• 제목/요약/키워드: external gamma exposure

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Intercomparison Exercise at Harshaw 6600, DVG-02TM, and D-Shuttle Dosimeters for the Individual Monitoring of Ionizing Radiation

  • Kim, Dmitriy Spartakovich;Murayama, Kentaro;Nurtazin, Yernat;Koguchi, Yasuhiro;Kenzhin, Yergazy;Kawamura, Hiroshi
    • Journal of Radiation Protection and Research
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    • 제44권2호
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    • pp.79-88
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    • 2019
  • Background: The main goal of experiments is to compare various operational and technical characteristics of D-Shuttle semiconductor personal dosimeters of the Japanese company "Chiyoda Technol Corporation" and Harshaw thermoluminescent dosimeters (TLD) manufactured by "Thermo Fisher Scientific" and DTL-02 of the Russian Research and Production Enterprise (RPE) "Doza" by their occupational and calibration exposure at various dose equivalents from 0.5 to 20 mSv of gamma-radiation. Materials and Methods: Besides dosimeters DTL-02, D-Shuttle and Harshaw TLD, there were also used: (1) the primary reference radionuclide source Hopewell Designs IAEA: G10-1-12 with $^{137}Cs$ isotope (an error is not more than 6% and activity is 20 Ci), and (2) the verification device UPGD-2M of RPE "Doza" and installed in the National Center for Expertise and Certification of the Republic of Kazakhstan (Kapchagai, the National Center for Expertise and Certification). Results and Discussion: The main results of researches are the following: (1) TLDs for Harshaw 6600 and DVG-02TM have an approximately equal measurement accuracy of the individual dose equivalents in the range from 0.5 to 20 mSv of gamma-radiation. (2) Advantages of dosimeters for Harshaw 6600 are due to the high measurement productivity and opportunity to indicate the dose on the skin $H_p$(0.07). Advantages of DVG-02TM consist of operation simplicity and lower cost than of Harshaw 6600. (3) D-Shuttles are convenient for use in the current and the operational monitoring of ionizing radiation. Measurement accuracy and 10% linearity of measurements are ensured when D-Shuttle is irradiated with dose equivalents below 1 mSv at the equivalent dose rate not higher than $3mSv{\cdot}hr^{-1}$. This allows using D-Shuttle at a routine technological activity. Conclusion: The obtained results of experiments demonstrate advantages and disadvantages of D-Shuttle semiconductor dosimeters in comparison with two TLD systems of DVG-02TM and Harshaw 6600.

RALS에 장착한 Ir-192 선원의 강도측정에 대한 고찰 (Calibration of an $^{192}Ir$ Source Used for High Dose Rate RALS.)

  • 문언철
    • 대한방사선치료학회지
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    • 제6권1호
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    • pp.56-60
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    • 1994
  • In the past, brachytherapy was carried out mostly with radium or radon sources. Currently. use of artificially produced radionuclially produced radionuclides such as $^{137}Cs,\;^{192}Ir,\;^{198}Au,\;and\;^{125}I$ is rapidly increasing. Although electrons are often used as an alternative to interstitial implants, brachytherapy continues to remain an important mode of therapy, either alone or combined with external beam. The National Council on Radiation Protection and Measurements(NCRP) recommends that the strength of any ${\gamma}$ emitter should be specified directly in terms of exposure rate in air at a specified distance such as 1m. The air kerma strength is defined as the product of air kerma rate in 'free space' and the square of the disrance of the calibration point from the source center along the perpendicular bisector, i. e., $S_k=K_L{\times}L^2$. Where $S_K$ is the the air kerma strength and K is the air kerma rate at a specified distance L. (usually 1m). Recommended units for all kerma strength are ${\mu}Gym^{2}h^{-1}$.

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몬테카를로 모의 모사를 이용한 방사성옥소 2인 치료병실의 안전성 평가 (Evaluation of Stability using Monte Carlo Simulation in 2 People Isolation Treatment Room of Radiation Iodine)

  • 장동근;고성진;김창수;김정훈
    • 대한방사선기술학회지:방사선기술과학
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    • 제39권3호
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    • pp.385-390
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    • 2016
  • 방사성옥소를 이용한 2인 치료격리병실은 환자간의 불필요한 피폭선량을 유발하게 된다. 이에 본 연구에서는 방사성 옥소를 섭취 후 배설 없이 모두 인체에 분포하였다는 가정 하에 방사성 옥소의 물리적 특성 및 생물역동학적 정보를 제외한 보수적인 관점으로 몬테카를로 모의 모사를 이용한 2인 치료격리병실의 안전성을 평가하고자 한다. 실험 결과 방사성옥소에서 방출되는 364 keV의 감마선은 공기층 약 30 cm 또는 납 차폐체 3 mm가 반가층으로 작용됨을 파악할 수 있었으며, 환자간 거리 및 납 차폐체의 두께를 이용하였을 때, 입원기간(48시간)동안 상대방 환자로부터 받게 되는 외부 피폭선량은 5 mSv 이하로 법적 격리 기준선량 보다 낮게 나타남으로써 2인 치료격리병실의 효율적인 관리가 가능한 것으로 분석되었다.

저용량 I-131 투여시 Apron 착용여부에 따른 차폐효과에 대한 고찰 (Consideration on Shielding Effect Based on Apron Wearing During Low-dose I-131 Administration)

  • 김일수;김호신;류형기;강영직;박수영;김승찬;이귀원
    • 핵의학기술
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    • 제20권1호
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    • pp.32-36
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    • 2016
  • 핵의학검사에서 $^{131}I$은 갑상선암 및 질환의 진단, 치료등 핵의학 검사에서 많이 사용되고 있다. $^{131}I$${\gamma}$선과 ${\beta}^-$선을 방출하여 검사와 치료를 할 수 있고, 높은 집적율과 신장을 통한 빠른 배설이 용이 하지만, $^{131}I$(364 keV)은 $^{99m}Tc$(140 keV)보다 고에너지이기 때문에 작업을 수행 시 조작 및 투여 과정에서 $^{99m}Tc$보다 술자의 피폭을 줄이기 위해 외부피폭 방어의 3요소인 거리, 시간, 차폐 중에 차폐에 주안점을 두어 $^{131}I$ 조작 시 차 폐체 착용 전과 후의 피폭선량의 차이를 비교하고자 한다. Apron(보통 Pb 0.5 mm) 착용 시 $^{99m}Tc$은 90%이상이 차폐가 되지만, $^{131}I$은 고에너지이기 때문에 차폐효과가 비교적 낮고, 고용량의 경우 산란선(2차) 및 제동방사선의 영향으로 오히려 더 피폭을 받을 수 있다. 하지만 저용량(74 MBq) 고에너지의 경우 이에 대한 특별한 보고나 Guide Line이 마련되어 있지 않아, $^{131}I$ 조작 시 Apron 착용 유무에 따른 술자의 피폭선량을 정량적으로 분석하고자 한다. 본원 핵의학과에서 2014년 6월부터 2014년 12월까지 7개월 동안 갑상선암 치료 및 진단을 위한 저용량$^{131}I$을 투여하기 위해 방문한 갑상선암 환자를 대상으로 준비과정부터 투여 시까지 연구기간 동안 갑상선, 가슴, 고환 3곳에 Apron 안쪽과 바깥쪽 각각 1개씩 총 6개의 TLD를 부착한 뒤 $^{131}I$검사 과정부터 투여 시 까지의 방사선 피폭선량을 측정하였다. 총 작업시간은 설명시간 3분, 분배시간 1분, 투여시간 1분으로 각각 1인당 5분이내로 설정하였다. TLD 위치설정은 일반적으로 피폭선량을 측정하는 가슴과 방사선 감수성이 높은 갑상선 및 고환으로 설정하였다. 준비과정은 $^{131}I$$2m{\ell}$ 주사기를 이용해 74MBq을 분배한 뒤 생리식염수와 희석해 $2m{\ell}$의 용량을 만들어 분배한다. $^{131}I$을 분배 후 환자에게 투여 시 컵에 물을 $100m{\ell}$ 담고 분배한 $^{131}I$을 희석하여 환자 1 m 정도 거리를 두고, 경구투여 한다. 그리고 경구투여 한 $2m{\ell}$ 주사기와 컵을 폐기하는 과정을 Apron과 TLD를 착용한 상태에서 시행하였다. Apron과 TLD는 방사선 피폭이 미치지 않는 보관실에 따로 보관하였고, 서울방사선 서비스에 의뢰하여 피폭선량을 측정하였다. 연구기간 동안 저용량 $^{131}I$ 검사 시 갑상선, 가슴, 고환 부위에 Apron 안과 밖d[착용한 TLD의 매월 누적선량을 인원수로 나눈 결과를 가지고, SPSS Version. 12.0K를 이용해 Wilcoxon Signed Rank Test를 사용하여 통계를 시행하였다. 그 결과 갑상선(p = 0.345), 가슴(p = 0.686), 고환(p = 0.715)은 모두 p > 0.05으로 유의한 차이가 없음을 알 수 있었다. 그리고 연구기간 동안의 총 누적선량의 변화를 백분율로 환산하였을 때, 갑상선 -23.5%, 가슴 -8.3%, 고환 19.0%로 나타났다. Wilcoxon Signed Rank Test를 사용한 결과 통계적으로 유의한 차이가 없는 것으로 나타났다(p > 0.05). 또한 7개월간의 누적선량으로 차폐율을 계산 했을 때 에는 Apron 안쪽과 바깥쪽의 피폭선량의 변화가 불규칙적으로 나타나는 결과를 보였다. 이 결과는 백분율로 표현 시 변화폭이 커보이지만, 누적 피폭선량이 소수점 이하이므로 큰 변화라고 보기 어렵다. 그러므로 고에너지 저용량 $^{131}I$ 투여 시 Apron을 착용유무와 상관없이 일정한 거리를 두고 최대한 빠른 시간 내에 투여를 종료하는 것이 피폭선량을 줄이는 데 도움이 될 것이다. 본 연구는 $^{131}I$ 투여시간을 1인당 각 5분 이내로 투여 할 수 있도록 제한하고, 거리를 1 m로 일정하게 하여 작업 할 수 있도록 하였으나 통계 시 N수가 적어서 비모수적인 방법으로 통계를 시행함으로써 정확한 결과를 얻기에 부족한 부분이 있었다. 또한 저용량 $^{131}I$ 투여 시 각 1인당 피폭선량을 직독식 선량으로 측정하지 못하고, TLD를 이용한 누적선량으로 측정한 결과 값이므로 전자선량계 및 포켓선량계를 이용한 측정이 이루어진다면 더 효과적인 결과를 얻을 수 있을 것으로 사료된다.

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Natural radioactivity level in fly ash samples and radiological hazard at the landfill area of the coal-fired power plant complex, Vietnam

  • Loan, Truong Thi Hong;Ba, Vu Ngoc;Thien, Bui Ngoc
    • Nuclear Engineering and Technology
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    • 제54권4호
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    • pp.1431-1438
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    • 2022
  • In this study, natural radioactivity concentrations and dosimetric values of fly ash samples were evaluated for the landfill area of the coal-fired power plant (CFPP) complex at Binh Thuan, Vietnam. The average activity concentrations of 238U, 226Ra, 232Th and 40K were 93, 77, 92 and 938 Bq kg-1, respectively. The average results for radon dose, indoor external, internal, and total effective dose equivalent (TEDE) were 5.27, 1.22, 0.16, and 6.65 mSv y-1, respectively. The average emanation fraction for fly ash were 0.028. The excess lifetime cancer risks (ELCR) were recorded as 20.30×10-3, 4.26×10-3, 0.62×10-3, and 25.61×10-3 for radon, indoor, outdoor exposures, and total ELCR, respectively. The results indicated that the cover of shielding materials above the landfill area significantly decreased the gamma radiation from the ash and slag in the ascending order: Zeolite < PVC < Soil < Concrete. Total dose of all radionuclides in the landfill site reached its peak at 19.8 years. The obtained data are useful for evaluation of radiation safety when fly ash is used for building material as well as the radiation risk and the overload of the landfill area from operation of these plants for population and workers.

착상전기(着床前期)에 있어서 ICR Mouse의 태아(胎兒)에 대한 방사선(放射線) 개체(個體) Level 영향(影響)의 연구(硏究) (The Developmental Effects of Radiation on ICR Mouse Embryos in Preimplantation Stage)

  • 구연화
    • Journal of Radiation Protection and Research
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    • 제21권4호
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    • pp.273-284
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    • 1996
  • 착상전기(着床前期}의 태아(胎兒)는 방사선(放射線)을 비롯한 많은 환경요인(環境要因)에 대하여 감수성(感受性)이 높은 개체(個體)임에도 불구하고 특히 이 시기는 임신부(姙娠婦)가 자각(自覺)적으로 임신을 감지할 수 없는 시기이기에 이러한 여러 환경유해요인으로부터 의도적으로 피할 수가 없다. 그러므로 착상전기의 영향을 충분히 검토한 후에 의료행위를 취할 것이며 이에 대한 방어(防禦)대책도 검토할 필요가 있다. 종래 까지 방사선에 대한 태아영향에 관한 많은 연구결과에 의하면 방사선 및 그 외의 유해요인에 대한 착상전기의 영향은 배사망(胚死亡)(유산(流産))만이 일어나며 기형(奇形)은 유발(誘發)하지 않는다고 하여 발생학(發生學)등 여러 교과서에서 기형은 기관형성기(器官形戚期)만이 국한(局限)해서 일어나는 영향이라고 단정되어 왔었다. 그러나 이 연구결과 착상전기에 있어서도 기형이 유발하여 오히려 기관형성기((器官形成期)보다도 감수성이 높다는 것이다. 또한 착상전기에서도 기형유발의 시기특이성을 가지며 여러 종류의 기형이 발생한다는 것이 본 연구로부터 밝혀졌다. 실험동물은 ICR Mouse를 사용했다. ICR Mouse는 일반적으로 태아사망 및 기형실험에 널리 사용되는 것이다. 사육조건은 Conventional 한 조건하에서 사육했으며 Mating 방법(方法)은 Female 마우스의 발정기(Sexual Excitement period)에 있는 mouse 질(膣)을 육안 적으로 관찰하여 $AM 6:00{\sim}AM 9:00$시까지 3시간만 mate시켰다. AM9:00시에 Vaginal Plug를 관찰하여 임신을 확인했다. Plug가 확인 된 마우스는 AM8:00시에 수정(Conception)된 것으로 가정하고 이 시점을 임신 0일 0시로 수정 난의 태아연령을 산정했다. 방사선조사는 $^{135}Cs\;{\gamma}-$선을 사용하였으며 임신 마우스의 전신조사를 실시하고 조사한 시기는 각 2, 48, 72, 96hpc이며 조사한 방사선 선량 군은 $0.1{\sim}2.5Gy$이다. 태아영향 관찰지표는 태아 연령은 mate일 오전 8:00시를 임신 0일 0시로 환산하여 태아연령 18일에 임신마우스를 Cervical vertebral dislocation에 의해 도살했다. 도살 후 해부하여 각 임신 마우스별로 관찰했다. 착상 율을 관찰하기 위하여 황체수를 세었고, 태아사망과 생존태아를 구별했다. 자궁 내 사망의 분류는 태아사망을 1) preimplantation death 2) Embryonic death 3) Fetal death로 분류했다. 착상전사망은 수정후 $0{\sim}4.5$일(1세포기${\sim}$배반포후기 부화까지)까지의 사망으로써 난소의 황체수(배란 수)와 착상태아(생존태아, 착상흔, 태반유잔, 흡수태아, 침연태아의 합계)로부터 구할 수 있다. Embonic death는 수정 후 $4.5{\sim}13$일까지의 사망으로써 Implantation sites, Placental remnants, Resorption of fetus로 관찰된 것이다. Fetal death는 수정후 $14{\sim}18$일까지의 사망으로써 Maceration of fetus로 관찰되는 것이다. 통계학적 분석은 각 Group의 착상 을과 자궁 내 사망 율을 산출할 때에는 각 임신마우스에 따라 발생빈도가 크게 다르기 때문에 통계처리에는 Non parametric 검정인 Kluskal Wallis 검정을 사용하여 분석하였다. 또한 개체 Level 영향인 착상을, 태아사망, 기형의 threshold dose의 산정에 대해서는 SAS-Logistic 검정에 따라 통계 분석을 하여 $5%(Ld_5,\;ED_5)$$10%{\times}2/3$점을 threshold dose로 판단했다. 태아체 중에 대해서는 parametric검정인 t-test검정에 의하여 분석했다. 그 결과 착상전기에서도 기형이 유발하며 특히 시기에 따라 일어나는 때와 일어나지 않는 때가 있음을 본 연구로부터 밝혀졌다. 또한 착상전기의 영향으로써 유발되는 기형은 여러 종류의 기형이 발생함이 밝혀졌다. 특히 이시기는 착상전 사망 및 배(胚)사망은 방사선 선량에 따라 크게 일어나나 태아사망(Fetal death) 및 태아체중은 유의차(有意差)가 없었다.

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$^{192}Ir$source를 이용할 자궁경부암 강내치료시 사용하는 packing의 효과에 대한 고찰 (Packing effects on the intracavitary radiation therapy of the utaine lervix cancer)

  • 조정근;이두현;시창근;최윤경;김태윤
    • 대한방사선치료학회지
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    • 제16권1호
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    • pp.73-77
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    • 2004
  • 연구목적 : 자궁경부암 환자에게 시행되는 고선량을 강내조사의 경우 선원이 병소 근처에 위치함으로써 주변의 중요 장기에 최소의 선량이 투여될 수 있도록 치료계획이 가능하다. 하지만 해부학적 위치 상 방광과 직장이 병소와 근접하여, 선량을 최소화하고자 Packing을 시행한다. 본 연구에서는 실제 Packing의 효과를 알아보고자 모의치료시 packing을 시행한 것과 packing을 제거한 후의 사진을 얻어 ICRU(International Commission on Radiation Units) 38에 report 된 방광과 직장의 point dose를 비교하였다. 대상 및 방법 : Packing 전, 후의 방광과 직장의 선량변화를 알아보기 위하여 packing을 시행한 후 AP, LAT film을 촬영하고, 또한 동일한 상태에서 packing을 제거한 후 AP, LAT film을 촬영하여 확인하고자 하는 방광과 직장의 reference point를 각각 표시하고 이를 치료계획장치(PLATO BPS v13.7)에 입력한 후 ICRU 38 report에서 권고한대로 A point에 $100\%$ 선량을 prescription하는 치료계획을 시행하였다. 하지만 rectum의 경우 ICRU에서 제시한 point가 rectum point를 정확히 대변하지 못하는 이유로 maximum point를 찾아 비교하였다. 측정한 값들을 윌콕슨의 부호검정(SAS, 통계분석처리프로그램)을 통하여 packing 효과의 유의성에 대하여 분석하였다. 결 과 : packing을 시행하지 않은 상태에서의 방광과 직장 선량은 각각 $80.1{\pm}16.8(\%),\;82.7{\pm}16.3(\%)$이었고, packing을 시행한 경우 각각 $63.0{\pm}16.3(\%),\;67.6{\pm}16.3(\%)$로, 방광선량의 경우 평균선량이 $17.2{\pm}4.0(\%)$ 감소한 것으로 나타났으며, 직장선량의 경우 평균선량이 $15.1{\pm}9.9(\%)$ 감소한 것으로 나타났다. 이를 윌콕슨의 부호검정을 통하여 분석한 결과 방광과 직장 모두 검정통계량 값이 33으로 매우 크고 p 값이 0.001로서 매우 유의한 차이를 보이고 있다. 다시 말해서 $99\%$의 유의수준에서도 모평균(packing 여부에 따른 방광과 직장선량의 평균의 차이가 정량적 수치로 나타나 packing의 효과를 알 수 있다)의 차이가 뚜렷하다고 볼 수 있다. 결 론 : 자궁경부암에 있어 강내치료는 외부치료와 더불어 반드시 시행하여야 하는 치료로 인식되어 있다. 그 이유는 주변 주요장기인 방광과 직장을 피해 원발 병소에만 방사선량을 현저히 많은 양을 부여함으로써 높은 치료효과를 볼 수 있기 때문이다. 하지만 서른에서 언급하였듯이 해부학적으로 주요장기가 너무 인접하여 있기 때문에 이들을 인위적으로 분리시키지 않으면 안된다. 이러한 목적을 달성하기 위하여 packing을 사용하는데, 본 실험을 통하여 자궁경부암 강내치료시 사용하는 packing 방법의 효과가 매우 탁월함을 알 수 있었고 적극적인 packing을 통해 방사선치료시 가장 우려되는 주변의 정상조직의 부작용이 감소할 수 있도록 최선의 노력을 하여야 할 것으로 사료된다.

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설계수명 이후 해체를 위한 금속 겸용용기의 방사화 특성 평가 (Activation Analysis of Dual-purpose Metal Cask After the End of Design Lifetime for Decommission)

  • 김태만;구지영;도호석;조천형;고재훈
    • 방사성폐기물학회지
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    • 제14권4호
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    • pp.343-356
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    • 2016
  • 한국원자력환경공단에서는 국내 경수로 원전에서 발생한 사용후핵연료를 건식으로 저장하기 위하여 안전성을 최우선으로 국내/외 기술기준을 준수하여 금속겸용용기를 개발하였다. 이러한 금속용기는 50년 동안 주요 안전성요소(구조, 열제거, 격납, 임계방지, 방사선차폐 등)에 대한 건전성을 유지하고, 운영기간 중 유지보수 과정에 폐기물의 발생을 최소화 하고 이를 안전하게 관리할 수 있도록 설계하였다. 본 논문은 설계수명이 종료된 금속용기 본체 및 내/외부 구조물에 대한 방사화 평가를 통해 정량적인 방사능 재고량에 대한 정보를 제공한다. 본 논문에서는 금속용기 본체 및 구성품의 방사화 방사능 재고량은 MCNP5 ORIGEN-2 평가체계를 이용하여 계산하였으며, 각 구성품의 화학조성, 중성자속 분포, 반응률 및 저장기간 동안 중성자조사 기간을 반영하여 평가하였다. 평가결과, 설계수명 이후 10년 경과시 모든 금속재질에서 $^{60}Co$의 방사능이 기타 핵종들에 비하여 가장 큰 방사능을 띄는 것으로 나타났으며, 중성자차폐체인 수지에서는 수명직후 $^{28}Al$$^{24}Na$등의 고에너지 감마선을 방출하는 핵종은 반감기가 짧아 0.5년 이후에는 무시할 수 있는 수준으로 나타났다. 또한, 사용후핵연료 제거후 캐니스터 및 금속용기 본체에 대한 표면 선량률 평가결과, 상당히 낮은 값을 나타내어, 해체 시 작업자가 받는 피폭선량은 무시할 수 있는 수준으로 평가되었다. 본 평가방법은 사용후핵연료 금속겸용용기 해체 시 계획의 수립 및 해체작업 종사자의 피폭선량 예측, 방사성폐기물의 관리/재활용 등의 기본자료로 활용할 수 있을 것으로 사료된다.

PET-CT 검사에서 방사선 종사자 피폭선량 저감에 대한 방안 연구 (A Study of Decrease Exposure Dose for the Radiotechnologist in PET/CT)

  • 김빛나;조석원;이주영;유광열;박훈희
    • 대한방사선기술학회지:방사선기술과학
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    • 제38권1호
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    • pp.23-30
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    • 2015
  • 양전자 방출핵종은 511 keV의 감마선을 방출하기 때문에 기존 140 keV의 99mTc에 비해 종사자의 방사선 피폭의 증가로 피폭선량 저감을 위한 노력이 요구된다. 본 연구는 환자에게로부터 일정거리에 따른 선량률 변화를 확인하고 차폐를 이용하여 외부선량률의 변화를 알아보았으며 환자 주변의 외부선량 분포에 대한 영 향을 분석하여 방사선 종사자의 피폭 관리에 도움이 되고자 하였다. 10 명의 환자를 대상으로 하였으며 평균연령은 $47.7{\pm}6.6$ 세였다. 환자의 키는 평균 $165.5{\pm}3.8cm$, 몸 무게 평균은 $65.9{\pm}1.4kg$으로 비슷한 몸무게의 환자를 대상으로 하였다. 머리, 가슴, 복부, 무릎, 발끝 쪽의 위치에서 10 cm, 50 cm, 100 cm, 150 cm, 200 cm 위치에서 측정하였고 측정 후에 즉시 이동형 방사선 차폐체을 설치한 후 머리와 가슴, 복부 부분에서 100 cm, 150 cm, 200 cm 거리에서 선량률을 측정하였다. 거리에 따른 선량률 변화와 차폐 전, 후의 투과율을 구하였다. 평균 10 cm 거리에서는 머리 부분이 $105.40{\mu}Sv/h$로 가장 높게 나타났으며 발 부분에서 $15.85{\mu}Sv/h$로 가장 낮게 나타났다. 200 cm 거리에서는 머리, 가슴, 복부 부분에서 비슷한 선량률이 나타났다. 머리 부분에 서 차폐 전 100 cm에서 $9.56{\mu}Sv/h$, 150 cm에서 $5.23{\mu}Sv/h$, 200 cm에서 $3.40{\mu}Sv/h$로 나타났으며 차폐 후에는 100 cm, 150 cm, 200 cm 에서 각각 $2.24{\mu}Sv/h$, $1.67{\mu}Sv/h$, $1.27{\mu}Sv/h$로 측정되었다. 가슴 부분에 서 차폐 전 100 cm에서 $8.54{\mu}Sv/h$, 150 cm에서 $4.90{\mu}Sv/h$, 200 cm에서 $3.44{\mu}Sv/h$로 나타났으며 차폐 후에는 100 cm, 150 cm, 200 cm 에서 각각 $2.27{\mu}Sv/h$, $1.34{\mu}Sv/h$, $1.13{\mu}Sv/h$로 측정되었다. 복부 부분에 서 차폐 전 100 cm에서 $9.83{\mu}Sv/h$, 150 cm에서 $5.15{\mu}Sv/h$, 200 cm에서 $3.18{\mu}Sv/h$로 나타났으며 차폐 후에는 100 cm, 150 cm, 200 cm 에서 각각 $2.60{\mu}Sv/h$, $1.75{\mu}Sv/h$, $1.23{\mu}Sv/h$로 측정되었다. 투과율은 거리에 따라 증가함을 알 수 있었다. 거리가 멀어질수록 선량율이 낮아지는 것을 확인할 수 있었으며 차폐를 하였을 경우 차폐를 하지 않았을 때보다 1 / 4 정도 더 낮아지는 것을 확인할 수 있었다. 검사를 진행하는 근무자는 환자와의 거리를 멀리 할 수 없기 때문에 방사선 피폭이 증가할 수밖에 없다. 따라서 적절한 차폐를 한다면 방사선 종사자의 방사선 피폭을 줄 일 수 있을 것이다.

PET/CT 검사에서 방사선 종사자 피폭선량 저감에 대한 방안 연구 (A Study to Decrease Exposure Dose for the Radiotechnologist in PET/CT)

  • 조석원;박훈희;김정열;반영각;임한상;오기백;김재삼;이창호
    • 핵의학기술
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    • 제14권2호
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    • pp.159-165
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    • 2010
  • 방사선 분야는 건강검진의 증가와 방사선 장치의 발달로 진단에서 치료까지 그 업무의 범위가 확대 및 급격히 증가하고 있으며 방사선 종사자의 방사선 피폭 관리가 중요하게 대두되고 있다. PET 검사에 이용되는 양전자 방출핵종은 511 keV의 감마선을 방출하기 때문에 종사자의 방사선 피폭의 증가로 피폭선량 저감을 위한 노력이 요구된다. 본 연구는 환자에게로부터 일정거리 외부선량률을 측정하고 거리에 따른 선량률 변화를 확인하고 차폐를 이용하여 외부선량률의 변화를 알아보았다. 2009년 12월부터 2010년 1월까지 PET/CT 검사를 위해 내원한 10명의 환자를 대상으로 하였다. Digital surveymeter를 이용하여 선량률을 측정하였다. 산란선에 대한 영향을 평가하기 위해서 이동식 방사선 차폐체를 설치하고 왼쪽, 중앙, 오른쪽 부분의 100 cm, 150 cm, 200 cm에서 총 12회 선량률을 측정하였다. 환자 선량률 측정은 $^{18}F$-FDG 5.18 MBq/kg을 주사하고 1시간이 지난 후에 선량이 안정되었을 때 즉시 1회를 측정하였다. 이동식 방사선 차폐체를 설치하기 전에 머리, 가슴, 복부, 무릎, 발끝 쪽의 위치에서 10 cm, 50 cm, 100 cm, 150 cm, 200 cm 위치로 총 80포인트에서 측정하였고 이동형 방사선 차폐체를 설치한 후 머리와 가슴, 복부 부분에서 100 cm, 150 cm, 200 cm 거리의 선량률을 측정하여 외부선량률을 확인하였다. 산란선 측정에 대해서는 위치별로 거리에 따라 분산분석을 시행하였다. 납 차폐를 하지 않았을 때와 차폐를 했을 때의 등선량곡선을 그렸으며 100 cm, 150 cm, 200 cm에 대하여 두 집단간에 상관분석을 시행하였다(SPSS ver. 12). 점 선원을 이용한 산란선 측정에서 100 cm, 150 cm, 200 cm에서는 p>0.05로 유의한 차이가 없었다. 거리가 멀어질수록 선량률이 낮아졌으며 머리 부분이 가장 높은 선량률이 나타났고 발 부분으로 갈수록 선량률이 떨어졌다. 또한 차폐를 하였을 경우 차폐를 하지 않았을 때보다 선량률이 낮아졌으며 100 cm에서 유의한 차이가 있었고(p<0.05) 150 cm, 200 cm에서는 유의한 차이가 없었다(p>0.05). 피폭을 줄이기 위해서는 방사선원에서 거리를 멀리하거나 적당한 차폐체를 이용하는 것이 피폭저감에 도움을 준다. 근무자의 동선을 파악하여 적당한 차폐체를 이용한다면 방사선 종사자의 방사선 피폭을 줄일 수 있을 것이다.

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