• 핵의학기술
• /
• 제14권1호
• /
• pp.111-114
• /
• 2010

양전자 방출 단층촬영은 세포의 생화학적 변화에 따른 방사성의약품의 집적 정도를 영상화함으로서 암을 조기에 진단할 수 있는 검사방법으로 알려져 있다. 이러한 집적 정도는 여러 가지 원인에 따라 발생될 수 있는 것으로 $^{18}F$-FDG 주사량, 종양의 크기, 혈중 포도당 농도 등이 있다. 본 연구에서는 집적방사능과 2D와 3D 영상 획득이 방사능 농도(kBq/mL)에 미치는 영향에 대하여 평가하고자 한다. GE Discovery STe 16 PET/CT에서 1994 NEMA PET phantom을 이용하였으며, 배후방사능과 열소의 방사능 농도비가 1:2, 1:4, 1:8, 1:10, 1:20, 1:30 표준이 되도록 하여 2D와 3D로 영상을 획득하였다. 재구성 방법으로 2D와 3D 모두에서 반복연산법으로 반복횟수 2회, 부분집합 20을 적용하였다. 그리고 CT 감쇠보정법과 획득 시간은 10분으로 설정하였다. 또한 영상분석은 열소의 중심과 배후방사능에 동일한 관심영역을 설정 한 후 각 부분의 방사능 농도를 측정하여 비교 분석하였다. 설정된 관심영역의 배후방사능과 열소의 방사능 농도 비는 2D에서 1:1.93, 1:3.86, 1:7.79, 1:8.04, 1:18.72, 1:26.90, 3D는 1:1.95, 1:3.71, 1:7.10, 1:7.49, 1:15.10, 1:23.24 값을 얻었다. 또한 표준 방사능 농도비를 기준으로 한 백분율 차이(% Difference)는 2D에서 3.50%, 3.47%, 8.12%, 8.02%, 10.58%, 11.06%로 최소 3.47%에서 최대 11.06% 차이가 있고 3D는 3.66%, 4.80%, 8.38%, 23.92%, 23.86%, 22.69%로 최소 3.66%에서 최대 23.92%까지의 차이를 나타냈다. 방사능 농도가 증가할수록 실제 집적된 방사능 농도의 차이가 커짐을 알 수 있으며, 2D가 3D보다 평균 약 10.6% 높게 집적되어 방사능 농도 변화에 영향을 적게 받는 것으로 나타났다. 따라서 임상환자의 추적 검사에서 영상 획득 방법을 변화할 시 정확한 정량 평가를 위해서 이점을 고려하여 적용하여야 한다.

• Nuclear Engineering and Technology
• /
• 제51권6호
• /
• pp.1638-1649
• /
• 2019

Top soil samples across the state of Kuwait numering ninety were collected and analysed using gamma-ray spectrometry, to evaluate the elemental concentration of $^{238}U$, $^{232}Th$ and $^{40}K$ and their depletion/enrichment. Results of elemental concentration ranges from 0.48 to 2.61 mg/kg, 0.87-5.23 mg/kg, and 0.24-2.23%, with a mean values of 1.39 mg/kg, 3.47 mg/kg, and 1.18%, for the $^{238}U$, $^{232}Th$ and $^{40}K$, respectively. Further analysis was conducted amongst the five identified soil types, i.e. Aquisalids (S1), Calcigypsids (S2), Petrocalcids (S3), Petrogypsids (S4), and torripsamment (S5). The highest radioactivity concentrations from both uranium and thorium were recorded in the S2 (Calcigypsids) soil, with a value of 1.71 (mg/kg) and 4.45 (mg/kg), respectively. Minimum and maximum values of $^{40}K$ are 1.1(%) and 1.27(%) and is prevalent in Aquisalids (S1) and Petrocalcids (S3) soil types, respectively. Ratios of elemental concentration for $^{232}Th/^{238}U$, $^{40}K/^{238}U$, $^{40}K/^{232}Th$ across the soil types are 2.53, 0.09 and 0.03, with a correlation coefficient of 0.92, 0.34, and 0.38, respectively. A progressively higher $^{232}Th/^{238}U$ ratio is observed moving south-wards, indicating lower $^{238}U$ content in soils from the south relative to the northern part. Overall results indicate Kuwait to be relatively an area with low level of natural radioactivity.

• Journal of Radiation Protection and Research
• /
• 제44권3호
• /
• pp.118-126
• /
• 2019

Background: Government conducts environmental radioactivity surveillance for verification purpose around nuclear facilities based on the Nuclear Safety Law and issues a surveillance report every year. This study aims to evaluate the short and the long-term fluctuation of radionuclides detected above MDC and their origins using concentration ratios between these radionuclides. Materials and Methods: Sample media for verification surveillance are air, rainwater, groundwater, soil, and milk for terrestrial samples, and seawater, marine sediment, fish, and seaweed for marine samples. Gamma-emitting radionuclides including $^{137}Cs$, $^{90}Sr$, Pu, $^3H$, and $^{14}C$ are evaluated in these samples. Results and Discussion: According to the result of the environmental radioactivity verification surveillance in the vicinity of nuclear power facilities in 2017, the anthropogenic radionuclides were not detected in most of the environmental samples except for the detection of a trace level of $^{137}Cs$, $^{90}Sr$, Pu, and $^{131}I$ in some samples. Radioactivity concentration ratios between the anthropogenic radionuclides ($^{137}Cs/^{90}Sr$, $^{137}Cs/^{239+240}Pu$, $^{90}Sr/^{239+240}Pu$) were similar to those reported in the environmental samples, which were affected by the global fallout of the past nuclear weapon test, and Pu atomic ratios ($^{240}Pu/^{239}Pu$) in the terrestrial sample and marine sample showed significant differences due to the different input pathway and the Pu source. Radioactive iodine ($^{131}I$) was detected at the range of < $5.6-190mBq{\cdot}kg-fresh^{-1}$ in the gulfweed and sea trumpet collected from the area of Kori and Wolsong intake and discharge. A high level of $^3H$ was observed in the air (Sangbong: $0.688{\pm}0.841Bq{\cdot}m^{-3}$) and the precipitation (Meteorology Post: $199{\pm}126Bq{\cdot}L^{-1}$) samples of the Wolsong nuclear power plant (NPP). $^3H$ concentration in the precipitation and pine needle samples showed typical variation pattern with the distance and the wind direction from the stack due to the gaseous release of $^3H$ in Wolsong NPP. Conclusion: Except for the detection of a trace level of $^{137}Cs$, $^{90}Sr$, Pu, and $^{131}I$ in some samples, anthropogenic radionuclides were below MDC in most of the environmental samples. Overall, no unusual radionuclides and abnormal concentration were detected in the 2017's surveillance result for verification. This research will be available in the assessment of environment around nuclear facilities in the event of radioactive material release.

• 핵의학기술
• /
• 제25권2호
• /
• pp.15-24
• /
• 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.

• 핵의학기술
• /
• 제15권2호
• /
• pp.36-40
• /
• 2011

PET/CT 검사에서 환자에게 주입되는 $^{18}F$-FDG 투여량은 장비업체에서 제시하는 권고치와 각 병원에서 적용하는 기준치가 서로 다르다. 기준치의 차이로 인한 부적절한 $^{18}F$-FDG 투여량은 환자의 피폭선량을 증가시키고 영상의 질을 감소시킬 수 있다. 본 실험에서는 PET/CT 검사에서 영상의 질을 유지하면서 환자의 피폭선량을 감소시킬 수 있는 적정한 $^{18}F$-FDG 투여량에 대한 평가를 하고자 한다. 모형 실험은 NEMA NU2-1994를 이용하여 열소와 배후 방사능비를 4:1로 유지한 상태에서 열소의 방사능 농도를 1, 3, 5, 7, 9 MBq/kg으로 증가시키며 $^{18}F$-FDG를 주입하였다. CT를 이용한 투과촬영 후 2분 30초/bed의 방출영상을 3차원 (3D) 모드로 획득하였다. 열소와 배후방사능 부위에 각각 관심영역을 설정하고 최대 표준섭취계수(Standard Uptake Value maximum, $SUV_{max}$)를 얻은 후 해당 위치에서의 신호대 잡음비(Signal to Noise Ratio, SNR)를 비교 분석하였다. 임상실험은 2009년 11월부터 2010년 8월까지 내원한 환자를 대상으로 PET/CT 검사를 시행한 환자영상에서 간병변이 없는 97명의 환자를 선별하여 간(liver)과 대퇴부(thigh) 영역에 관심영역을 설정하고 $SUV_{max}$를 측정하여 투여량에 따른 영상의 차이를 비교 분석하였다. 모형 실험에서 단위 질량 당 주입된 방사능 농도는 1, 3, 5, 7, 9 MBq/kg으로 $SUV_{max}$는 23.1, 24.1, 24.3, 22.8, 23.6, SNR은 0.48, 0.54, 0.56, 0.55, 0.55로 나타났다. 5 MBq/kg 이하의 방사능 농도에서는 투여량의 증가에 따라 $SUV_{max}$와 SNR이 증가하지만 7 MBq/kg 이상에서는 감소하였다. 임상 실험의 경우는 단위 질량 당 주입된 방사능 농도가 4.72, 5.34, 6.16, 7.41, 8.68 MBq/kg으로 증가할수록 $SUV_{max}$는 2.68, 2.67, 2.26, 1.88, 1.95, SNR이 0.52, 0.53, 0.46, 0.46, 0.44로 5 MBq/kg의 투여량을 초과할 경우 모형 실험에서와 같은 감소양상을 보였다. 환자의 체중을 고려한 $^{18}F$-FDG 투여량의 증가는 일정 범위 내에서 영상의 질을 향상시키지만 그 범위를 초과할 경우 우발동시계수 및 산란계수의 증가로 인하여 오히려 영상의 질이 저하된다. 실험 결과로부터 3D PET/CT 검사 시 단위질량 당 주입된 방사능 농도 5 MBq/kg이 최적의 주입선량이라는 것을 알 수 있다.

• 대한핵의학회지
• /
• 제23권1호
• /
• pp.41-48
• /
• 1989

$^{99m}Tc-Pertechnetate\;(TcO_4^-)$ is concentrated by the stomach after intravenous injection, allowing the detection of ectopic gastric mucosa. It has been used to develop a noninvasive test of gastric secretion. However the cellular site of concentration is still controversial, that is whether mucin-secreting epithelial cell or acid-secreting parietal cell. This study is planned to investigate the effects of cimetidine and gastric acidity on the retention of $TcO_4^-$ in the gastric wall of the rat. Also we further attempted to clarify the uptake and secreting cell of $TcO_4^-$ in the gastric mucosa. One hundred rats were divided into two groups, preliminary (40 rats) and main examination group (60 rats). Preliminary examination group was composed of fasting group (20 rats) for the detection of the time for reaching stable $TcO_4^-$ retention ratio in gastric wall and post-prandial group (20 rats) for the detection of the time for reaching the maximal gastric acidity. Main examination group was composed of fasting group (30 rats), which was subdivided into control group (10 rats), cimetidine group (10rats), $Mylanta^{(R)}$ group (10 rats) and post?prandial group (30 rats), which was subaivided into 90 min group (10 rats), 90 min cimetidine group (10 rats), and 120 min group (10 rats). Retention ratio (%) of $TcO_4$ in the gastric wall and the pH of the gastric contents were measured in the extracted stomach of the six groups. Gastric wall retention ratio of $TcO_4^-$ was calculated by the gastric wall radioactivity (cpm) divided by total gastric radioactivity (cpm) at 30 mins after intravenous injection of 0.4 mCi of $TcO_4^-$. The results were as follows: 1) The time required for reaching stable $TcO_4$ retention ratio and the lowest gastric PH were 30 min and 90 min, respectively. 2) In the fasting group, the gastric wall retention ratio of $TcO_4^-$ was significantly increased in the cimetidine group, compared with the control group (P < 0.01). However there was no significant difference between the control and $Mylanta^{(R)}$ group 3) The $TcO_4^-$ retention ratios of 90 min and 120 min groups were lower than that of the fasting control group (p < 0.05), either. After administration of cimetidine, the retention ratio was significantly increased in 90 min group (p < 0.01). 4) While $TcO_4^-$ retention ratio and gastric pH were well correlated in the post-prandial 120 min group (r=0.7112, p<0.05), in the post-prandial 90 min and 90 min cimetidine groups correlated poorly. However, there was no correlation in the three fasting groups at all. Referring the above results, we infer that $TcO_4^-$ is secreted into the gastric lumen by both parietal and non-parietal cells, with dominant non-parietal $TcO_4^-$ secretion in the fasting state and dominant parietal $TcO_4^-$ secretion in the stimulated state.

• 청정기술
• /
• 제22권2호
• /
• pp.122-131
• /
• 2016

세슘 동위원소, ¹³⁴Cs와 ¹³⁷Cs는 대기 핵실험 및 원자력발전소의 배출물로부터 기인하는 인공방사성 핵종 연구에 매우 중요하다. 본 연구에서는 최소검출방사능(minimum detection activity, MDA)을 낮추기 위해 ¹³⁷Cs 및 화학적, 환경적 거동이 동일한 ¹³⁴Cs를 이용하여 환경측정실험실 절차서에 따른 일반적인 환경방사능 분석을 수행하였다. 원자력발전소 주변 고산지대 환경토양을 채취하였고, 세슘 동위원소를 화학적으로 추출·농축하기 위한 방법으로 세슘동위원소와 흡착특성이 높은 Ammonium Molybdophosphate (AMP) 공침법을 토양 전처리 과정에 도입하였다. 방사능 농도는 감마선 분광광도법을 이용하여 분석하였다. 감마 에너지 스펙트럼에서 ⁴⁰K 방사능 농도가 증가함에 따라 ¹³⁴Cs 및 ¹³⁷Cs의 MDA가 증가하였다. 따라서 토양으로부터 자연방사성 핵종이 제거된다면 세슘의 MDA가 줄어들 것이고, 환경토양에서 ¹³⁷Cs의 농도를 효과적으로 측정할 수 있다. 한국원자력안전기술원의 표준 토양 실험에서는 ⁴⁰K의 방사능 농도가 평균 84% 이상 제거되었고, ¹³⁴Cs의 MDA는 2배 줄어들었다. ¹³⁷Cs의 방사능 농도는 82% 이상 회수되었다. 한편 환경토양을 이용한 시료에서는 AMP 공침법이 직접법에 비해 ⁴⁰K는 최대 180배 제거되었고, 또한 ¹³⁴Cs의 MDA는 5배 감소하였다. ¹³⁷Cs의 회수율은 54.54%에서 70.26%를 나타내었다. MDA와 회수율을 고려할 때 AMP 공침법은 매우 낮은 농도의 세슘분석에 효과적이다.

• 방사성폐기물학회지
• /
• 제18권2호
• /
• pp.217-225
• /
• 2020

해체 원전에서 총 폐기물의 약 70~80%에 해당하는 많은 양의 콘크리트 폐기물은 해체 폐기물의 대부분을 차지한다. 해체 시 발생된 콘크리트 폐기물은 핵종별 농도에 따라 규제해제 폐기물과 방사성폐기물로 정의할 수 있다. 따라서, 방사성 콘크리트 폐기물의 처분 비용을 저감하기 위하여 자체 처분 및 제한적 재활용을 위한 제염 작업의 수행이 중요하다. 그러므로 콘크리트 폐기물의 효율적인 제염 작업을 위해 내부 방사능 분포를 예측하는 것이 필수적이다. 본 연구는 원전 해체 시, 발생되는 콘크리트 폐기물의 내부 방사능 분포를 예측하기 위하여 다양한 컴프턴 영상 재구성 방법의 성능을 비교하였다. 다양한 컴프턴 영상 재구성 방법으로 단순 역투사(SBP), 필터 후 역투사(FBP), 최대우도 기댓값 최대화 방법(MLEM), 그리고 기존의 MLEM의 시스템 반응 함수에 에너지 정보가 결합되어 확률적으로 계산하는 최대우도 기댓값 최대화 방법(E-MLEM)이 사용되었다. 재구성된 영상을 획득한 후, 정량적인 분석 방법을 이용하여 재구성된 영상의 성능을 정량적으로 비교 및 평가하였다. MLEM 및 E-MLEM 영상 재구성 방법은 각각 재구성된 영상에서 높은 이미지 분해능과 신호 대 잡음비를 유지하는 데 있어 가장 좋은 성능을 보여주었다. 본 연구에서 도출된 결과들은 원자력 시설 해체 시 방사성 콘크리트 폐기물의 내부 방사능 분포를 예측하기 위한 수단으로 컴프턴 영상을 사용할 수 있는 가능성을 보여주었다.

• Journal of Radiation Protection and Research
• /
• 제41권3호
• /
• pp.268-273
• /
• 2016

Background: This study was a long-term evaluation of $^{137}Cs$ and $^{90}Sr$ activity concentrations in seawater samples from the East Sea, Korea, in order to establish current activity levels. Results and long-term monitoring trends will be useful in the future monitoring of environmental radioactivity. Materials and Methods: Surface seawater samples were collected quarterly from Guryongpo and Jangho in the East Coast between 1998 and 2010 and the quarterly deep seawater samples were collected from three sites in the sea adjacent to Ulleung-do between 2012 and 2015. The activity concentrations of $^{137}Cs$ were measured using a gamma-spectrometer. The activity concentrations of $^{90}Sr$ and $^{90}Y$ in a radioactive equilibrium state were measured using a gas flow proportional counter. Results and Discussion: We found the annual average activity concentrations of $^{137}Cs$ in the surface seawater was $1.66-2.89mBq{\cdot}kg^{-1}$ in Guryongpo and $1.68-2.43mBq{\cdot}kg^{-1}$ in Jangho. The annual average activity concentrations of $^{90}Sr$ in the surface seawater was $0.83-1.98mBq{\cdot}kg^{-1}$ in Guryongpo and $0.82-1.57mBq{\cdot}kg^{-1}$ in Jangho. The annual average activity concentrations of $^{137}Cs$ in the deep seawater sites were $1.51-1.73mBq{\cdot}kg^{-1}$, $1.19-1.60mBq{\cdot}kg^{-1}$ and $0.87-1.15mBq{\cdot}kg^{-1}$ in TH, JD, and HP. The annual average activity concentrations of $^{90}Sr$ in the same deep seawater sites were $1.00-1.94mBq{\cdot}kg^{-1}$, $0.82-1.26mBq{\cdot}kg^{-1}$, and $0.79-1.32mBq{\cdot}kg^{-1}$. The effective half-life was calculated by analyzing change over time in the activity concentration in the surface seawater. The effective half-life of $^{137}Cs$ was $15.3{\pm}0.1years$ in Guryongpo and $102{\pm}3years$ in Jangho. The effective half-life of $^{90}Sr$ was $28.3{\pm}4.3years$ in Guryongpo and $16.6{\pm}0.1years$ in Jangho. The ratio of the average activity concentration ($^{137}Cs/^{90}Sr$) was 1.72 in the surface seawater, which is similar to the reported ratio of the global radioactive fallout. The ratio in the deep seawater was 1.24, which is somewhat low compared to the global ratio (1.6, 1.8). Conclusion: Activity concentrations of $^{137}Cs$ and $^{90}Sr$ in the seawaters of the East Sea were similar to the previously reported activity levels in the East Sea and northwestern Pacific as a result of global radioactive fallout following atmospheric nuclear weapon tests.

• Nuclear Engineering and Technology
• /
• 제54권3호
• /
• pp.1136-1144
• /
• 2022

The effects of nearby residents and the public by the residual contamination from the decommissioning of nuclear facilities should comply with the dose criteria, and whether additional remediation action is necessary from the ALARA perspective must be determined. Therefore, we analyzed the requirements of ALARA action levels and performed preliminary ALARA evaluation. The ratio of residual contamination concentration to DCGL was calculated for the basement fill and the building occupancy mode. The results showed that the additional remediation actions below DCGL are not justified. In addition, we analyzed the effect of remediation area. It was noted that the increase of the remediation area showed a positive correlation with the Conc/DCGL value in the basement fill mode. On the other hand, in the building occupancy mode, since the floor area of the building is the target of remediation and has the effect of increasing the same as the evaluation area of the building occupants, but due to the difference in the amount of increase, the Conc/DCGL showed a negative correlation. We expect the approach and method of ALARA evaluation can be utilized for concrete cost-benefit calculation during the decommissioning or at the time of remediation.