본 연구에서는 진단용 X선 검사에서 환자에게 피폭되는 두부 및 사지를 다양한 선량 계산법을 통해 실측 선량과 비교 실험하였다. 또한 촬영 장비의 형태, 장비 설정조건, X선의 용량, X선관과 환자와의 거리, X선 후방산란차이 등을 고려한 새로운 계산 방법을 제시하여 피폭선량을 산출하였다. 그 결과 피부입사선량이 기존의 선량 계산법보다 실측과의 오차가 줄어들었으며, 환자가 피폭되는 선량을 쉽게 계산할 수 있었고 의료선량 평가가 이루어지게 되어 방사선 관련 종사자들의 의료 선량 관리가 더욱 수월해지는 계기가 될 것으로 사료된다.
의료용 및 산업용으로 활용하기 위한 C-밴드형 콤팩트 선형가속기의 개발이 동남권원자력의학원에서 진행되고 있다. 본 논문에서는 선형가속기 시작품에서 발생한 전자빔의 출력 측정 결과를 보고하고자 한다. 출력 측정은 물흡수선량에 대해 교정된 Exradin-A10 마커스형 평행평판형 전리함을 사용하여 물속 기준 깊이에서 IAEA TRS-398 프로토콜에 따라 흡수선량율을 결정하는 과정으로 진행되었다. 전자선 에너지가 낮은 점으로 인하여 선질지표($R_{50}$)은 필름 측정법을 써서 근사적으로 결정하였다. 결과로서 단위 펄스 진동수당의 선형가속기 전자빔의 출력은 $17.0cGy/(min{\cdot}Hz$로 나타났다. 본 연구의 결과는 개발 중인 전자가속기의 성능 평가 자료로 활용될 것이다.
전립선의 정확한 볼륨측정은 전립선암과 전립선비대의 진단, 치료 결정 및 예후 판정에 있어서 중요한 역할을 한다. 또한, 전립선암 선별검사에 사용하고 있는 혈청전립선특이항원(serum prostate-specific antigen)은 전립선의 볼륨과 서로 높은 상관관계를 보이기 때문에 이를 평가하기 위해서는 정확한 볼륨을 아는 것이 중요하다. 기존의 전립선 측정법이 다양하게 제시되고 있으나 전립선 모형 별 측정법에 대한 연구는 없었다. 본 연구에서는 다양한 모형의 팬텀을 제작하고 초음파를 이용하여 볼륨을 알아본 후 모형 별 측정위치를 찾아 새로운 측정방법을 제시하고자 한다. 초음파 검사를 통해 특징적인 전립선 모양 6개를 선정하였다. 이를 횡단과 종단영상을 참고하여 전립선 모형 6개를 제작하였다. 최적의 측정위치에서 각각 3회씩 반복측정 후 실제볼륨과 측정볼륨간의 유의성을 알아보기 위하여 Wilcoxon 부호순위 검정을 실시하였다. p값은 0.05이하일 때 유의한 것으로 정하였다. Axial 영상에서 돌출부위를 제외하고 안쪽으로 두고, Longitudinal 영상에서는 base와 apex의 오목한 부분에 측정 점을 놓았을 때 실제 전립선 크기와 일치도가 높았다. 실제볼륨과 측정볼륨간의 유의성은 p값 0.156으로 통계적으로 유의한 차이가 없었다. 전립선 axial 영상에서 전립선 이행대의 돌출이 심할 경우 돌출부위를 배제하고 측정하는 것이 실제 볼륨에 가까웠다. 또한 longitudinal영상에서는 apex부분이 가늘고 길어질 경우에 끝부분이 아닌 안쪽으로 측정 점을 잡아 그 점을 기준으로 타원을 그려 볼륨을 측정하는 것이 실제 볼륨에 가장 가까웠다.
핵의학 검사에 있어서 심근 관류스캔은 관상동맥질환의 혈역학적 중요성을 평가하는 좋은 방법이다. 그러나 판독효율을 높이기 위해서 자동화된 정량적 계측 방법이 추가적으로 제시되어야한다. 본 연구에서는 판독에 필요한 심근의 3차원 기능모델과 심근 두께 계산 모델을 제시한다. 개발을 위해서 SPECT로 부터 심장의 단축단면상을 얻었고 전처리를 방정식을 적용하여 좌심근 두께의 모델링을 구현하였다. 실험결과 슬라이스 단축방향 영상으로부터 내벽과 외벽을 계측하는데 성공하였고, 계산된 좌표를 이용해서 3차원 모델링을 구현하였다. 다음 라플라스 식을 사용하여 심벽 두께의 3차원 모델을 완성하였다. 3차원 모델을 통해서 결절 부위가 쉽게 관찰할 수 있고, 3차원 모델의 회전을 통해서 병변의 위치를 빨리 파악할 수 있는 특징을 가진다. 판독 보조지표로서의 개발된 제안된 모델은 보조적 판독정보를 제공하고 오진의 확률을 낮추는데 기여할 것으로 예상한다. 허혈성 심장질환 환자의 조기 진단에도 큰 역할을 할 것이다.
Recently, due to the increased use of medical radiation, the radiation exposure of radiation workers should be considered as well as medical exposure of patients. And it is recommended to close the door during radiography. however, In this study, when the door was inevitably opened for radiography, the proposed method was to install the shield as a method of reducing the exposure dose. And its efficiency was analyzed. In simple chest radiography, the measurement point was changed according to the measurement location. Dose rate were measured 10 times for each condition using a dosimeter. And the average value was derived. Using this, the change of dose according to the opening and closing of the door and the installation of the shield was analyzed. Using this, we compared and analyzed the dose change according to the door opening and closing and the installation of the shield, and significance was verified through the SPSS ver. 24. Depending on whether the door was opened or closed, 11,215.35%, 159.0%, 101.9% increased in front of the door in the consol room, behind the wall and behind the lead glass. Depending on the installing of the shield, the 49.2%, 29.6%, 19.9%, 30.6% decrease in front of the door in the examination and consol room, behind the wall and lead glass. In addition, statistical analysis was showed that there were significant differences in both the results according to whether the door was opened or closed and shielding(p<.05). Close the door during radiography. However, when the door should be opened, it was confirmed that the dose rate were reduced by installing the shield. Therefore, to optimize radiation protection, it is recommended to install shields when opening the door.
소변시료 바이오어세이는 분석설비가 비교적 간단하고 시료 채취가 용이하여 내부피폭선량 평가를 위하여 널리 사용되고 있는 대표적인 간접측정법이다. 본 연구에서는 소변시료 바이오어세이 결과에 대해 보다 객관적인 성능검사를 수행하기 위하여 미국 NIST에서 주관한 NRIP (NIST raiochemistry inercomparison pogram)에 참여한 결과를 소개하였다. 60일간의 분석기간 동안 인공합성소변으로 제작된 검사시료의 방사능분석결과를 보고하는 cstomary exercise에서는 12가지 방사성핵종에 대한 측정 결과 ANSI N13.30에서 제시하는 성능검사 기준을 모두 만족하는 것으로 확인되었다. 비상상황에 대비하여 8시간 이내에 방사능분석결과를 신속하게 보고하는 eergency preparedness exercise에서는 9가지 방사성핵종에 대하여 -35 ~ 45%의 차이를 나타내어 확인된 오차범위 내에서 비상시 신속한 내부피폭 분류에 적용하기에 적합한 것으로 확인되었다.
Quality control (QC) of Computed Tomography (CT) devices is based on image quality measurement on AAPM CT phantom which is a standard phantom. Although it is possible to control the accuracy of the CT apparatus, it is expensive and has a disadvantage of low penetration rate. Therefore, in this study, we make image quality measurement phantom at low cost using FFF (Fused Filament Fabrication) type three-dimensional printer and try to analyze the usefulness, compare it with existing standard phantom. To print a phantom, We used three-dimensional printer of the FFF system and PLA (Poly Lactic Acid, density: $1.24g/cm^3$) filament, and the CT device of 64 MDCT (Aquilion CX, Toshiba, Japan). In addition, we printed a phantom using three-dimensional printer after design using various tool based on existing standard phantom. For image quality evaluation, AAPM CT phantom and self-generated phantom were measured 10 times for each block. The measured data were analyzed for significance using the Mannwhiteney U-test of SPSS (Version 22.0, SPSS, Chicago, IL, USA). As a result of the analysis, phantom fabricated with three-dimensional printer and standard phantom showed no significant difference (p>0.05). Furthermore, we confirmed that image quality measurement performance of a phantom using three-dimensional printer is similar to the existing standard phantom. In conclusion, we confirmed the possibility of low cost phantom fabrication using three dimensional printer.
MinSeok Park ;Jaeryong Yoo;Minho Kim ;Won Il Jang ;Sunhoo Park
Nuclear Engineering and Technology
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제55권1호
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pp.295-303
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2023
Whole-body counters are widely used to assess internal contamination after a nuclear accident. However, it is difficult to determine radioiodine activity due to limitations in conventional calibration phantoms. Inhaled or ingested radioiodine is heterogeneously distributed in the human body, necessitating time-dependent biodistribution for the assessment of the internal contamination caused by the radioiodine intake. This study aims at calculating counting efficiencies considering the biodistribution of 131I in whole-body counting measurement. Monte Carlo simulations with computational human phantoms were performed to calculate the whole-body counting efficiency for a realistic radioiodine distribution after its intake. The biodistributions of 131I for different age groups were computed based on biokinetic models and applied to age- and gender-specific computational phantoms to estimate counting efficiency. After calculating the whole-body counting efficiencies, the efficiency correction factors were derived as the ratio of the counting efficiencies obtained by considering a heterogeneous biodistribution of 131I over time to those obtained using the BOMAB phantom assuming a homogeneous distribution. Based on the correction factors, the internal contamination caused by 131I can be assessed using whole-body counters. These correction factors can minimize the influence of the biodistribution of 131I in whole-body counting measurement and improve the accuracy of internal dose assessment.
For the Evaluation of X-ray image intensifier, we measured radiation dose at input of I. I., brightness and fluorescence at output of I. I. by using X-ray exposure meter, optometer and fluorescence meter for the relative conversion factor. Especially, by using fluorescence meter, we could easily get relative conversion factor without having regulated machine by JIS. Since using, the quality of image intensifier is going down. Consequently, it needs continuous quality maintenance.
This study is to develop a mobile type environmental radiation measurement system for emergency response or environmental radiation monitoring of local governments near nuclear facilities. A mobile radiation measurement system can monitor radiation by field beyond the spatial constraints of a fixed environmental radiation monitor. If installed in local government infrastructure such as public transportation, environmental radiation can be monitored without additional manpower and measurement work. In addition, it is designed to enable monitoring and measurement of radiation from low to high doses as well as the environment in preparation for radioactive disasters such as nuclear power plant accidents. It is expected that this system will be utilized not only in normal times but also in the event of a radiation accident to improve the disaster prevention capabilities of local governments.
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[게시일 2004년 10월 1일]
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