• 한국의학물리학회:학술대회논문집
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• 한국의학물리학회 1999년도 Japanese Journal of Medical Physics
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• pp.249-252
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• 1999

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제42권1호
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• pp.89-96
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• 2010

This paper describes the methodology of calculating the internal dose conversion coefficient in order to assess the radiological impact on non-human species. This paper also presents the internal dose conversion coefficients of 25 radionuclides ($^3H,\;^7Be,\;^{14}C,\;^{40}K,\;^{51}Cr,\;^{54}Mn,\;^{59}Fe,\;^{58}Co,\;^{60}Co,\;^{65}Zn,\;^{90}Sr,\;^{95}Nb,\;^{99}Tc,\;^{106}Ru,\;^{129}I,\;^{131}I,\;^{136}Cs,\;^{137}Cs,\;^{140}Ba,\;^{140}La,\;^{144}Ce,\;^{238}U,\;^{239}Pu,\;^{240}Pu$) for domestic seven reference animals (roe deer, rat, frog, snake, Chinese minnow, bee, and earthworm) and one reference plant (pine tree). The uniform isotropic model was applied in order to calculate the internal dose conversion coefficients. The calculated internal dose conversion coefficient (${\mu}Gyd^{-1}$ per $Bqkg^{-1}$) ranged from $10^{-6}$ to $10^{-2}$ according to the type of radionuclides and organisms studied. It turns out that the internal does conversion coefficient was higher for alpha radionuclides, such as $^{238}U,\;^{239}Pu$, and $^{240}Pu$, and for large organisms, such as roe deer and pine tree. The internal dose conversion coefficients of $^{239}U,\;^{240}Pu,\;^{238}U,\;^{14}C,\;^3H$, and $^{99}Tc$ were independent of the organism.

• Journal of Radiation Protection and Research
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• 제26권3호
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• pp.249-253
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• 2001

Neutron dose assessment in criticality accidents using Whole Body Counter (WBC) was proved to be an effective method as rapid neutron dose estimation at the JCO criticality accident in Tokai-mura. The 1.36MeV gamma-ray of $^{24}Na$ in a body can be detected easily by a germanium detector. The Minimum Detectable Activity (MDA) of $^{24}Na$ is approximately 50Bq for 10miniute measurement by the germanium-type whole body counter at JNC Tokai Works. Neutron energy spectra at the typical shielding conditions in criticality accidents were calculated and the conversion factor, whole body activity-to-organ mass weighted neutron absorbed dose, corresponding to each condition were determined. The conversion factor for uncollied fission spectrum is 7.7 $[(Bq^{24}Na/g^{23}Na)/mGy]$.

• 한국의학물리학회지:의학물리
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• 제18권4호
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• pp.194-201
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• 2007

감마나이프는 한 번에 수 Gy의 선량을 조사하는 일반 방사선 치료에 비하여 훨씬 많은 수십 Gy의 고선량을 한 번에 조사하기 때문에 조사되는 방사선량의 절대값 측정이 매우 중요하다. 그러나, 감마나이프의 물흡수선량 절대 측정값을 검증하는 연구는 많지 않다. 더욱이, 물팬텀 사용을 규정한 국제원자력기구(International Atomic Energy Agency: IAEA) TRS-398 프로토콜을 적용하여 물흡수선량을 측정한 연구는 보고되고 있지 않다. 본 연구에서는 IAEA TRS- 398 프로토콜을 이용하여 감마나이프 C모델의 물흡수선량을 측정하는 실험을 하였다. 본 실험에서는 IAEA TRS-398에 규정한 바를 최대한 따르면서 물팬텀을 제작하여 감마나이프 C모델의 물흡수선량을 측정하고, 감마나이프 제작사에서 제공하는 플라스틱 팬텀에서 측정한 값과 비교하였다. 이온함으로는 Capintec 사의 PR-05P mini-chamber 두 개를 사용하였고, 전리계로는 PTW사의 UNIDOS를 사용하였다. 측정 결과 물팬텀에서 측정한 감마나이프 모델C의 물흡수선량은 제작사의 플라스틱팬텀에서 측정한 값에 비하여 1.38% 크게 나타났다- 따라서, 현재 국내 감마나이프센터에서 사용하고 있는 제작사에서 제공하고 물흡수선량 측정 프로토콜에는 물팬텀 대신 플라스틱팬텀을 사용하는 데 따른 기온적인 문제점이 있는 것으로 판단된다. 결론적으로 IAEA TRS-398프로토콜을 직접적으로 감마나이프 물흡수선량 측정에 적용하는 것은 기준조건을 만족시킬 수 없기 때문에 불가능한 것으로 판단되며, 새로운 프로토콜을 작성하거나, 물팬텀과 기존의 플라스틱 팬텀으로 측정한 값 사이의 변환계수를 제공하는 것이 현실적인 대안이 될 것이다.

• 한국의학물리학회:학술대회논문집
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• 한국의학물리학회 2002년도 Proceedings
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• pp.255-259
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• 2002

To reduce the uncertainty in the calibration of radiation beams, absorbed dose to water for high energy electrons is recommended as the standards and reference absorbed dose by AAPM Report no.51 and IAEA Technical Reports no.398. In these recommendations, water is, defined as the reference medium, however, the water substitute solid phantoms are discouraged. Nevertheless, when accurate chamber positioning in water is not possible, or when no waterproof chamber is available, their use is permitted at beam qualities R$\_$50/ < 4 g/cm$^2$ (E$\_$0/ < 10 MeV). For the electron dosimetry using solid phantom, a depth-scaling factor is used for the conversion of depth in solid phantoms to depth in water, and a fluence-scaling factor is used for the conversion of ionization chamber reading in plastic phantom to reading in water. In this work, the properties, especially depth-scaling factors c$\_$p1/ and fluence-scaling factors h$\_$pl/ of several commercially available water substitute solid phantoms were determined, and the electron dosimetry using these scaling method was evaluated. As a result, it is obviously that dose-distribution in solid phantom can be converted to appropriate dose-distribution in water by means of IAEA depth-scaling.

• 분석과학
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• 제20권6호
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• pp.460-467
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• 2007

자연계에 존재하는 $^{238}U$, $^{235}U$, $^{232}Th$ 그리고 $^{40}K$의 감마선과 베타선에 대해 토양의 흡수선량을 평가하기 위한 유효 흡수선량 환산인자를 계산하였다. 이 때 감마선과 베타선에 대한 붕괴당 에너지, 반감기, 분기율등의 핵자료들은 National Nuclear Data Center (NNDC)의 최근 자료들을 이용하였다. 본 연구에서 계산한 흡수선량 인자 및 이를 이용하여 얻은 $^{238}U$, $^{232}Th$ 그리고 $^{40}K$의 베타선과 감마선에 유효흡수선량은 1998년 Aitken의 결과와 비교적 잘 일치하였지만, $^{235}U$의 경우는 많은 차이가 있음을 확인하였다. 한국 충북 청원군 오성에 있는 선사유적지(만수리) 내의 토양에 대해 고 분해능 감마선 분광 분석 장치(HP Ge 검출기)로 지각 방사선의 감마선 스펙트럼을 측정하고, 계산된 유효 흡수선량 환산인자를 이용하여 연간방사선량을 평가하였는데, 연간방사선량이 3.8~5.9 mGy/year으로 평가되었다. 또한 Rn 이하의 붕괴 핵종을 포함하여 연간방사선량을 평가하는 경우와, 이를 포함하지 않고 연간방사선량을 평가하는 경우는 9~30 % 차이를 나타내었다. 이 흡수선량 환산인자로 토양에 존재하는 자연 방사성 동위원소들의 베타선과 감마선에 대한 유효 흡수선량 평가법이 확립하였다.

• Journal of Radiation Protection and Research
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• 제21권1호
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• pp.41-50
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• 1996

중성자 및 전자 그리고 광자 수송코드인 MCNP 4A코드를 이 용하여 ANSI N13.32에 제안된 말단팬텀과 한국원자력연구소 제작한 말단팬텀 각각에 대하여 감마선량당량환산인자를 커마근사법에 근거하여 계산하였다. 본 계산은 $15keV{\sim}1.5MeV$ 에너지영역에 대해 단일광자에너지 선원을 고려하였으며 이러한 단일광자에너지함수로서 계산한 공기커마에 대한 선량당량의 비로서 선량당량환산인자를 이론적으로 도출하였다. 본 연구에서 이론적 방법으로 도출한 ANSI와 KAERI의 말단팬텀 각각에 대한 광자선량당량환산인자를 ANSI N13.32의 실험적 방법에 의해 제시된 값들과 비교한 결과 50keV 이상의 단일 광자에너지영역에서는 실험적 방법에 의한 값들과 최대차이 5.7% 내에서 잘 일치함을 보였다. 그러나 40 keV 이하의 에너지영역에서는 본 연구의 계산 결과가 최대 13.6%까지 낮게 평가됨을 알 수 있었으며, 이러한 차이는 낮은 에너지영역에서 두드러지는 단일에너지의 생성과 관련된 실험의 불확실성과 MCNP코드에서 모사한 Geometry의 영향에 기인하는 것으로 사료된다.

• Radiation Oncology Journal
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• 제28권1호
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• pp.50-56
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• 2010

목 적: 제 3기관에 의해 독립적으로 수행된 방사선 치료 빔의 흡수 선량을 외부 감사의 결과로 보고 한다. 이를 위해 쉽고 편리하게 설치 가능 한 고체 팬텀을 이용하여 흡수 선량을 측정하는 방법을 개발했다. 대상 및 방법: 2008년 12개 방사선 치료 시설에서 외부 감사 프로그램에 참여하였고 47개의 광자선과 전자선의 제 3기관에 의해 American Association of Physicists in Medicine (AAPM) task group (TG)-51 프로토콜을 사용하여 독립적으로 교정되었다. AAPM TG-51 프로토콜은 물에서의 측정을 권고 하고 있지만 팬텀으로 물은 바쁜 병원 상황에선 몇 가지 단점이 있다. 설치와 수송이 편리하고 재현성이 있는 고체 팬텀을 사용하였다. 광자선과 전자선에 대한 물과 고체 팬텀 사이의 선량 보정인자는 스케일링 방법과 실험적 측정에 의해 결정되었다. 결 과: 대부분의 빔은(74%) 제3기관의 프로토콜로 측정한 결과 2%의 편차 이내였다. 그러나 20개 중 2개의 광자선과 27개 중 3개의 전자선은 허용범위(3%)를 초과 하였다. 특히 그중 2개의 빔은 10% 이상의 편차를 보여주고 있다. 6 MV 초과의 고에너지 광자선은 보정인자가 없었다. 6 MV 광자선의 경우 고체 팬텀에서의 흡수선량은 물에서의 흡수 선량보다 0.4% 작게 나타났다. 전자선에 대한 보정인자도 결정되었는데 전자선의 에너지가 증가함에 따라 보정인자는 작아지는 경향을 보여준다. 고체팬텀을 사용한 TG-51 프로토콜의 측정 오차는 ${\pm}1.22%$로 나타났다. 결 론: 개발된 방법은 다기관 임상 연구의 인증 프로그램에 참여할 수 있는 외부 감사 기관 프로그램에 성공적으로 적용되었다. 이 선량측정은 선량을 측정하기 위한 시간을 줄이고 물을 설치할 때의 생길 수 있는 측정오차를 감소시킨다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제3권3호
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• pp.155-160
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• 1971

중성자 검출기의 교정을 위한 기초자료를 제공할 목적으로 당 연구실에서 보유하고 있는 $^{239}$ Pu-Be, $^{241}$Am-Li 및 241Am-F 중성자선원에 대한 평균 및 유효에너지와 중성자당 등가선량 환산인자를 계산하였다. 이들은 중성자 스펙트럼 및 중성자의 에너지 함수로서 주어진 등가선량에 대한 여러 보고 자료에 따라 수치계산법을 도입하여 구해졌다. 그 계산결과는 $^{239}$ Pu-Be, $^{241}$Am-Li 및 $^{241}$Am-F 순서로 각각 다음과 같이 주어진다 1. 평균에너지 4.07$\pm$0.33, 0.42 및 1.41 MeV; 2. 중성자의 단일충돌과정에 의하여 인체가 받게되는 선량의 개념에 따라 구한 유효에너지 4.45$\pm$0.344, 0.51 및 1.47 MeV； 3. 중성자의 다중충돌과정에 의하여 인체가 받게되는 선량의 개념에 따라 구한 유효에너지 4.50$\pm$0.36, 0.50 및 1.45 MeV； 4. 중성자당 단일충돌 등가선량 환산인자 (2.74$\pm$0.07)$10^{-8}$ , 1.58$\times$ $10^{-8}$ 및 2.34$\times$$10^{-8}$ rems/(n/$\textrm{cm}^2$); 5. 중성자당 다중충돌 등가선량 환산인자 (3.55$\pm$0.09)$10^{-8}$ , 2.19$\times$$10^{-8}$ 및 2.82$\times$$10^{-8}$ rems/(n/$\textrm{cm}^2$).