• Title/Summary/Keyword: Radiation Protection

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Radiocobalt의 체내 오염(汚染)에 대(對)한 제염효과(除染效果) (An Experimental Study on Internal Decontamination Radiocobalt)

  • 정인용;김태환;정현우;진수일;윤택구
    • Journal of Radiation Protection and Research
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    • 제13권1호
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    • pp.31-41
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    • 1988
  • 국내 원자력(原子力) 산업(産業)의 시설증대(施設增大)로 방사성핵종오염(放射性核種汚染)의 가능성이 날로 증가되고 있음에도 불구하고 종사자 및 인근주민에 대한 진료대책(診療對策)에 관한 연구가 전무한 실정에 있어 이에 대한 기초자료마련의 일환인 응급처치방안을 수립코자 $^{58}CoCl_2\;1{\mu}Ci$를 마우스(NIH-(GP))의 복강내(腹腔內)에 투여한 후 $CaNa_3$ DTPA 8.4mg/0.2ml-saline, $CoNa_3$ DTPA 8.4mg/0. 2ml-saline, saline 5ml 등(等)을 동시에 각각 투여하였으며, cobalt의 전신잔존량(全身殘存量), 체내분포 및 요내(尿內) 함유(含有)된 양(量)을 측정(測定)하기 위해 투여 후(後) 4, 8, 12, 48시간, 그리고 7일에 MCA의 Ge-detector로 방사능(放射能)을 계측(計測)하였고, 또한 각 실질장기내(實質臟器內) 잔존(殘存)된 cobalt의 방사능(放射能)을 측정(測定)하기 위하여 각 group당 6마리의 마우스를 도살해체하여 측정(測定)하였던 바 다음과 같은 결론을 얻었다. $CoNa_3$ DTPA 처치군(處置群)에서는 오염(汚染)된 방사성(放射性) cobalt의 전신잔존율(全身殘存率)의 감소(減少) 및 배설율(排泄率) 증가(增加)에 유효한 효과(效果)가 있었으며, systemic contamination에 대한 방어효과는 $CoNa_3$ DTPA, $CaNa_3$ DTPA 그리고 saline의 순(順)으로 유효하였다. 결론적으로 본 실험결과로 볼때 방사성(放射性) cobalt의 체내오염에 대한 긴급처치(緊急處置)는 $CoNa_3$ DTPA와 다량의 물을 동시에 투여함으로써 체내오염된 방사성(放射性) cobalt의 배설(排泄)을 촉진(促進)시킬 것으로 사료된다.

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벼 재배 기간중 침적시기에 따른 Root Uptake of $^{54}Mn,\;^{60}Co,\;^{85}Sr,\;^{137}Cs$의 뿌리흡수 (Root Uptake of $^{54}Mn,\;^{60}Co,\;^{85}Sr\;and\;^{137}Cs$ Deposited at Different Times during the Growing Season of Rice)

  • 최용호;조재성;이창우;홍광희;이정호
    • Journal of Radiation Protection and Research
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    • 제20권4호
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    • pp.255-263
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    • 1995
  • 온실내에서 $^{54}Mn,\;^{60}Co,\;^{85}Sr,\;^{137}Cs$의 혼합용액을 벼의 이식전 및 이식후 다섯 차례에 걸쳐 상부 20cm를 산성 양질사토로 채운 재배상자의 담수표면에 처리하고 흡수실험을 수행하였다. 네 핵종의 벼 지상부로의 흡수율은 처리시기에 따라 각각 $3.4{\sim}13.7%,\;0.03{\sim}0.15%,\;0.6{\sim}l.5%,\;0.02{\sim}0.15%$의 범위로 모두 이식 후 67일 처리에서 최고였다. 토양-작물체간 전이계수는 대체로 핵종간에는 $^{54}Mn>^{85}Sr>^{60}Co{\geq}^{137}Cs$, 부위간에는 볏짚 >왕겨>현미의 순이었다. 현미에서의 전이계수$(m^2/kg-dry)$는 처리시기에 따라 $^{54}Mn$$1.2{\times}10^3{\sim}5.0{\times}10^3,\;^{60}Co$$1.6{\times}10^5{\sim}2.6{\times}10^4,\;^{85}Sr$$1.1{\times}10^4{\sim}7.6{\times}10^4,\;^{137}Cs$$5.2{\times}10^5{\sim}7.0{\times}10^4$였다. 볏짚에서는 네 핵종 모두 이식후 67일 처리에서 전이계수가 최고였고 현미에서는 $^{54}Mn,\;^{60}Co,\;^{85}Sr$의 경우 이보다 다소 늦은 처리에서 최고였다. 본 연구에서 구한 전이계수는 벼의 생육중 사고로 인한 농경지의 방사능 오염 시 환경영향 평가를 위한 기초자료로 이용될 수 있다.

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대기중 라돈자핵종 농도의 일일 및 계절적 변화와 기상인자가 미치는 영향 (Diurnal and Seasonal Variations of the Radon Progeny Concentrations in the open Atmosphere and the Influence of Meteorological Parameters)

  • 이동명;김창규;노병환;이승찬;강희동
    • Journal of Radiation Protection and Research
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    • 제25권4호
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    • pp.207-216
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    • 2000
  • 1999년 7월부터 2000년 7월까지 대전지역에서 전알파/베타 대기부유진 연속모니터링 시스템과 기상측정 시스템을 이용하여 대기중 라돈자핵종 농도에 대한 시간별, 일별, 계절별 변동특성을 조사하였으며 동시에 기상인자가 미치는 영향을 고찰하였다. 그 결과 대기중 라돈자핵종의 일일평균 평형등가농도$(EEC_{Rn})$ 분포는 산술평균 $11.8{\pm}5.86Bqm^{-3}$ 과 기하평균 $10.3{\pm}4.57Bqm^{-3}$이었으며 일일 평균농도의 변동계수는 약 50%정도이었다. 매 30분마다 측정한 라돈자핵종의 평형등가농도는 최소 $0.80Bqm^{-3}$에서 최대 $43.3Bqm^{-3}$ 까지 하루 중 측정시간과 그때의 기상조건에 따라 변하였으나, 일일변동의 양상은 일출시점과 일몰시점에서 각각 최고농도와 최저농도를 반복하는 주기적인 양상을 보였다. 대전지역에서의 평형등가농도는 계절적으로 여름철이 낮고 늦가을이 높은 변동양상을 보여주었으나, 대기중 라돈자핵종 농도의 계절적 변동양상은 측정지역에 따라 달라질 수도 있을 것으로 예상된다. 대기중의 라돈자핵종 농도는 그 지역의 국지적 기상특성에 크게 좌우되었다. 특히 풍속이 $6msec^{-1}$ 이상이 되면 대기중의 라돈자핵종 농도는 $5Bqm^{-3}$이하로 급격히 떨어지는 반면에 대기중의 라돈자핵종 농도가 $30Bqm^{-3}$ 이상인 날은 풍속이 $1msec^{-1}$ 이하의 매우 고요한 날이었다.

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6 MV X선의 주변선량분포 (A Study on the Peripheral Dose of 6MV X-ray Beam)

  • 최두호;김일한;하성환;박찬일
    • Journal of Radiation Protection and Research
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    • 제14권1호
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    • pp.24-33
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    • 1989
  • 방사선 치료시 조사면 밖의 신체부위에도 소량의 방사선이 흡수되며 이러한 소량의 방사선은 치료부위에 따라서는 백내장, 생식기능장애, 태아에 대한 영향등으로 나타날 수 있다. 조사면 밖에서 흡수되는 방사선량인 주변선량의 양과 분포양상 및 이에 영향을 주는 요인을 규명하기 위하여 자동식 제어장치에 의해 제어되는 실리콘 다이오드 측정기를 이용 6MV X선을 조사하면서 주변선량을 물팬톰내에서 측정하였다. 조사면의 크기, 콜리메이터의 위치, 쐐기필터의 존재여부 및 쇄기필터의 각도가 주변선량에 미치는 영향을 측정하여 다음과 같은 결과를 얻었다. 1. 주변선량은 조사면의 경계선에서 멀어질수록 감소하지만 15cm 떨어진 부위에서도 최대 흡수선량의 2.4% $\sim$ 5%에 이른다. 2. 주변선량은 수표면으로부터 깊이 2-3mm 근처까지 선량증가 현상이 나타나 수표면 보다 0 $\sim$ 0.3%까지 높아지며 이후 급격히 감소하여 1.5cm 근처에서 0.5 $\sim$ 5%의 최소치에 도달한 후 다시 3 $\sim$ 8%로 증가한다. 3. 주변선량은 조사면의 크기가 클수록 증가하여 조사면 경계선에서 10cm깊이 5cm거리에서 조사면 5 $\times\;5cm^2$인 경우와 20 $\times\;20cm^2$인 경우 각각 3.5%와 8.2%로서 조사면의 크기에 따라 2배이상의 증가를 보인다. 4. 상부 콜리메이터 방향의 주변선량이 하부 콜리메이터 방향의 주변선량에 비하여 높으며 그 차이는 1% 미만이다. 5. 쐐기 필터를 사용시에는 개방조사면의 경우에 비하여 주변선량이 증가되었으며 특히 얇은 방향의 주변선량이 높아 각도가 60$^{\circ}$이고 조사면의 크기가 15 $\times\;15cm^2$일때 조사면 경계선으로부터 5cm거리에서는 3%정도의 주변선량의 차이를 보인다. 6. 쐐기필터의 각도가 클수록 주변선량이 증가하여 패기필터의 각도가 60$^{\circ}$일때에는 개방조사면에 비하여 약 2배 정도로 주변 선량이 증가한다.

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도시환경 방사능오염 평가모델 METRO-K의 대응행위 결정지원을 위한 실용성 연구 (A Feasibility Study for Decision-Making Support of a Radioactive Contamination Model in an Urban Environment (METRO-K))

  • 황원태;한문희;정효준;김은한;이창우
    • Journal of Radiation Protection and Research
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    • 제33권1호
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    • pp.27-34
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    • 2008
  • 국내 환경을 고려하여 개발된 도시환경 방사능오염 평가모델 METRO-K (${\underline{M}}odel$ for ${\underline{E}}stimates$ the ${\underline{T}}ransient$ Behavior of ${\underline{R}}adi{\underline{O}}active$ Materials in the ${\underline{K}}orean$ Urban Environment)는 IAEA (${\underline{I}}nternational$ ${\underline{A}}tomic$ ${\underline{E}}nergy$ ${\underline{A}}gency$) 주관 국제공동 연구프로그램 EMRAS (${\underline{E}}nvironmental$ ${\underline{M}}odelling$ for ${\underline{RA}}diation$ ${\underline{S}}afety$)의 도시환경 방사능오염평가 분과에서 체르노빌 원전사고로 오염된 Pripyat 지역과 가상 방사능테러로 인한 오염 시나리오의 평가에 참여해 오고 있다. 본 논문에서는 EMRAS 프로그램의 일환으로 수행된 Pripyat 지역에 대한 METRO-K의 평가 결과를 제시하였고 다른 모델의 예측값과 비교, 논의함으로써 만일의 도시환경 방사능오염시 대응행위 결정지원을 위한 동 모델의 실용성을 고찰하였다. METRO-K를 사용한 평가결과에서 방사성물질의 오염 후 신속한 대응행위는 무엇보다 중요하다는 것을 알 수 있었다. EMRAS 프로그램에 참여한 각기 다른 모델로 평가된 예측값의 차이는 1) 모델의 수학적 구조와 관련 변수값, 2) 모델에 반영된 피폭경로, 3) 피폭영향을 주는 오염표면의 종류, 표면의 넓이 등과 같은 평가에 대한 가정, 4) 각기 다른 문헌으로부터 선택된 대응행위 관련인자의 적용값 등의 차이에 기인하였다. METRO-K을 사용하여 EMRAS 프로그램에서 요구하는 다양한 오염 시나리오에 대해 대부분의 결과를 제출하여 상호 비교되었으며, 이를 통해 METRO-K는 만일의 도시환경 방사능오염으로 인한 대응행위 결정지원에 유용한 도구가 될 수 있음을 확인하였다.

스퍼터링 코팅기법을 이용한 중성자 검출용 B4C 박막 개발 (Development of B4C Thin Films for Neutron Detection)

  • 임창휘;김종열;이수현;조상진;최영현;박종원;문명국
    • Journal of Radiation Protection and Research
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    • 제40권2호
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    • pp.79-86
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    • 2015
  • 헬륨-3는 높은 반응효율, 장시간 사용가능성, 감마선에 대한 낮은 반응확률 등과 같은 장점들을 가지고 있기 때문에 대부분의 중성자 검출기의 반응물질로 사용되어 왔다. 그러나 지난 몇 년 사이 전세계적인 헬륨-3의 부족으로 인해 기체의 수급이 어려워지고 있고 이에 따라 가격이 급격히 증가하게 되었다. 이러한 이유로 헬륨-3 대체 물질들을 이용한 고효율의 중성자 검출기의 개발에 대한 연구가 많은 연구그룹에 의해 활발히 진행되기 시작하였다. 이러한 연구에서는 다양한 물질들을 이용하고 있으며, 이 중에서 붕소-10은 다른 대체물질과 비교할 때 상대적으로 높은 중성자 반응확률, 낮은 감마반응효율, 물질의 안정성, 가격적 이점 그리고 기존 헬륨-3를 이용한 검출기의 계측회로의 재활용 가능성 등과 같은 장점들 때문에 많은 연구그룹에서 붕소-10을 이용한 중성자 검출기 개발을 진행하고 있다. 본 논문에서는 중성자 검출기에 사용될 수 있는 붕소-10 박막을 개발하고 이에 대한 성능평가를 수행하였다. 중성자 검출기의 반응물질로 붕소-10을 사용하기 위해서는 중성자와 붕소-10이 반응하여 생성되는 이차방사선을 측정할 수 있어야 한다. 본 연구에서 활용한 기체충진형 중성자 검출기의 경우 붕소-10을 얇은 박막 형태로 제작하여 중성자와 반응하여 생성된 이차방사선이 기체를 이온화 시켜서 생성되는 이온쌍을 측정하는 방법을 이용한다. 그러므로 중성자 반응효율과 이차방사선의 재흡수율을 고려한 붕소-10(탄화붕소)의 적절한 두께를 선정할 필요가 있다. 이를 위해서 본 논문에서는 몬테칼로 기법을 이용하는 MCNP6를 이용하여 다양한 두께에 따른 중성자신호수집효율의 변화를 계산하였다. 또한, 스퍼터링 기법을 이용하여 다양한 두께의 박막을 제작하고 이를 이용하여 중성자 반응신호를 측정하였다. 그리고 제작된 박막의 2차원 모니터링을 위한 다중선 비례계수기의 적용가능성을 타진하기 위해 제작된 붕소박막이 설치된 2차원 다중선 비례계수기를 제작하고 중성자 응답 특성을 평가하였다.

의암호 퇴적물 내 인공방사성동위원소 (134Cs, 137Cs, 239+240Pu) 분포특성 연구 (A Study on Artificial Radionuclides(134Cs, 137Cs and 239+240Pu) Distribution in the Sediment from Lake Euiam)

  • 김성환;이상한;오정석;최종기;강태구
    • Journal of Radiation Protection and Research
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    • 제40권4호
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    • pp.223-230
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    • 2015
  • 공공수역 내 방사성물질 분포특성 파악을 위하여 춘천시 의암호 퇴적물 내 인공방사성핵종인 $^{134}Cs$, $^{137}Cs$, $^{239+240}Pu$과 자연방사성동위원소인 $^{210}Pb$을 분석하였고, 퇴적물 내 유기물의 특성을 파악하기 위하여 총 유기탄소(total organic carbon, TOC)를 분석하였다. 의암호 퇴적물 내 $^{134}Cs$ 농도는 4지점 모두 minimum detectable activity(MDA) 미만으로 나타났으며, $^{137}Cs$ 농도는 $MDA{\sim}8.79Bq{\cdot}kg^{-1}-dry$으로 나타났다. 표층 내 $^{137}Cs$의 농도는 $2.4{\sim}4.2Bq{\cdot}kg^{-1}-dry$의 범위를 나타냈고, St. 4에서 최소값, St. 3에서 최대값을 보였다. 의암호 퇴적물 내 $^{239+240}Pu$ 농도는 $0.049{\sim}0.47Bq{\cdot}kg^{-1}-dry$의 농도를 보였고, St. 2에서 최소값이, St. 3에서 최대값이 나타났다. $^{239+240}Pu$$^{137}Cs$ 농도의 상관관계 (r)는 0.54~0.97로 이들 두 핵종의 퇴적물 내 거동과 기원이 유사한 것으로 사료된다. $^{134}Cs$의 농도가 MDA 미만으로 검출된 점과 $^{239+240}Pu/^{137}Cs$의 평균값 0.041이 과거 대기 핵실험기원의 농도 비와 비슷한 값이 나타나는 점으로 의암호 퇴적물 내 인공방사성동위원소 ($^{134}Cs$, $^{137}Cs$, $^{239+240}Pu$)의 기원은 후쿠시마 사고가 아닌 과거 핵실험에 인한 낙진의 영향으로 사료된다. 의암호 퇴적물 내 $^{210}Pb$의 결과를 이용하여 퇴적물의 퇴적률을 산출한 결과, St. 2에서 $0.31{\pm}0.06cm{\cdot}y^{-1}$의 퇴적률을 나타냈으며, 이는 $^{137}Cs$의 퇴적물 내 peak를 1963년으로 가정하였을 때 측정된 퇴적률, $0.41{\pm}0.05cm{\cdot}y^{-1}$와 불확도($2{\sigma}$)의 범위에서 유사한 값으로 나타내었다. 의암호 퇴적물 내 TOC는 0.20~13.01%의 값이 나타났으며, 퇴적물 내 TOC와 $^{137}Cs$의 상관관계는 St. 1에서 다른 지점에 비해 높게 나타났다.

파이로 공정 모니터링용 대면적 고효율 콤프턴 카메라 성능 예측 (Performance Estimation of Large-scale High-sensitive Compton Camera for Pyroprocessing Facility Monitoring)

  • 김영수;박진형;조화연;김재현;권흥록;서희;박세환;김찬형
    • Journal of Radiation Protection and Research
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    • 제40권1호
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    • pp.1-9
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    • 2015
  • 콤프턴 카메라는 검출 신호의 동시성 판단을 기반으로 한 전자적 집속방식을 이용하기 때문에, 기존의 물리적 집속기를 이용하는 감마선 영상 장비의 가시영역이 좁고 투과력이 높은 고에너지 감마선에 적용하기 어렵다는 한계를 극복할 수 있다. 특히 대면적의 콤프턴 카메라는 절대 검출 효율이 높아 영상 장비의 운반이 요구되지 않는 대규모 공정 시설내 핵물질의 모니터링용으로 매우 적합하다. 본 연구팀은 한국원자력연구원에서 개발 중인 파이로 시험 공정 시설에서의 안전조치 수립을 위해 대면적 콤프턴 카메라를 적용하고자 한다. 대면적 콤프턴 카메라를 구성하는 대면적의 검출기는 그 형태나 구성 방식에 따라 에너지 분해능이나 위치 분해능이 달라질 수 있다. 이는 콤프턴 영상의 질에 직접적으로 영향을 미치므로, 본 연구에서는 전산모사를 통해 그 영향을 예측하여 대면적 검출기의 설계 방향을 결정하였다. 또한 한국원자력연구원으로부터 파이로 시험 공정 시설의 정보를 전달받아 전산모사를 수행하였고, 여러 계측 환경에 대해 대면적 콤프턴 카메라의 성능을 예측하여 보았다. 그 결과 대면적 검출기는 에너지 분해능 측면에서의 손실을 최소화 할 수 있도록 구성하여야 한다는 결론을 얻었으며, 에너지 분해능 10%, 위치 분해능 7 mm 정도 성능의 검출기를 이용하여 콤프턴 카메라를 구성할 경우 1 m 거리에 위치한 감손우라늄 선원을 영상 해상도 16.3 cm(각도 분해능 $9.26^{\circ}$)으로 영상화할 수 있음을 확인하였다.

제염제의 $^{137}Cs$$^{60}Co$에 의한 피부오염의 제염효과에 관한 연구 (Study on the Effectiveness of some Decontamination Agents against Skin Contamination of $^{137}Cs$ and $^{60}Co$)

  • 전제근;지평국;곽상수;김병태;박종묵
    • Journal of Radiation Protection and Research
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    • 제23권1호
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    • pp.7-15
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    • 1998
  • 몇 종류의 제염제에 대한 제염효과를 평가하기 위해 $^{60}Co$$^{137}Cs$에 의한 피부오염의 제염실험을 수행하였다. 본 연구에서는 인체피부 대신에 돼지피부를 활용하였으며, 피부오염용액으로는 $^{60}CoCl_2$$^{137}CsCl$ 용액을 사용하였다. 그리고 제염제로는 현재 사용되고 있는 비눗물, EDTA 외에 오염된 구조물의 표면오염 제거를 위해 원자력연구소에서 개발한 KAERICON과 본 연구를 통해 제조한 IOCON, TRICON 및 CHARCON 등을 이용하여 피부오염에 대한 제염을 실시하여 각 제염제의 제염효과를 평가하였다. 방사성물질의 피부침투정도를 파악하기 위하여 16시간동안 방사성물질을 시료표면에 점착시킨 후 감마선 측정을 통해 침투율을 평가하였으며, 이 실험에서 $^{137}Cs$의 경우 11.5%, $^{60}Co$의 경우 3.2% 정도가 피부로 침투됨을 알 수 있었다. 각 제염제의 제염효과를 평가해본 결과 KAERICON은 $^{137}Cs$에 대하여 최고 52.1%(제염계수 2.1)의 제염율을 나타내었으며, IOCON도 $^{137}Cs$에 대하여 비교적 좋은 제염율(제염계수 1.9)을 나타내었다. 그러나 $^{60}Co$에 대해서는 IOCON, CHARCON 모두 20%(제염계수 1.2) 미만의 제염율을 나타내었으며, KAERICON도 $^{60}Co$에 대해 낮은 제염율(제염계수 1.1)을 나타내었다. TRICON은 $^{137}Cs$에 대해 $1.6{\sim}1.8$의 제염계수를 나타내었으며, $^{60}Co$에 대해서는 $1.0{\sim}1.2$의 제염계수를 나타내었다.

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PET-CT 검사에서 방사선 종사자 피폭선량 저감에 대한 방안 연구 (A Study of Decrease Exposure Dose for the Radiotechnologist in PET/CT)

  • 김빛나;조석원;이주영;유광열;박훈희
    • 대한방사선기술학회지:방사선기술과학
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    • 제38권1호
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    • pp.23-30
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    • 2015
  • 양전자 방출핵종은 511 keV의 감마선을 방출하기 때문에 기존 140 keV의 99mTc에 비해 종사자의 방사선 피폭의 증가로 피폭선량 저감을 위한 노력이 요구된다. 본 연구는 환자에게로부터 일정거리에 따른 선량률 변화를 확인하고 차폐를 이용하여 외부선량률의 변화를 알아보았으며 환자 주변의 외부선량 분포에 대한 영 향을 분석하여 방사선 종사자의 피폭 관리에 도움이 되고자 하였다. 10 명의 환자를 대상으로 하였으며 평균연령은 $47.7{\pm}6.6$ 세였다. 환자의 키는 평균 $165.5{\pm}3.8cm$, 몸 무게 평균은 $65.9{\pm}1.4kg$으로 비슷한 몸무게의 환자를 대상으로 하였다. 머리, 가슴, 복부, 무릎, 발끝 쪽의 위치에서 10 cm, 50 cm, 100 cm, 150 cm, 200 cm 위치에서 측정하였고 측정 후에 즉시 이동형 방사선 차폐체을 설치한 후 머리와 가슴, 복부 부분에서 100 cm, 150 cm, 200 cm 거리에서 선량률을 측정하였다. 거리에 따른 선량률 변화와 차폐 전, 후의 투과율을 구하였다. 평균 10 cm 거리에서는 머리 부분이 $105.40{\mu}Sv/h$로 가장 높게 나타났으며 발 부분에서 $15.85{\mu}Sv/h$로 가장 낮게 나타났다. 200 cm 거리에서는 머리, 가슴, 복부 부분에서 비슷한 선량률이 나타났다. 머리 부분에 서 차폐 전 100 cm에서 $9.56{\mu}Sv/h$, 150 cm에서 $5.23{\mu}Sv/h$, 200 cm에서 $3.40{\mu}Sv/h$로 나타났으며 차폐 후에는 100 cm, 150 cm, 200 cm 에서 각각 $2.24{\mu}Sv/h$, $1.67{\mu}Sv/h$, $1.27{\mu}Sv/h$로 측정되었다. 가슴 부분에 서 차폐 전 100 cm에서 $8.54{\mu}Sv/h$, 150 cm에서 $4.90{\mu}Sv/h$, 200 cm에서 $3.44{\mu}Sv/h$로 나타났으며 차폐 후에는 100 cm, 150 cm, 200 cm 에서 각각 $2.27{\mu}Sv/h$, $1.34{\mu}Sv/h$, $1.13{\mu}Sv/h$로 측정되었다. 복부 부분에 서 차폐 전 100 cm에서 $9.83{\mu}Sv/h$, 150 cm에서 $5.15{\mu}Sv/h$, 200 cm에서 $3.18{\mu}Sv/h$로 나타났으며 차폐 후에는 100 cm, 150 cm, 200 cm 에서 각각 $2.60{\mu}Sv/h$, $1.75{\mu}Sv/h$, $1.23{\mu}Sv/h$로 측정되었다. 투과율은 거리에 따라 증가함을 알 수 있었다. 거리가 멀어질수록 선량율이 낮아지는 것을 확인할 수 있었으며 차폐를 하였을 경우 차폐를 하지 않았을 때보다 1 / 4 정도 더 낮아지는 것을 확인할 수 있었다. 검사를 진행하는 근무자는 환자와의 거리를 멀리 할 수 없기 때문에 방사선 피폭이 증가할 수밖에 없다. 따라서 적절한 차폐를 한다면 방사선 종사자의 방사선 피폭을 줄 일 수 있을 것이다.