• Journal of Radiation Protection and Research
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• 제36권1호
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• pp.23-27
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• 2011

방사선 치료를 받는 환자의 생식선에 대한 피폭 선량을 최소화하기 위한 차폐체의 성능을 MOSFET 측정을 통해 평가하고자 서울대학교 병원 방사선 종양학과에서 4명의 남자 직장암 환자를 대상으로 2009 년 이후로 시행한 생식선 차폐체 선량 측정 결과를 이용하였다. 환자 치료는 Varian 21EX 선형가속기 (LINAC) 에서 방출되는 6 MV 와 15 MV 의 X.ray 를 이용하였다. 선형가속기의 조준기 (collimator) 등에 의한 산란선 (scattered ray) 뿐만 아니라 방사선조사영역(radiation field) 내의 치료부위로부터 산란되어 전달되는 산란선을 최소로 하기 위하여 3면이 모두 차폐될 수 있도록 차폐체는 상자 모양으로 제작되었다. 차폐체는 납으로 만든 $7.5\;cm\;{\times}\;9.5\;cm\;{\times}5.5\;cm$ 크기의 상자와 $9\;cm\;{\times}\;9.5\;cm\;{\times}\;1\;cm$ 크기의 덮개로 이루어져 있다. 차폐체의 성능 평가를 위한 선량 측정은 MOSFET 을 이용하였다. 생식선 차폐체를 이용한 경우 차폐체 안쪽의 피폭 선량이 바깥쪽에 비해 평균적으로 23.07% 로 감소하였다. 차폐체 안쪽에 전달된 선량은 평균 0.01 Gy (표준편차 0.004 Gy) 로 측정되었다. 차폐체의 성능은 환자들 별로 적게는 18.76%부터 많게는 38.20% 까지 차이를 보였으나 전달된 절대적 선량은 무정자증 (aspermia) 의 가능성이 있는 0.35 Gy 와, 불임을 초래할 수 있는 2.0 Gy 의 기준치 이하로서, 차폐체의 효과는 충분한 것으로 확인할 수 있다. MOSFET 측정 결과, 생식선 차폐체를 이용하여 환자 생식선에 피폭되는 선량을 효과적으로 감소시킬 수 있음을 확인하였다. 기존의 연구에서 TLD 를 이용한 측정과 비교하여 MOSFET 을 이용하였을 때 보다 실시간으로 정확하게 차폐체에 의한 생식선의 선량 감소 효과를 평가할 수 있음을 확인하였다.

• Journal of Radiation Protection and Research
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• 제37권4호
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• pp.191-196
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• 2012

한양대학교에서는 핵물질 탐지를 위해 고에너지 감마선원 영상화에 적합한 이중산란형 컴프턴 카메라의 원형을 개발하였다. 이중산란형 컴프턴 카메라는 높은 영상해상도를 제공하지만, 기존의 단일산란형 컴프턴 카메라보다 상대적으로 영상감도가 낮다는 한계가 있다. 이에 본 연구에서는 개발된 이중산란형 컴프턴 카메라에 단일산란형 컴프턴 카메라의 기능을 추가함으로써 하나의 시스템에서 두 가지 모드로 작동하는 이중모드 컴프턴 카메라(고민감도(단일산란형)모드와 고해상도(이중산란형)모드)에 대한 개념설계와 이에 대한 최적화 설계를 수행하였다. 최적화된 시스템에서 고민감도 모드는 고해상도 모드에 비해 전 에너지 영역에서 약 100배 정도 높은 고유영상감도를 제공하는 것으로 평가되었으며, 고해상도 모드에서 영상해상도는 기존의 이중산란형 컴프턴 카메라와 거의 같은 결과를 보여 고해상도 영상을 제공하는 것으로 나타났다.

• Journal of Radiation Protection and Research
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• 제3권1호
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• pp.6-22
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• 1978

High energy electron beams took effect for tumor radio-therapy, however, had a lot of problems in clinical application because of various conversion factors and complication of physical reactions. Therefor, we had experimentally studied the important properties of high energy electron beams from the linear accelerator, LMR-13, installed in Yonsei Cancer Center. The results of experimental studies on the problems in the 8, 10, 12 Mev electron beam therapy were reported as following. 1. On the measurements of the outputs and absorbed doses, the ionization type dosimeters that had calibrated by $^{90}Sr$ standard source were suitable as under 3% errors for high energy electrons to measure, but measuring doses in small field sizes and the regions of rapid fall off dose with ionization chambers were difficult. 2. The electron energy were measured precisely with energy spectrometer consisted of magnet analyzer and tele-control detector and the practical electron energy was calculated under 5% errors by maximum range of high energy electron beam in the water. 3. The correcting factors of perturbated dose distributions owing to radiation field, energy and material of the treatment cone were checked and described systematically and variation of dose distributions due to inhomogeneous tissues and sloping skin surfaces were completely compensated. 4. The electron beams, using the scatterers; ie., gold, tin, copper, lead, aluminium foils, were adequately diffused and minimizing the bremsstrahlung X-ray induced by the electron energy, irradiation field size and material of scatterers, respectively. 5. Inproving of the dose distribution from the methods of pendulum, slit, grid and focusing irradiations, the therapeutic capacity with limited electron energy could be extended.

• Journal of Radiation Protection and Research
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• 제41권3호
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• pp.222-228
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• 2016

Background: We are developing a small size dosimeter for dose estimation in particle therapies. The developed dosimeter is an optical fiber based dosimeter mounting an radiation induced luminescence material, such as an OSL or a scintillator, at a tip. These materials generally suffer from the quenching effect under high LET particle irradiation. Materials and Methods: We fabricated two types of the small size dosimeters. They used an OSL material Eu:BaFBr and a BGO scintillator. Carbon ions were irradiated into the fabricated dosimeters at Heavy Ion Medical Accelerator in Chiba (HIMAC). The small size dosimeters were set behind the water equivalent acrylic phantom. Bragg peak was observed by changing the phantom thickness. An ion chamber was also placed near the small size dosimeters as a reference. Results and Discussion: Eu:BaFBr and BGO dosimeters showed a Bragg peak at the same thickness as the ion chamber. Under high LET particle irradiation, the response of the luminescence-based small size dosimeters deteriorated compared with that of the ion chamber due to the quenching effect. We confirmed the luminescence efficiency of Eu:BaFBr and BGO decrease with the LET. The reduction coefficient of luminescence efficiency was different between the BGO and the Eu:BaFBr. The LET can be determined from the luminescence ratio between Eu:BaFBr and BGO, and the dosimeter response can be corrected. Conclusion: We evaluated the LET dependence of the luminescence efficiency of the BGO and Eu:BaFBr as the quenching effect. We propose and discuss the correction of the quenching effect using the signal intensity ratio of the both materials. Although the correction precision is not sufficient, feasibility of the proposed correction method is proved through basic experiments.

• 대한디지털의료영상학회논문지
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• 제13권2호
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• pp.71-76
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• 2011

Because interventional procedure operates looking at premier as real time when perate intervention enemy, by patient is revealed during suitableness time in radiation, side effect such as radiation injury of skin is apt to happen. It established by purpose of study that measure exposure dose that patient receives about these problem, and find solution for radiation injury and repletion method. In this study, we used Rando phantom of identical structure with the human body which becomes accomplished with 4 branch ingredient of the attempt and system equivalent material them and absorbed dose were measured by TLD. According to the laboratory, it shows that operations such as TFCA procedure or uterine myoma embolization are more dangerous than TACE procedure. If both operations are inspected during a short time, it is not affected in being bombed. However, it can lead to palliative agenesis or depilate, definitive agenesis only if operations are repeated more than three times. Dose distibution based on experiment, to reduce radiation exposure to patients result from reduction of scatter ray as we control field size of radiation and protection of side organs except for tumor. also we knew that we can protect patients form radiation exposure, if we increas SOD and decrease SID.

• Journal of Radiation Protection and Research
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• 제39권4호
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• pp.159-167
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• 2014

국내에서는 2012년 천연방사성핵종이 포함된 가공제품의 규제를 위해 생활주변방사선 안전관리법이 시행되었지만, 해당 가공제품 사용에 대한 인체 피폭선량을 평가할 수 있는 기초자료나 피폭선량 평가기술이 미비하다. 따라서 본 연구는 사용자 피폭선량을 정량적으로 평가하기 위한 방법을 제안하고, 방사선의 종류 및 에너지에 따른 피폭선량 특성의 확인을 목적으로 한다. 피폭선량 평가를 위해서 몬테칼로 방법을 사용한 Monte Carlo N-Particle Extended (MCNPX) 코드를 통해 International Commission on Radiological Protection (ICRP)의 기준팬텀이 전산모사 되었으며, 대표적 천연방사성핵종인 우라늄 계열에서 발생되는 알파선, 베타선, 감마선의 최소, 중간, 최대 에너지가 선원항으로 사용되었다. 연간 유효선량은 가공제품 사용시간 및 사용위치를 고려한 피폭시나리오를 기반으로 평가되었다. 짧은 비정의 알파선 및 베타선은 대부분의 선량을 피부에 전달한 반면, 감마선은 대부분의 장기에 유사한 선량을 전달하였다. 방사능이 $1Bq{\cdot}g^{-1}$ 인 돌침대에 포함된 천연방사성핵종의 함유율이 10%라고 가정하고 한국인 평균 수면시간인 7시간 50분간 돌침대를 사용하였을 때 최대 연간 유효선량은 알파선, 베타선, 감마선에 대해서 각각 0.0222, 0.0836, $0.0101mSv{\cdot}y^{-1}$로 평가되었다.

• 한국방사선학회논문지
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• 제17권4호
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• pp.497-506
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• 2023

의료기관의 방사선 업무 종사자의 경우 환자 보호와 정확한 시술을 위해 방사선 노출이 이루어져 저선량 피폭의 문제점을 안고 있다. 저선량 방사선 피폭은 주로 Apron 영역 이외에 신체 부분에서 발생되며, 가장 많은 곳이 손 등 피부이다. 특히, 의료인의 손은 시술 중 감각과 미세한 동작을 필요로 하기에 방사선 노출영역에서는 무방비 상태로 피폭의 위험성을 안고 있다. 납장갑 등 차폐체로 문제를 해결할 수 있지만, 이는 시술 중 손의 활동성을 제안하여 사용상의 어려움이 있다. 이러한 문제점을 해결하고자 기능성 방사선 보호효과를 얻을 수 있는 차폐크림을 개발하여 납당량 0.1 mmPb와 차폐성능을 비교하였다. 차폐크림 제조과정에서 크림의 밀도를 높이기 위해 기공을 줄이는 탈포과정을 추가하여 차폐성능을 개선하였다. 따라서 황산바륨을 주 재료로 사용한 차폐크림은 납 plate보다 차폐율이 낮은 실효에너지 영역에서는 59%, 높은 실효에너지에서는 37% 정도의 차이는 보여 기능성 방사선 방어효과가 있는 것으로 나타났다. 따라서 피부에 직접 사용할 수 있는 장점으로 상시 방어효과와 수술용 장갑 착용전에 사용이 가능한 것으로 사료된다.

• Journal of Radiation Protection and Research
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• 제47권4호
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• pp.214-225
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• 2022

Background: The conventional cerium-doped Gd₂Al₂Ga₃O₁₂ (GAGG(Ce)) scintillator-based gamma-ray imager has a bulky detector, which can lead to incorrect positioning of the gammaray source if the shielding against background radiation is not appropriately designed. In addition, portability is important in complex environments such as inside nuclear power plants, yet existing gamma-ray imager based on a tungsten mask tends to be weighty and therefore difficult to handle. Motivated by the need to develop a system that is not sensitive to background radiation and is portable, we changed the material of the scintillator and the coded aperture. Materials and Methods: The existing GAGG(Ce) was replaced with Bi₄Ge₃O₁₂ (BGO), a scintillator with high gamma-ray detection efficiency but low energy resolution, and replaced the tungsten (W) used in the existing coded aperture with lead (Pb). Each BGO scintillator is pixelated with 144 elements (12 × 12), and each pixel has an area of 4 mm × 4 mm and the scintillator thickness ranges from 5 to 20 mm (5, 10, and 20 mm). A coded aperture consisting of Pb with a thickness of 20 mm was applied to the BGO scintillators of all thicknesses. Results and Discussion: Spectroscopic characterization, imaging performance, and image quality evaluation revealed the 10 mm-thick BGO scintillators enabled the portable gamma-ray imager to deliver optimal performance. Although its performance is slightly inferior to that of existing GAGG(Ce)-based gamma-ray imager, the results confirmed that the manufacturing cost and the system's overall weight can be reduced. Conclusion: Despite the spectral characteristics, imaging system performance, and image quality is slightly lower than that of GAGG(Ce), the results show that BGO scintillators are preferable for gamma-ray imaging systems in terms of cost and ease of deployment, and the proposed design is well worth applying to systems intended for use in areas that do not require high precision.

• Journal of Radiation Protection and Research
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• 제34권3호
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• pp.115-120
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• 2009

1990년대 이후부터 현재까지 일련의 사건들은 - 1995년 러시아 국립공원에서 매설된 오염폭탄발견, 2001년 9/11 테러, 2003년 알카에다 오염폭탄 실험 증거 발견등 - 방사성물질 (본 논문에서 언급한 "방사성물질"은 "핵물질 사용후핵연료 방사성동위원소"를 말함)을 이용한 핵테러 및 방사능테러 (본 논문에서는 "핵테러 및 방사능테러"를 간단히 "핵테러/방사능테러"로 표시함)가 공상과학소설이 아닌 실제적으로 발생가능할 심각한 위협임을 보여준다. 이에 따라 세계는 새롭게 대두된 위협에 효과적으로 대응하기 위해 방사성물질에 대한 보안(security)과 물리적방호(physical protection)를 강화하고 방사성물질 불법거래 예방 및 대응체제를 구축하도록 요구하고 있다. 우리나라는 이러한 국제적 추세에 부응하기 위해, 관련 법 체제를 제 개정하고 국제협약 혹은 기구에 합의하거나 가입하였다. 본 논문에서는 핵테러/방사능테러 예방의 일환으로 방사성동위원소에 비해 상대적으로 복잡한 붕괴 과정을 가진 핵물질의 물리적 특성을 살펴보고, 현재 운영되고 있는 핵테러/방사능테러 탐지 장비들의 특성을 파악한다. 검토된 장비들의 특성과 함께 국외에서 국내로 불법 유입된 방사성물질이 목표 지점까지 도달되는 과정, 국내 지형적 특정 그리고 다중 방어적 개념을 고려하여 핵테러/방사능테러 탐지체계 구축 방안을 제안한다. 본 논문은 핵테러/방사능테러로부터 국민의 건강, 안전 그리고 환경을 보호하는데 중요한 기여를 할 것으로 판단된다.

• Journal of Radiation Protection and Research
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• 제36권1호
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• pp.16-23
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• 2011

보다 정확한 우라늄 농축도 분석은 핵물질 관리를 위하여 중요하다. 본 연구에서는 감마선을 이용한 우라늄 농축도 분석에서 시료와 검출기 사이에 차폐체가 있는 경우와 측정시간 변화에 따른 분석결과에 대한 정확성 평가 및 오차분석을 수행하였다. 우라늄 농축도를 분석하기 위하여 FRAM (Fixed energy Response function Analysis with Multiple efficiencies)을 이용하였다. FRAM에 의한 분석결과의 정확성은 화학 분석 결과와의 비교를 통해 평가되었다. 연구결과 선원과 검출기사이에 차폐체가 존재할 경우 차폐체의 두께변화에 따른 감마선의 세기는 지수함수 형태로 감소하며 감마선에너지 피이크의 반치폭 (FWHM : Full Width at Half Maximum)은 차폐체의 두께에 영향을 거의 받지 않는 것을 보였다. 따라서 시료와 검출기 사이에 차폐체가 있는 경우의 우라늄 농축도 분석에서 FRAM을 이용한 감마선분광 분석은 유용하게 활용될 수 있다. 본 연구 결과는 차폐체 안에 우라늄이 있는 경우 핵물질 분석에 기여할 수 있을 것이 기대된다.