• Journal of Radiation Protection and Research
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• 제45권3호
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• pp.130-141
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• 2020

Background: Concrete activation in cyclotron vaults is a major concern associated with their decommissioning because a considerable amount of activated concrete is generated by secondary neutrons during the operation of cyclotrons. Reducing the amount of activated concrete is important because of the high cost associated with radioactive waste management. This study aims to investigate the capability of the neutron absorbing materials to reduce concrete activation. Materials and Methods: The Particle and Heavy Ion Transport code System (PHITS) code was used to simulate a cyclotron target and room. The dimensions of the room were 457 cm (length), 470 cm (width), and 320 cm (height). Gd₂O₃, B₄C, polyethylene (PE), and borated (5 wt% ^natB) PE with thicknesses of 5, 10, and 15 cm and their different combinations were selected as neutron absorbing materials. They were placed on the concrete walls to determine their effects on thermal neutrons. Thin B₄C and Gd₂O₃ were placed between the concrete wall and additional PE shield separately to decrease the required thickness of the additional shield, and the thermal neutron flux at certain depths inside the concrete was calculated for each condition. Subsequently, the optimum combination was determined with respect to radioactive waste reduction, price, and availability, and the total reduced radioactive concrete waste was estimated. Results and Discussion: In the specific conditions considered in this study, the front wall with respect to the proton beam contained radioactive waste with a depth of up to 64 cm without any additional shield. A single layer of additional shield was inefficient because a thick shield was required. Two-layer combinations comprising 0.1- or 0.4-cm-thick B₄C or Gd₂O₃ behind 10 cm-thick PE were studied to verify whether the appropriate thickness of the additional shield could be maintained. The number of transmitted thermal neutrons reduced to 30% in case of 0.1 cm-thick Gd₂O₃+10 cm-thick PE or 0.1 cm-thick B₄C+10 cm-thick PE. Thus, the thickness of the radioactive waste in the front wall was reduced from 64 to 48 cm. Conclusion: Based on price and availability, the combination of the 10 cm-thick PE+0.1 cmthick B₄C was reasonable and could effectively reduce the number of thermal neutrons. The amount of radioactive concrete waste was reduced by factor of two when considering whole concrete walls of the PET cyclotron vault.

• 한국의학물리학회지:의학물리
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• 제23권4호
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• pp.209-218
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• 2012

최근 방사선치료기기 및 방사선치료기술이 빠르게 발전하고 복잡해짐에 따라 방사선치료의 신뢰성을 높이고 정확한 환자 치료와 환자 및 치료관련 종사자의 방사선안전을 확보하기 위하여 자격있는 의학물리사 적정 인원에 대한 재평가가 이루어지고 있다. 방사선치료분야에서 의학물리사의 적정한 인원수준에 대하여 외국의 연구사례 및 결과에 대해 미국과 유럽을 중심으로 분석하였다. 또한 외국연구결과를 토대로 국내에 필요한 의학물리사의 적정 인원을 간접적으로 계산해 보았다. 국내 중대형 6개 병원의 현재 의학물리사 적정 인원은 국제적 적정 권고 인원의 50% 이하였다. 더욱 더 객관적인 의학물리사의 필요 인원수를 예측하기 위하여는 국내 여건에 적합한 추가적인 연구가 요구되며, 특히 지속적으로 증가되고 있는 입자방사선치료를 고려한 인원수 예측이 필요하다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제55권8호
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• pp.2935-2940
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• 2023

A polystyrene phantom was developed following the guidance of the International Atomic Energy Association (IAEA) for gamma knife (GK) quality assurance. Its performance was assessed by measuring the absorbed dose rate to water and dose distributions. The phantom was made of polystyrene, which has an electron density (1.0156) similar to that of water. The phantom included one outer phantom and four inner phantoms. Two inner phantoms held PTW T31010 and Exradin A16 ion chambers. One inner phantom held a film in the XY plane of the Leksell coordinate system, and another inner phantom held a film in the YZ or ZX planes. The absorbed dose rate to water and beam profiles of the machine-specific reference (msr) field, namely, the 16 mm collimator field of a GK Perfexion^TM or Icon^TM, were measured at seven GK sites. The measured results were compared to those of an IAEA-recommended solid water (SW) phantom. The radius of the polystyrene phantom was determined to be 7.88 cm by converting the electron density of the plastic, considering a water depth of 8 g/cm². The absorbed dose rates to water measured in both phantoms differed from the treatment planning program by less than 1.1%. Before msr correction, the PTW T31010 dose rates (PTW Freiberg GmbH, New York, NY, USA) in the polystyrene phantom were 0.70 (0.29)% higher on average than those in the SW phantom. The Exradin A16 (Standard Imaging, Middleton, WI, USA) dose rates were 0.76 (0.32)% higher in the polystyrene phantom. After msr correction factors were applied, there were no statistically significant differences in the A16 dose rates measured in the two phantoms; however, the T31010 dose rates were 0.72 (0.29)% higher in the polystyrene phantom. When the full widths at half maximum and penumbras of the msr field were compared, no significant differences between the two phantoms were observed, except for the penumbra in the Y-axis. However, the difference in the penumbra was smaller than variations among different sites. A polystyrene phantom developed for gamma knife dosimetry showed dosimetric performance comparable to that of a commercial SW phantom. In addition to its cost effectiveness, the polystyrene phantom removes air space around the detector. Additional simulations of the msr correction factors of the polystyrene phantom should be performed.

• 한국방사선학회논문지
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• 제7권3호
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• pp.213-219
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• 2013

현재 국내에서 가동 중인 싸이클로트론센터는 약 35개소에 이르며, 대부분의 싸이클로트론 센터는 주로 핵의학검사용 악성종양 추적자인 $^{18}FDG$ 등과 같은 방사성의약품을 생산하고 있다. 18F을 생산하기 위한 타겟으로서 산소동위원소비($^{18}O/O$)가 98%정도인 고농축 $H_2{^{18}}O$를 사용하고 있다. 고농축 $H_2{^{18}}O$는 1 gram당 가격이 약 60~70 USD 정도로 매우 고가이나 100% 수입에 의존하고 있는 상황이다. 양성자 빔 조사 전의 타겟(고농축 $H_2{^{18}}O$)은 비방사성이다. 하지만, "사용후 $H_2{^{18}}O$"는 불순물들의 방사화에 의해 방사능을 띄게 되므로 방사선안전 법규에 따라 적절한 관리가 이루어져야 한다. 최근의 핵의학검사 건수의 증가에 따라 사용 후 O-18의 발생량이 증가하고 있음에도 불구하고 국내에서는 현재까지 이에 대한 방사화분석이 이루어지지 않았다. 따라서, 본 연구에서는 $^{18}F$생산을 위해 양성자조사를 하고 난 타겟, 이른바 "사용후 O-18 water"의 방사화 분석을 실시하여 핵종별 방사능농도(Bq/g)를 확인하고자 하였다. 세 곳의 서로 다른 싸이클로트론 센터에서 보관 중인 "used $H_2{^{18}}O$" 중 20g 씩을 채취한 3개의 시료에 대해 방사화분석을 실시하였으며, 분석결과 사용후 O-18 water는 감마선 방출 방사성핵종인 $^{56}Co$, $^{57}Co$, $^{58}Co$, $^{54}Mn$ 등과 베타선 방출핵종인 $^3H$을 상당량 포함하고 있음을 확인할 수 있었다. 또한, 모든 시료에서 3H은 규제면제 농도 이하인 반면, 한 개 시료는 핵종별 규제면제농도 이상의 감마선 방출핵종을 포함하고 있음을 확인하였다. 시료에 포함된 감마선 방출핵종의 방사능 농도(Bq/g)는 조사 후 보관기간의 차이에 따라 달랐으며, 향후의 추가적인 연구가 더 필요하다고 판단되지만, 본 연구의 결과는 "사용후 O-18 water"의 합리적인 관리방안 수립을 위한 근거 자료로 활용될 수 있을 것이다.

• Nuclear Medicine and Molecular Imaging
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• 제40권4호
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• pp.228-232
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• 2006

목적 : $[^{18}F]F_2\;(T_{1/2}=110\;min)$ 기체를 이용하여 친전자성 치환반응으로 방사성동위원소 $^{18}F$을 표지하는 방법은 새로운 앙전자방출단층촬영용 방사성의약품 개발 분야에서 유용하게 이용되고 있다. 그림에도 불구하고 $[^{18}F]F_2$를 높은 생산수율과 비방사능으로 생산하기 위한 표적 개발 연구는 아직도 진행 중에 있다. 본 연구에서는 친핵성 치환반응으로 $^{18}F$을 도입하기 어려운 방사성의약품에 친전자성 치환반응으로 방사성동위원소를 도입할 수 있는 $[^{18}F]F_2$ 가스의 효율적인 생산에 관해 연구하였다. 대상 및 방법: 표적은 원추형 모양의 알루미늄 재질로 제작하였다. $[^{18}F]F_2$ 생산을 위한 핵반응으로 $^{18}O(p,n)^{18}F$를 사용하였으며, two-step 빔 조사방법을 이용하였다. 첫 번째 조사는 농축 $[^{18}O]O_2$가스를 표적에 충진한 후 빔 조사하여 $^{18}O(p,n)^{18}F$ 핵반응을 일으킴으로써 $^{18}F$를 생산한다. 생산된 $^{18}F$은 표적 챔버 기벽에 흡착된다. $[^{18}O]O_2$은 재사용을 위하여 냉각포획법으로 회수하였으며, $^{18}F$를 회수하기 위해 $[^{19}F]F_2/Ar$ 가스를 충진한 후, 두 번째 빔을 조사하여 방사성불소를 회수하는 방법으로 구성된다. 본 연구에서는 최적의 방사성불소 생산 조건을 찾기 위해 빔 조사 시간, 빔 전류 세기 농축 $[^{18}O]O_2$ 충진 압력 등의 변화에 따라 생산량을 평가하였다. 결과: 빔 조사 시간, 빔 전류, 농축 $[^{18}O]O_2$ 충진 압력 등의 조건을 변화시키면서 생산량을 평가한 결과 최적의 빔 조사 조건은 다음과 같다. 첫 번째 조사: 농축 $[^{18}O]O_2$을 약 15.0 bar충진, 13.2 MeV, 30 ${\mu}A$로 60-90분 조사; 두 번째 조사: 1% $[^{19}F]F_2/Ar$혼합가스 12.0 bar 충진, 13.2 MeV, 30 ${\mu}A$로 20-30분 조사 후 아르곤 가스로 회수하였을 때 EOB(end of bombardment) 기준으로 약 $34{\pm}6.0$ GBq(n>10)의 $[^{18}F]F_2$를 얻었다. 결론: $^{18}O(p,n)^{18}F$ 핵반응을 이용하여 친전자성 방사성동위원소 $[^{18}F]F_2$를 생산하였다. 표적 챔버는 알루미늄으로 제작하였으며 본 연구에서 연구된 $[^{18}F]F_2$가스는 친핵성 치환반응으로 방사성동위원소를 도입하기 어려운 다양한 방사성의 약품개발에 유용하게 이용될 수 있을 것이다.

• Radiation Oncology Journal
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• 제20권4호
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• pp.381-390
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• 2002

목적 : 고 에너지 광자선에 대한 기준점에서의 물 흡수선량 계산을 절차상 또는 계산상의 오류를 피하기 위해 공기커마(혹은 조사선량) 교정정수에 토대를 두고 있는 IAEA TRS-277과 AAPM TG-21 및 최근 발표된 새로운 개념의 물 흡수선량 교정정수에 토대를 두고 있는 IAEA TRS-398과 AAPM TG-51 표준측정법에 기초한 고 에너지 광자선의 선량 교정 프로그램을 개발하고자 한다. 대상 및 방법 : 현재 국내외에서 널리 사용되고 있는 고 에너지 광자선에 대한 흡수선량 표준측정법은 IAEA TRS-277과 AAPM TG-21로서 공기커마(혹은 조사선량) 교정정수에 토대를 두고 있어 수식 체계가 복잡하고, 사용된 물리량에 대한 불확정도가 커서 선량측정의 정확성을 향상시키는데 한계가 있다. 최근 국제원자력기구와 미국의학물리학회에서는 새로운 개념의 물 흡수선량 교정정수에 토대를 두고 있는 IAEA TRS-398과 AAPM TG-51을 발표하였다. 개발된 네 종류의 선량 교정 프로그램은 이들 표준측정법에서 사용되고 있는 수식체계와 물리적인 매개변수를 엄격하게 적용하였고, 선량계에 대한 정보 및 물리적인 값에 대한 표와 그래프 값은 수치화하여 데이터베이스화하였다. 이들 프로그램은 윈도우 환경에서 사용이 용이하도록 비쥬얼 $C^{++}$ 언어를 사용하여 각각의 표준측정법에서 권고하고 있는 방법 및 절차에 따라 사용자의 편의성을 고려하여 개발하였다. 결과 : 네 종류의 표준측정법에 대하여 개발된 고 에너지 광자선에 대한 선량 교정 프로그램은 사용자가 병원에서 사용하고 있는 표준측정법을 선택하여 선량측정 절차에 따라 선량계, 선질 특성 및 측정 조건에 관한 정보와 측정 결과를 입력하고, 순차적으로 수행하도록 되어 있어 절차상 혹은 선량 계산에 있어서 사용자간의 오차 및 실수를 최소화할 수 있었다 또한 서로 다른 개념의 네 종류의 표준측정법에 대한 기준점에서의 선량값을 상호 비교할 수 있었다. 결론 : 이 프로그램은 이온함에 대한 정보와 물리적인 자료에 대한 표와 그래프 값들을 수식화하여 데이터베이스함으로써 수작업으로 각 프로토콜의 수행 절차상 혹은 사용자간의 발생할 수 있는 개인적인 실수 및 오차를 줄일 수 있었다. 또한 이 프로그램은 사용자 편의성을 고려하였고, 모든 보정계수와 물흡수선량을 정확하게 계산할 수 있기 때문에 각 표준측정법에 대한 주요한 차이점을 비교 분석할 수 있어 사용자가 적당한 표준측정법을 선택하여 수행하므로써 고 에너지 광자선 선량 교정에 이용시 매우 유익할 것으로 사료된다.