Last year, a three-year research program was started in order to establish an external audit system to radiotherapy QA in Japan. It consists of questionnaire surveys, mailed (off-site) dosimetry and visited (on-site) dosimetry at radiotherapy facilities in Japan. The first questionnaire was sent to all Japanese radiotherapy facilities in October 2001, surveying basic QA procedures at each facility. 628 answers were returned with the return rate of 87%. In February 2002, the second questionnaire was sent. Off-site and on-site dosimetry have been tested in several facilities, and will be started soon. We anticipates that this program will gradually grow to a radiotherapy quality control center similar to Radiological Physics Center at MD Anderson Hospital.
The purpose of this study was to construct a model of MVCT(Megavoltage Computed Tomography) dose calculation by using Dosimetry Check™, a program that radiation treatment dose verification, and establish a protocol that can be accumulated to the radiation treatment dose distribution. We acquired sinogram of MVCT after air scan in Fine, Normal, Coarse mode. Dosimetry Check™(DC) program can analyze only DICOM(Digital Imaging Communications in Medicine) format, however acquired sinogram is dat format. Thus, we made MVCT RC-DICOM format by using acquired sinogram. In addition, we made MVCT RP-DICOM by using principle of generating MLC(Multi-leaf Collimator) control points at half location of pitch in treatment RP-DICOM. The MVCT imaging dose in fine mode was measured by using ionization chamber, and normalized to the MVCT dose calculation model, the MVCT imaging dose of Normal, Coarse mode was calculated by using DC program. As a results, 2.08 cGy was measured by using ionization chamber in Fine mode and normalized based on the measured dose in DC program. After normalization, the result of MVCT dose calculation in Normal, Coarse mode, each mode was calculated 0.957, 0.621 cGy. Finally, the dose resulting from the process for acquisition of MVCT can be accumulated to the treatment dose distribution for dose evaluation. It is believed that this could be contribute clinically to a more realistic dose evaluation. From now on, it is considered that it will be able to provide more accurate and realistic dose information in radiation therapy planning evaluation by using Tomotherapy.
고 에너지 광자선과 전자선의 흡수선량 결정에 대한 표준측정법은 공기커마 교정인수를 바탕으로 한 방법이 널리 사용되고 있으나 복잡한 수식과 물리적인자의 불확실성 등으로 정확도 향상에 한계가 있다. 따라서 최근 국제원자력기구와 미국의학물리학회에서 물 흡수선량을 기반으로 표준측정법을 개발하였다. 본 연구는 국제원자력기구의 IAEA TRS-398 과 미국의학물리학회의 AAPM 7e-51 물 흡수선량 표준측정법에 대한 인터넷을 기반으로 하는 선량교정 프로그램을 개발하였다. 이 프로그램은 인터넷 온라인상에서 사용할 수 있도록 C$\#$ 언어를 사용하여 각각의 표준측정법의 절차에 따라 사용자의 편의를 고려하여 개발하였다. 사용자는 인터넷을 통해 기준점에서의 두 가지 절차서에 따른 물 흡수선량을 비교할 수 있으며, 국내 각 기관에서 수행된 선량교정의 추세를 이해하고 보다 쉽게 관리할 수 있게 하였다. 웹 기반 데이터베이스를 이용하여 차후 국내 실정에 적합한 물 흡수선량 표준에 기반을 둔 표준측정법을 개발하는데 기여할 것으로 기대된다
This study was to improve to utilization of non dosimetry measurements for X-ray radiography. Experiments was passed off varying the X-ray tube voltage and the thickness of the aluminum filter by actual dose. Calculated results was set to the first beam quality factors, calculated first correction coefficient by the Microsoft Excel program was set as the second beam quality factors. To make the non dosimetry measurements simply, the Excel program apply to the new beam quality factors, the error was compared to the previous studies, and the results verify the calculated value of smaller errors.
최근 선량측정의 정확성을 향상시키기 위하여 기존의 공기커마 교정인수에 기반한 표준측정법에서 물 흡수선량 교정인수에 기반한 표준측정법으로 변환하고 있는 추세이다. 본 연구에서는 미국의학물리학회의 AAPM TG-51과 국제원자력기구의 IAEA TRS-398 표준측정법에 대한 선량교정 프로그램을 개발하였다. 이 프로그램은 윈도우 환경에서 사용이 용이하도록 비쥬얼 C++언어를 사용하여 각각의 표준측정법에서 권고하고 있는 방법 및 절차에 따라 사용자의 편의성을 고려하여 개발하였다. 이 프로그램은 이온함에 대한 정보와 물리적인 자료에 대한 표와 그래프 값들을 수식화하여 데이터베이스화함으로써 수작업으로 인해 발생할 수 있는 실수 및 오차를 줄일 수 있다. 개발된 프로그램의 활용을 통하여 국내 실정에 적합한 물 흡수선량 표준에 기반한 표준측정법 개발에 토대를 마련하는데 있어 기여할 것으로 사료된다.
Tritium dose management is an important aspect of the radiation protection program at CANDU type reactor sites. This paper describes the bioassay and dosimetry of tritium at CANDU reactor sites, especially for Wolsung Nuclear Power Plant. It presents a compilation of information drawn from published papers, technical reports, international and national guidelines as well as practical experience both in Korean and Canadian CANDU Nuclear Power Plants. The implementation of this program would provide a technical basis for demonstrating to workers, managers and regulators that tritium bioassay measurements, dose calculations and records should be of acceptable quality and should meet overall radiation protection program objectives.
Background: The International Commission on Radiological Protection (ICRP) has recently published report series on the occupational intakes of radionuclides (OIR) for internal dosimetry of radiation workers. In this study, the optimized monitoring program including the monitoring interval and the minimum detectable activity (MDA) of major radionuclides was suggested to perform the routine individual monitoring of internal exposure based on the ICRP OIR. Materials and Methods: The derived recording levels and the critical monitoring quantities were reviewed from international standards or guidelines by the International Atomic Energy Agency (IAEA), the International Organization for Standardization (ISO), and the European Radiation Dosimetry Group (EURADOS). The OIR data viewer provided by ICRP was used to evaluate the monitoring intervals and the MDA, which are derived from the reference bioassay functions and the dose coefficients. Results and Discussion: The optimal monitoring intervals were determined taking account of two requirement conditions on the potential intake underestimation and the MDA values. The MDA requirement values of the selected radionuclides were calculated based on the committed effective dose from 0.1 mSv to 5 mSv. The optimized routine individual monitoring program was suggested including the optimal monitoring intervals and the MDA requirements. The optimal MDA values were evaluated based on the committed effective dose of 0.1 mSv. However, the MDA can be adjusted considering the practical operation of the routine individual monitoring program in the nuclear facilities. Conclusion: The monitoring intervals and the MDA as crucial factors for the routine monitoring were described to suggest the optimized routine individual monitoring program of the occupational intakes. Further study on the alpha/beta-emitting radionuclides as well as short lived gamma-emitting nuclides will be necessary in the future.
최근, 개인방사선피폭선량평가에 관한 기술기준이 과학기술처에 의해 고시됨에 따라 국내에서도 개인선량계를 이용한 체외피폭선량평가결과의 신뢰성 문제가 크게 대두되고 있다. 한국원자력연구소에서는 이러한 국내의 상황을 인식하고 자체적인 신뢰성 확보를 위해 미국의 Oak Ridge국립연구소의 주관하에 개인피폭선량의 평가에 관한 국제상호비교검증시험(Personnel Dosimet Intercomparison Study ; PDIS)을 수행하였다. 비교검증시험에는 한국원자력연구소에서 사용하고 있는 Teledyne PB-3 열형광선량계가 사용되었으며 선량계산 알고리즘은 Teledyne PB-3 version 1.5-1989를 사용하였다. 본 연구에서는 지금까지 실시 된 PDIS의 결과를 요약하고 현재 PB-3 시스템의 개인선량평가성능에 대해 고찰하였으며, 선량평가절차에 대한 문제점 도출을 통하여 직업적 방사선피폭선량 평가능력의 향상을 위한 방안을 제시하였다.
Extracorporeal shock wave therapy (ESWT) is simply evolved from extracorporeal shock wave lithotripsy known as a revolutionary non-invasive technique for treating kidney stone diseases. Since ESWT was approved for treating plantar fasciitis by FDA in 2000, it has been rapidly accepted into various clinical practices. Its indication includes chronic tendinitis and pseudoarthrosis, and has been widened to various applications other than orthopeadics. Little has been reported on their acoustic properties, yet, even if a number of clinical ESWT systems are readily available. This article reviews the acoustical aspects of ESWT and discusses critical issues towards acoustic exposure optimization and shock wave dosimetry.
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[게시일 2004년 10월 1일]
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