• 제목/요약/키워드: additional shielding

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자기공명검사실 내 전자기파 차단이 이루어지지 않은 부속장치의 차폐에 관한 연구 (Study on the Electromagnetic Shielding of Accessory Device without Electromagnetic Shielding Technology in the Magnetic Resonance Room)

  • 손순룡
    • 한국콘텐츠학회논문지
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    • 제21권2호
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    • pp.431-436
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    • 2021
  • 본 연구는 자기공명검사실 내 전자기파가 나오는 부속장치를 대상으로 새로운 차폐방법을 적용하여 전자기파로 인한 인공물의 발생을 방지하고자 하였다. 연구방법은 차폐 기술이 적용되지 않은 환자 감시용 CCTV에 metal plating fiber 섬유로 제작된 새로운 차폐체를 적용하여, CCTV의 전원을 차단한 경우(type I)를 기준으로 전원을 차단하지 않은 경우(type II)와 차단하지 않은 상태에서 새로운 차폐 기술을 적용한 경우(type III)를 noise map을 획득하여 비교평가 하였다. 연구 결과, 유의한 차이가 존재하는 집단이 하나 이상 존재함을 알 수 있었으며 이를 바탕으로 사후분석을 시행한 결과 type I과 type III는 집단 1로 type II는 집단 2로 나타나 기준인 CCTV의 전원을 차단한 경우와 새로운 차폐 기술을 적용한 경우가 동일집단 임을 알 수 있었다. 결론적으로 검사실 내에서 추가적인 부속장치로 인해 전자기파가 발생할 경우 본 연구가 제시한 차폐체를 적용한다면 noise가 발생하지 않는 type I과 동일한 상태를 만들 수 있어 전자기파로 인한 인공물의 발생을 방지할 수 있으리라 판단된다.

임산부의 방사선치료 시 태아선량 평가 (Estimation of Fetal Dose during Radiation Therapy of Pregnant Patient)

  • 정치훈;김찬용;김보겸;서석진;유숙현;박흥득
    • 대한방사선치료학회지
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    • 제19권1호
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    • pp.35-41
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    • 2007
  • 목 적: 임산부의 방사선치료시 태아에 조사되는 선량을 알아보고, 임상에 적용가능한 간단한 차폐방법을 적용하여 태아선량이 감소되는 정도를 평가하고자 한다. 대상 및 방법: 본원에 내원한 임신 24주째인 뇌전이 환자를 대상으로 전뇌 방사선치료를 시행하는 동안 태아에 조사되는 선량을 인체 팬톰(Anderson Rando Phantom, Alderson Research Laboratories Inc., USA)을 사용하여 평가하였다. 환자에 대한 치료처방은 일일선량 300 cGy, 10회, 총선량 3000 cGy, 그리고 치료조건은 에너지 6 MV, 조사야크기 $18{\times}22cm^2$이었다. 선량평가는 환자 치료조건과 동일한 상태로 조사야 하단에서 각각 30, 40, 50, 60 cm에서 전리함((TN30013, 0.6 cc Farmer type chamber, PTW Unidos, Germany)을 사용하여 측정하였고, 다음은 환자치료조건과 동일하지만 본원에서 고안한 추가 차폐방법(shielding wall, neck supporter, Pb sheets, acrylic bridge)을 이용하여 태아를 차폐한 다음 위의 측정점과 동일한 위치에서 측정하여 그 차폐효과를 비교 평가 하였다. 또한 추가 차폐한 상태에서 열형광선량계(4000, Harshaw, Solon Technologies Inc., USA)를 사용하여 30, 40, 50, 60, 70 cm 지점에서 측정하여 전리함 측정값과 비교 분석하였다. 결 과: 전리함을 이용하여 측정한 결과 환자가 총선량 3,000 cGy를 받는 동안 태아에 조사될 수 있는 선량은, 추가 차폐가 없는 경우 조사야 하단 30, 40, 50, 60 cm에서 각각 3.20, 3.21, 1.44, 0.90 cGy, 추가 차폐가 있는 경우 0.88, 0.60, 0.35, 0.25 cGy로 추가 차폐를 하였을 경우 하지 않았을 경우보다 약 $70{\sim}80%$의 차폐효과를 얻을 수 있었다. 그리고 열형광선량계 측정결과는 1.8, 1.2, 0.8, 1.2, 0.8 (70 cm) cGy로 나타났다. 이로서 태아가 전 치료 과정중 받을 수 있는 총선량은 1 cGy 이하로 측정되었다. 결 론: 임산부의 방사선치료가 필수적으로 요구될 경우 고려되어야 할 가장 중요한 인자는 태아선량의 최소화가 될 것이다. 방사선장애의 역치선량이 $10{\sim}20cGy$인 것을 감안하면 상기 방법에 의한 임산부의 방사선치료는 이러한 목적에 부합될 뿐만 아니라 사용방법 또한 비교적 용이하다고 생각된다.

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강내치료실 차폐에 대한 고찰 (A Study on Structural Shielding Design of Afterloading Therapy Room)

  • 윤석록;김명호;신동오
    • 대한방사선치료학회지
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    • 제2권1호
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    • pp.31-40
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    • 1987
  • In the case of designing a high dose rate remote controlled afterloading treatment room with existing hospital facilities. We must construct the effective protective barriers so as to reduce the primary and scattered radiation up to the maximum permissible dose level. It is difficult to reinforce the barrier thickness of the shielding requirements because of the limited space and the problem of the existing building structure at the surrounding area. Therefore we can reduce the intensity of primary radiation to the required degree at the location of interest with installing the appropriate I shaped Pb barriers between the radiation source and the shielding wall of the concrete. As a result, it was possible to reduce the intensity of the primary radiation below the M.P.D level by using additional Pb barriers instead of increasing thickness of concrete wall.

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X선 및 감마선에 대한 apron의 차폐율 측정 (Measurement of Apron Shielding Rate for X-ray and Gamma-ray)

  • 박명환;권덕문
    • 대한방사선기술학회지:방사선기술과학
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    • 제30권3호
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    • pp.245-250
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    • 2007
  • 진단용 방사선발생장치에서의 X선 에너지와 $^{99m}Tc$-MDP, $^{18}F$-FDG의 감마선 에너지 대한 apron 0.25, 0.5 mmPb에 대한 차폐율을 측정하였다. X선 에너지는 관전압 $40{\sim}120\;kVp$ 범위 내에서 부가여과판 0, 2 mmAl을 사용 한 경우에 실효에너지가 $26.2{\sim}45.6\;keV$로 측정되었으며, 이때 apron 0.5 mmPb은 0.25 mmPb보다 최대 선질에서 5.5% 정도 차폐율이 증가하였다. 또한 두 종류의 apron은 직접선과 공간선량률에 대하여 90% 이상의 높은 차폐율을 나타내었다. 그리고 $^{99m}Tc$-MDP의 140 keV에서 0.25, 0.5 mmPb apron을 사용할 경우 $30{\sim}53%$ 정도의 차폐효과가 있었으며, $^{18}F$-FDG의 511 keV의 높은 에너지에서는 $1.3{\sim}3.6%$로 apron의 차폐효과가 매우 적었다.

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MCNP 시뮬레이션을 통한 450 kVp 엑스레이 튜브의 콘크리트 차폐벽 두께 계산 및 반가층 방법을 이용한 계산과의 결과 비교 (Calculation of Concrete Shielding Wall Thickness for 450 kVp X-ray Tube with MCNP Simulation and Result Comparison with Half Value Layer Method Calculation)

  • 이상헌;허삼석;이은중;김찬규;조규성
    • 방사선산업학회지
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    • 제10권1호
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    • pp.29-35
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    • 2016
  • Radiation generating devices must be properly shielded for their safe application. Although institutes such as US National Bureau of Standards and National Council on Radiation Protection and Measurements (NCRP) have provided guidelines for shielding X-ray tube of various purposes, industry people tend to rely on 'Half Value Layer (HVL) method' which requires relatively simple calculation compared to the case of those guidelines. The method is based on the fact that the intensity, dose, and air kerma of narrow beam incident on shielding wall decreases by about half as the beam penetrates the HVL thickness of the wall. One can adjust shielding wall thickness to satisfy outside wall dose or air kerma requirements with this calculation. However, this may not always be the case because 1) The strict definition of HVL deals with only Intensity, 2) The situation is different when the beam is not 'narrow'; the beam quality inside the wall is distorted and related changes on outside wall dose or air kerma such as buildup effect occurs. Therefore, sometimes more careful research should be done in order to verify the effect of shielding specific radiation generating device. High energy X-ray tubes which is operated at the voltage above 400 kV that are used for 'heavy' nondestructive inspection is an example. People have less experience in running and shielding such device than in the case of widely-used low energy X-ray tubes operated at the voltage below 300 kV. In this study, Air Kerma value per week, outside concrete shielding wall of various thickness surrounding 450 kVp X-ray tube were calculated using MCNP simulation with the aid of Geometry Splitting method which is a famous Variance Reduction technique. The comparison between simulated result, HVL method result, and NCRP Report 147 safety goal $0.02mGy\;wk^{-1}$ on Air Kerma for the place where the public are free to pass showed that concrete wall of thickness 80 cm is needed to achieve the safety goal. Essentially same result was obtained from the application of HVL method except that it suggest the need of additional 5 cm concrete wall thickness. Therefore, employing the result from HVL method calculation as an conservative upper limit of concrete shielding wall thickness was found to be useful; It would be easy, economic, and reasonable way to set shielding wall thickness.

Y-90 microsphere 로부터 생성되는 제동복사선의 차폐를 위한 차폐체 개발 연구 (Development of shielding device for bremsstrahlung radiation from Y-90 microspheres)

  • 박준영
    • 핵의학기술
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    • 제23권1호
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    • pp.50-53
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    • 2019
  • 본 연구는 고에너지의 베타선을 방출하는 Y-90 미세구의 경동맥방사선색전술 시 발생되는 제동복사선에 의한 불필요한 외부피폭을 줄이고자 텅스텐 차폐체를 개발하였다. 본 연구에서는 다양한 용량(1 GBq, 2 GBq, 4 GBq)의 $SIR-Spheres^{(R)}$ Y-90 미세구를 사용하여, 텅스텐 차폐체 표면으로부터 10 cm, 50 cm, 100 cm인 곳에서 GM tube식 디지털 서베이미터로 선량률을 측정하였다. 텅스텐 차폐체 표면 10 cm 위치에서 차폐율을 분석한 결과 4 GBq의 $SIR-Spheres^{(R)}$ Y-90 미세구의 경우 90.9%, 2 GBq의 경우 88.9%, 1 GBq의 경우 88.8%의 차폐율을 보였고, 표면 50 cm 위치에서 차폐율은 4 GBq의 $SIR-Spheres^{(R)}$ Y-90 미세구의 경우 89.2%, 2 GBq의 경우 87.5%, 1GBq의 경우 86.3%로 나타났다. 텅스텐 차폐체 표면 100 cm 위치에서 텅스텐 차폐체는 평균 75.1%의 차폐율을 보이는 것으로 확인할 수 있었다. 높은 용량이 함유된 $SIR-Spheres^{(R)}$ Y-90 미세구의 경동맥방사선색전술시 방사선 작업종사자와 선원간의 거리가 짧고, 작업시간이 길기 때문에 제동복사선에 의한 피폭에 노출될 수 있다. 본 연구를 통해 개발된 텅스텐 차폐체는 향후 임상에서 경동맥방사선색전술 시 제동복사선에 의한 외부피폭을 줄이는데 활용될 수 있을 것이라 기대 된다.

MCNP코드 시스템을 이용한 차폐물 geometry에 따른 결과 변화에 대한 연구 (Changes according to the geometry of the shield using MCNP code system)

  • 강기병;이남호;황영관
    • 한국정보통신학회:학술대회논문집
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    • 한국정보통신학회 2013년도 춘계학술대회
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    • pp.1031-1033
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    • 2013
  • 후쿠시마와 같은 방사선 누출 사고 시 방사선원의 위치를 찾는 일은 방사선 방호 뿐만 아니라 원전 사고의 조속하고 안전한 처리를 위해서도 중요하다. 방사선원의 3차원 위치 탐지는 기존에 방사선 탐지기의 2차원적 방사선 위치 탐지기능에 방사선원의 거리정보까지 추가 제공할 수 있어 방사선 오염원의 제거 및 제염작업에 결정적 역할을 할 수 있다. 본 연구에서는 반도체 센서에 기반한 듀얼(Dual) 방사선 탐지기를 이용한 방사선원 3차원 가시장치 개발 연구의 일환으로 방사선 센서부의 효율적 차폐체 구조설계에 관한 결과를 논하였다. 고하중의 텅스텐 또는 납 차폐체를 MCNP기반으로 최적구조로 설계함으로써 경량의 고효율 방사선원 위치탐지기 구현을 시도하였고, 이를 위해 차폐체의 구조와 두께, 그리고 콜리메이터에 형상의 다양한 변수모델에 대한 방사선 차폐시뮬레이션을 수행하였다. 본 연구의 결과는 향후 실리콘 센서기반의 소형 경량의 3차원 방사선원 탐지 및 가시화 연구에 활용될 예정이다.

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액상 실리콘과 금속화합물을 융합한 저선량 방사선 차폐 소재 개발을 위한 사전연구 (Preliminary Study for Development of Low Dose Radiation Shielding Material Using Liquid Silicon and Metalic Compound)

  • 장서구;한수철;강성진;임성욱;이성수
    • 대한방사선기술학회지:방사선기술과학
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    • 제40권3호
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    • pp.461-468
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    • 2017
  • 본 연구는 진단용 X선 에너지 영역에서 고순도의 납 0.5mm 와 실리콘(Si)과 이산화티탄($TiO_2$)을 이용한 X선 융합차폐체의 선량을 측정하고 차폐율을 비교 측정하였다. 실험을 위하여 실리콘(Si)과 이산화티탄($TiO_2$)을 혼합하여 1 mm 두께의 패드형 차폐체를 제작하고, 차폐체의 두께를 1mm 씩 증가시키며 X선을 조사하여 0 mR이 될 때까지 선량을 측정하였다. KS A 4025의 권고에 따라 X선 조사조건은 각각 60 kVp 20 mAs, 100 kVp 20 mAs로 하였으며, 두 개의 관전압 조건에서 차폐체가 없을 경우의 조사선량을 기준으로 차폐체가 있을 경우의 선량과 비교하여 차폐율을 구하였다. 두께 0.5 mm 납판 차폐체의 차폐율은 60 kVp에서 95.92%, 100 kVp에서 85.26%로 측정되었고, 실리콘(Si)과 이산화티탄($TiO_2$)패드 차폐체를 적용하였을 경우 60 kVp, 20 mAs 조건에서 두께가 11 mm 이상일 때 10회 조사 평균선량은 1.77 mR, 차폐율은 납판 0.5 mm 차폐체와 등가의 차폐율을 나타내었으며, 13 mm에서 측정선량이 0 mR이 되었다. 100 kVp, 20 mAs 조건에서는 17 mm 두께에서 납 0.5 mm 차폐체와 등가 이상의 차폐율이 관찰 되었고 23 mm 두께에서 100% 의 차폐율을 관찰할 수 있었다. 본 연구 결과를 통해 실리콘-이산화티탄 화합물은 실리콘의 물성이 그대로 존재하면서 금속화합물과 융합할 수 있다는 결과를 얻었으며, 이후 방사선 흡수가 더 뛰어난 금속화합물등과 혼합할 경우 납의 위해성을 포함하지 않으며, 재료와 가공성에서 경제적이며, 실리콘의 강점을 살려 탄성과 유연성이 뛰어난 저선량용 방사선 차폐재의 제작 가능성을 확인해 볼 수 있었다.

Extensive investigations of photon interaction properties for ZnxTe100- x alloys

  • Singh, Harinder;Sharma, Jeewan;Singh, Tejbir
    • Nuclear Engineering and Technology
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    • 제50권8호
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    • pp.1364-1371
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    • 2018
  • An extensive investigation of photon interaction properties has been made for $Zn_xTe_{100-x}$ alloys (where x = 5, 20, 30, 40, 50) to explore its possible use in sensing and shielding gamma radiations. The results show better and stable response of ZnTe alloys for various photon interaction properties over the wide energy range, with an additional benefit of ease in fabrication due to lower melting points of Zn and Te. Mass attenuation coefficient values show strong dependence on photon energy as well as composition. Effective atomic number has maximum value for $Zn_5Te_{95}$ and lowest for $Zn_{50}Te_{50}$ in the entire energy region. The alloy sample with maximum $Z_{eff}$ shows minimal value of $N_e$ and vice versa. Mean free path follows inverse trend as observed for mass attenuation coefficient. The exposure and energy absorption buildup factors depend upon photon energy, penetration thickness and composition (effective atomic number) of $Zn_xTe_{100-x}$ alloys. It finds its application for sensing and shielding from highly energetic and highly penetrating photons at sites where radioactive materials were used and visibility of material is not a big constraint. Further, energy down conversion property of ZnTe alloys with subsequent emission in green band suggests its potential use in sensing gamma photons.

SHIELDING ANALYSIS OF DUAL PURPOSE CASKS FOR SPENT NUCLEAR FUEL UNDER NORMAL STORAGE CONDITIONS

  • Ko, Jae-Hun;Park, Jea-Ho;Jung, In-Soo;Lee, Gang-Uk;Baeg, Chang-Yeal;Kim, Tae-Man
    • Nuclear Engineering and Technology
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    • 제46권4호
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    • pp.547-556
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    • 2014
  • Korea expects a shortage in storage capacity for spent fuels at reactor sites. Therefore, a need for more metal and/or concrete casks for storage systems is anticipated for either the reactor site or away from the reactor for interim storage. For the purpose of interim storage and transportation, a dual purpose metal cask that can load 21 spent fuel assemblies is being developed by Korea Radioactive Waste Management Corporation (KRMC) in Korea. At first the gamma and neutron flux for the design basis fuel were determined assuming in-core environment (the temperature, pressure, etc. of the moderator, boron, cladding, $UO_2$ pellets) in which the design basis fuel is loaded, as input data. The evaluation simulated burnup up to 45,000 MWD/MTU and decay during ten years of cooling using the SAS2H/OGIGEN-S module of the SCALE5.1 system. The results from the source term evaluation were used as input data for the final shielding evaluation utilizing the MCNP Code, which yielded the effective dose rate. The design of the cask is based on the safety requirements for normal storage conditions under 10 CFR Part 72. A radiation shielding analysis of the metal storage cask optimized for loading 21 design basis fuels was performed for two cases; one for a single cask and the other for a $2{\times}10$ cask array. For the single cask, dose rates at the external surface of the metal cask, 1m and 2m away from the cask surface, were evaluated. For the $2{\times}10$ cask array, dose rates at the center point of the array and at the center of the casks' height were evaluated. The results of the shielding analysis for the single cask show that dose rates were considerably higher at the lower side (from the bottom of the cask to the bottom of the neutron shielding) of the cask, at over 2mSv/hr at the external surface of the cask. However, this is not considered to be a significant issue since additional shielding will be installed at the storage facility. The shielding analysis results for the $2{\times}10$ cask array showed exponential decrease with distance off the sources. The controlled area boundary was calculated to be approximately 280m from the array, with a dose rate of 25mrem/yr. Actual dose rates within the controlled area boundary will be lower than 25mrem/yr, due to the decay of radioactivity of spent fuel in storage.