된 230 MeV의 고정된 에너지 빔이 에너지 감쇠장치(degrader)를 거쳐 ESS를 통해 전송된 빔의 효율을 산출하고 빔의 전송 구간에서의 상대적인 방사화 정도를 분석하였다. 이러한 분석 자료를 토대로 작업종사자들의 작업간 피폭 수준을 계산하고 연간 피폭 정도를 측정하였다. 작업 중 가속기 시설내의 선량은 수십 ${\mu}Sv/h$로 다른 방사선 치료기에 비해 상대적으로 높은 수준이지만 작업시간을 고려한 연간 총 피폭 선량은 작업자에 따라 1~3 mSv/year 정도로, 연간 피폭 한계 선량보다 충분히 낮은 수준으로 운영이 가능하였다.

• 한국의학물리학회지:의학물리
• /
• 제15권4호
• /
• pp.210-214
• /
• 2004

PET에 사용되는 조영제는 생산과정 중에 다량의 중성자가 발생한다. 발생된 중성자는 주로 콘크리트 구조물로 차폐를 하게 되며 가속기 시설의 차폐 평가는 구조물 외부로 방출되는 방사선의 선량을 측정하게 된다. 즉 콘크리트를 통과하면서 에너지를 잃은 중성자와 콘크리트를 이루는 물질과 중성자간의 상호작용으로 생성되는 광자의 선량을 측정하여 선량을 평가하게 된다. MCNPX 코드2)를 이용하여 가속기 시설의 콘크리트 구조물 외부로 방출되는 중성자 선량과 광자선량을 계산한 결과, 원자력법에서 정한 법정 제한 선량에 훨씬 못 미치는 것을 알 수 있었다.

• Nuclear Engineering and Technology
• /
• 제55권1호
• /
• pp.378-390
• /
• 2023

The SPES (Selective Production of Exotic Species) facility, currently under development at Legnaro National Laboratories of INFN, aims at the production of intense RIB (Radioactive Ion Beams) employing the Isotope Separation On-Line (ISOL) technique for interdisciplinary research. The radioactive isotopes of interest are produced by the interaction of a multi-foil uranium carbide target with a 40 MeV 200 μA proton beam generated by a cyclotron proton driver. The Target Ion Source (TIS) is the core of the SPES project, here the radioactive nuclei, mainly neutron-rich isotopes, are stopped, extracted, ionized, separated, accelerated and delivered to specific experimental areas. Due to efficiency reasons, the TIS unit needs to be replaced periodically during operation. In this highly radioactive environment, the employment of autonomous systems allows the manipulation, transport, and storage of the TIS unit without the need for human intervention. A dedicated remote handling infrastructure is therefore under development to fulfill the functional and safety requirement of the project. This contribution describes the layout of the SPES target area, where all the remote handling systems operate to grant the smooth operation of the facility avoiding personnel exposure to a high dose rate or contamination issues.