npsm 새물리 New Physics : Sae Mulli

pISSN 0374-4914 eISSN 2289-0041
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Article

Research Paper

New Phys.: Sae Mulli 2024; 74: 52-58

Published online January 31, 2024 https://doi.org/10.3938/NPSM.74.52

Copyright © New Physics: Sae Mulli.

Physical Analysis for the Design of Medical Radiological Shielding Facilities: Monte Carlo Simulation

의료방사선 방어시설 설계를 위한 물리적 해석 연구: 몬테칼로 시뮬레이션

Ki-Yoon Lee1, Dong-Hee Han1, Kyung-Hwan Jung1, Jong-Won Gil2, Jang-Oh Kim3, Man-Seok Han3, Cheol-Ha Baek3*

1Department of Health Medical Science, Graduate School, Kangwon National University, Samcheok 25949, Korea
2Division of Medical Radiation, Bureau of Healthcare Safety and Immunization, Korea Disease Control and Prevention Agency, Cheongju 28159, Korea
3Department of Radiological Science, Kangwon National University, Samcheok 25949, Korea

Correspondence to:*baekch100@gmail.com

Received: September 19, 2023; Revised: October 25, 2023; Accepted: October 25, 2023

This is an Open Access article distributed under the terms of the Creative Commons Attribution Non-Commercial License(http://creativecommons.org/licenses/by-nc/3.0) which permits unrestricted non-commercial use, distribution, and reproduction in any medium, provided the original work is properly cited.

Diagnostic radiation shielding facilities provide radiation protection, comprising various components such as radiation shields and patient-viewing windows. Lead, the primary material used in these structures, may pose health risks to humans due to oxidation, cracking, and aging. This study employed Monte Carlo Simulation to appraise the shielding performance by altering the composition of lead sheets and lead glass. We conducted simulations for peak tube voltages of 80 and 120 kVp. As the lead oxide content in the lead sheet increases, the shielding performance decreases by up to 10%. Additionally, as the crack’s size increases, the leakage dose increases by approximately 7%. Moreover, the reduction in the lead oxide proportion of the lead glass resulted in diminished shielding performance. The findings regarding radiation attenuation rates in this study are considered valuable data for future assessments of radiation shielding facilities’ aging.

Keywords: Attenuation, Radiation shielding facility, Monte Carlo simulation, Aging

진단용 방사선 방어시설은 방사선의 차폐를 위해 설치된 구조물로써 그 종류로는 방사선 방어벽, 환자보기창 등이 있다. 이러한 구조물들의 주 재료인 납은 산화, 균열 그리고 노후화 등으로 인해 인체에 유해한 영향을 미칠 수 있다. 따라서 본 연구에서는 몬테칼로 시뮬레이션을 통해 외부 요인으로 인한 납 박판 및 납유리의 구성성분 변화에 따른 차폐 성능 평가를 진행하였다. 최대관전압 80, 120 kVp에 대해 납의 산화, 균열 그리고 납유리의 시간 경과에 따른 구성성분 변화로 분류하여 시뮬레이션을 수행하였다. 납의 산화로 인해 납 박판에 산화납이 생성된 경우 산화납의 비율이 증가할수록 차폐율이 최대 10% 감소하였으며 생성된 균열의 크기가 커질수록 누설선량 또한 최대 약 7% 증가하였다. 그리고 납유리 구성 성분 중 산화납의 비율이 감소할수록 차폐율이 감소하였다. 본 연구에서의 납과 납유리의 노후화에 따른 방사선 차폐율 결과는 향후 방사선 방어시설 노후화에 대한 기초자료로서 활용될 수 있을 것으로 사료된다.

Keywords: 감쇠, 방사선 방어시설, 몬테칼로 시뮬레이션, 노후화

현대 사회에서 방사선은 임상 내 의료 진단 영역에서 필수적인 요소로 자리잡고 있으며, 암 조기 진단, 골절 유무 판단 등 다양한 역할을 수행 중이다[1,2].

이러한 방사선이 활용되는 의료기관에는 진단용 방사선발생장치가 설치되어 있어 방사선 방어시설을 구축함으로써 외부로의 방사선 누설을 최소화한다[3]. 방사선방어시설의 구성요소는 방사선방어벽, 천장, 바닥, 환자보기창 등이 있다. 방사선 방어시설은 방사선과 물질과의 물리적 상호작용인 감쇠 및 산란 등의 원리를 고려하여 원자번호와 밀도가 높은 납이 주된 소재가 되며 콘크리트, 석고보드, 철 등과 함께 설계된다. 이와 관련된 사항은 보건복지부령 진단용 방사선발생장치의 안전관리에 관한 규칙 제4조와 식품의약품안전처에서 발행한 방사선방어시설 검사 가이드라인을 준수하며, 이를 근거로 진단용 방사선발생장치와 방사선방어시설에 대한 검사가 수행 중이다[4,5]. 관련 규정 및 세부사항은 2004년 미국 방사선방호측정위원회(National Council on Radiation Protection, NCRP)에서 발간한 보고서 No. 147을 근거로 마련되어 있으며 해당 보고서는 방어시설의 종류, 방어시설 각 차폐 두께 산출을 위한 계산식 및 설명 등의 내용을 상세하게 포함하고 있다[6].

방사선 피폭에 의한 생물학적 영향은 결정적 영향과 확률적 영향으로 분류되며 이는 방사선작업종사자와 일반인 모두가 대상이 된다[7]. 따라서 유동 및 상주 인원이 많은 의료기관의 경우 방사선방어시설의 차폐 역할이 매우 중요하다. 하지만, 3년 주기로 정기적 검사가가 진행되는 진단용 방사선발생장치와 달리 방사선방어시설에 대한 검사는 정기적 검사가 아닌 방사선발생장치의 설치 시, 차폐시설의 변경 및 설치 시 그리고 주당 최대동작부하량 초과 시에 한해서만 수행되고 있다.

또한, 방사선 방어시설의 주 재료로 사용되는 납은 중금속으로, 장기간 노출 시 노후화 및 균열 발생, 낙후화 화재에 따른 붕괴 위험 등으로 인해 호흡기를 통한 체내 유입과 같은 부작용을 야기할 수 있다[8]. 이러한 이유로, 현재 방사선 차폐체 연구에서는 납의 노후화로 인한 인체 유해성을 해결하기 위해 납을 사용하지 않는 무납 차폐체 개발과 같은 연구가 활발히 수행되고 있는데 반해 납으로 이루어진 방사선 방어시설의 노후화 및 이에 미치는 영향에 관한 연구는 미비한 실정이다[9-11].

이에 본 연구에서는 몬테칼로 전산모사 코드 중 하나인 MCNP6를 통해 진단용 방사선 방어시설의 주 소재인 납의 노후화에 대해 다양한 경우를 가정하여 물리적으로 해석 및 분석하였다. 또한, 방사선 차폐에 대한 영향평가를 통해 주기적인 방사선방어시설 검사 수행을 위한 객관적 근거를 마련하고자 한다.

몬테칼로 기법이란 불확실한 결과를 추정하기 위해 반복된 무작위적 추출을 통해 확률적으로 계산하는 방법이다. 이러한 방식을 활용한 전산모사 코드 중 Monte Carlo N-Particle(MCNP)6는 방사선의 물리적 작용을 모사할 수 있는 도구로써 전 세계적으로 높은 인용수를 통해 그 신뢰성을 인정받고 있다[12]. MCNP6는 포트란(Fortran) 언어 기반으로 제작된 전산 모사 프로그램으로, 시뮬레이션을 수행하기 위해선 크게 3가지 부분인 Cell Card, Surface Card, Data Card를 작성해야 한다. Cell Card에서는 시뮬레이션 하고자 하는 구조물에 대한 밀도와 방사선 입자에 대한 정보를 입력하며, Surface Card에서는 해당 구조물들을 정의한다. 마지막으로 Data Card에서는 방사선의 입자, 에너지 스펙트럼 그리고 물성 정보 등을 입력하여 시뮬레이션을 수행한다.

본 연구에서 사용한 관전압은 80, 120 kVp로 임상에서 사용 중인 진단용 최대관전압 중 보편적인 관전압으로 설정하였다. 또한, MCNP6에 적용한 80, 120 kVp의 에너지 스펙트럼은 SRS-78 프로그램을 통해 산출하였다. 해당 프로그램은 영국의 요크 의학물리학 및 공학 연구소에서 개발하였으며, 방사선 발생장치를 통해 산출되는 에너지 스펙트럼의 영향인자인 최대관전압, 총 여과 두께, 필터 구성 원소를 사용자가 직접 값을 입력할 수 있어 보다 용이하게 스펙트럼을 산출할 수 있으며 높은 인용수를 통해 신뢰성이 검증된 프로그램이다[13]. 80, 120 kVp에서의 에너지 스펙트럼은 Fig. 1과 같다.

Figure 1. Energy spectrum at Aluminum filter and filter thickness 0.9 mmAl (a) Energy spectrum at 80 kVp, (b) Energy spectrum at 120 kVp.

미국방사선방호측정위원회에서 제시하고 있는 방사선 방어시설의 주 재료로는 납, 콘크리트, 석고보드, 철이며 해당 물질들의 제원은 Table 1과 같다. 또한, 국내 방사선 방어시설 관련 규정에 참고되는 해당 기관의 보고서 No. 147에서 제시하고 있는 방사선 방어벽 두께 계산식은 Eq. (1)과 같다.

Table 1 . Main materials and specifications for radiation shielding facilities reported in NCRP report No. 147.

MaterialLeadConcreteGypsum BoardSteel
Density [g/cm3]11.342.46.6–7.87.85


Xbarrier=1αγlnNTUKP1Pdp2 γ+βα1+βαχpre

해당 식에서 사용되는 방사선 방어벽 두께 계산 인자들은 진단용 방사선 발생장치의 최대관전압에 따라 그 값이 달라지게 되므로 주 영향인자는 최대관전압이다. Table 2는 80, 120 kVp에서 Eq. (1)과 MCNP6에서 산출된 납의 적정 차폐 두께이다. 해당 보고서에서 제시하는 80, 120 kVp에 대한 적정 차폐 두께는 각각 1.70, 3.20 mm이다. MCNP6를 통해 산출된 적정 차폐 두께는 80 kVp에서 0.33 mm이며 120 kVp에서 각각 0.56 mm이다[14]. Table 2를 기준으로 납으로 구성된 방사선 방어시설의 부식, 균열 그리고 납유리로 구성된 환자 보기창의 노후화에 대해 선원과 차폐체와의 거리를 100 cm로 설정하여 시뮬레이션을 진행하였다. Equation (1)에서 α,β,γ는 해당 보고서에서 제시하는 변환 계수로 해당 보고서에서 제시하고 있다. 각 차폐 물질마다 고유한 값을 가지고 있어 해당 값을 통해 물질에 따른 방사선에 대한 방사선방어벽 두께를 계산할 수 있다.

Table 2 . Comparison of appropriate lead shielding thickness for 80 and 120 kVp in NCRP and MCNP6.

ValueNCRPMCNP6
Tube Voltage
80 kVp1.70 mm0.33 mm
120 kVp3.20 mm0.56 mm


1. 금속혼합물내 납과 산화납의 비율에 따른 방사선에 대한 차폐율 평가

납을 포함하여 대부분의 금속은 수중의 용존 산소와 반응하여 산화물과 수산화물을 생성한다. 납의 경우 금속 중 내식성을 가지며 특정 상황에서만 부식이 진행된다. 납의 경우 수중에서 내식성의 산화물 피막을 형성하여 부식을 방지한다. 납은 황산, 인산, 크롬산, pH3–5인 산성용액, 담수, 염소이온이 없는 중성용액 그리고 해수에서는 보호피막이 형성되어 부식이 진행되지 않는다[15]. 다만, 염산, 농황산, 농질산, 강알칼리와 암모니아를 제외한 알칼리성 용액에서는 부식이 진행되는데, 이때 납의 부식이 진행되면서 가장 먼저 생성되는 물질은 산화납(PbO)이다[16]. 부식이 진행된 납 박판을 가정하여 산화납을 임의로 생성한 후 산화납의 비율은 10%에서 90%까지 10% 간격으로 증가시킬 때 납의 비율이 90%에서 10%까지 10% 간격으로 감소시켜 시뮬레이션을 수행하였다.

또한, 전체 금속 혼합물의 질량을 100 g으로 가정하였을 때 납과 산화납의 구성 비율을 고려하여 밀도를 계산하였다. 납과 산화납으로 구성된 금속 혼합물의 밀도는 Eq. (3)과 같이 계산하였고, 이를 MCNP6에 적용하여 시뮬레이션을 수행하였다. Equation (2), (3)에서 V는 볼륨, W는 무게, 그리고 D는 밀도를 의미한다. 적용된 납의 밀도는 11.34 g/cm3이며 산화납의 밀도는 9.53 g/cm3이다.

예를 들어, 금속 혼합물 100 g에서 납의 비율이 90%, 산화납의 비율이 10%일 때 금속 혼합물에서 납의 부피는 7.93 [ml]이며, 산화납의 부피는 1.04 [ml]이다. 따라서 납의 비율이 90%이고 산화납의 비율이 10%일 때의 금속혼합물의 밀도는 Dalloy=1008.9711.12 [g/cm3]이다.

V=WD[ml]
Dalloy=100Vm+Vn[g/cm3]

2. 납 박판에 생성된 임의의 균열 또는 틈새로 인한 누설선량 평가

방사선 방어시설 중 하나인 방사선 방어벽은 시간이 경과됨에 따라 방어벽의 하중, 부식, 지진 등 외부 요인으로 인해 균열 또는 틈새가 생성될 수 있다. 본 연구에서는 이러한 요인들로 인해 방사선 방어벽에 균열 또는 틈새가 생성됨을 가정하여 80, 120 kVp의 각 관전압에서 방사선 방어벽의 균열로 인한 누설된 에너지에 대해 분율로써 평가를 진행하였다. 생성된 균열 또는 틈새의 크기는 쐐기 모양으로, 균열의 비틀림, 뒤틀림을 고려하여 설정하였으며 쐐기의 밑변의 길이를 0.5 cm에서 4 cm까지 0.5 cm 간격으로 늘려가며 시뮬레이션을 진행하였다. 입사한 방사선량 대비 균열 사이로 누설된 방사선의 에너지를 산출하기 위해 MCNP6에 있는 에너지에 대한 결과값을 획득할 수 있는 Tally6:F6를 사용하였다. 또한, 균열 사이로 방사선이 누설되는 것을 시각적으로 인지하기 쉽게 Fig. 2와 같이 선원의 형태를 원반 모양으로 입사하였다.

Figure 2. (Color online) Disc-shaped radiation source. The distance between source and phantom is 100 cm. The shape of source is disc, and the crack is wedge.

3. 납유리의 구성성분 중 산화납 함유량의 변화에 따른 차폐 성능 평가

환자보기창은 방사선 방어시설의 구성요소 중 하나이며, 해당 방어시설의 주 재료인 납유리의 노후화에 대한 시뮬레이션을 수행하였다. 납유리의 노후화는 시간의 경과에 따른 납유리 구성성분의 비율 변화를 가정하였다. 본 연구에서 사용한 납유리의 제품명은 Corning사의 Med-X이며 구성성분은 Table 3과 같고 K. Tusda et al. 연구진의 논문을 참고하였다[17]. Med-X 납유리의 제원표를 기준으로 최대관전압 80, 120 kVp에서 납의 적정 차폐 두께인 0.33, 0.56 mm에 상응하는 납유리 두께를 이론적으로 계산한 결과 각각 1.0, 1.7 mm이다[18]. 해당 두께를 기준으로 납유리의 구성성분 중 산화납의 비율을 52.2%에서 5.22%까지 52.2%에 대해 10%씩 감소시키며 시뮬레이션을 수행하였다.

Table 3 . Components ration of lead glass Med-X.

ComponentsSiO2Al2O3PbOCaOBaOAs2O3Sb2O3
Ratio (%)26.33.152.21.017.10.20.2

1. 금속혼합물내 납과 산화납의 비율에 따른 방사선에 대한 차폐율 평가

각 최대관전압 80, 120 kVp에서 납의 적정 차폐 두께인 0.33, 0.56 mm에 대해 산화납과 납을 특정비율로 설정하여 MCNP6를 통해 차폐율 시뮬레이션을 수행한 결과는 Fig. 3과 같다. 먼저, 표 X와 같이 80 kVp에서 최대 차폐율은 94.43%로 납의 비율이 90%, 산화납의 비율이 10%일 때였으며 최소 차폐율은 85.38%로 납이 10% 산화납이 90%일 때로 나타났다. 마찬가지로, 120 kVp에서 최대 차폐율은 94.30%로 납의 비율이 90%, 산화납의 비율이 10%일 때였으며 최소 차폐율은 84.32%로 납이 10% 산화납이 90%일 때로 나타났다.

Figure 3. (Color online) Evaluation of radiation attenuation rate according to PbO ratio at 80 and 120 kVp.

2. 납 박판에 생성된 균열로 인한 누설선량 평가

앞선 경우와 마찬가지로, MCNP6를 활용하여 납 박판의 두께는 각 최대관전압 80, 120 kVp에서 납의 적정 차폐 두께 0.33, 0.56 mm로 설정하였다. 납 박판에 쐐기의 밑변 크기를 0.5 cm에서 4 cm까지 0.5 cm 간격으로 증가시켜가며 균열을 생성하여 방사선 에너지에 대한 누설선량률을 계산한 결과는 Fig. 4와 같다. 80 kVp에서 밑변의 크기가 최소인 0.5 cm에서는 입사한 방사선량 대비 약 3.02%의 누설선의 에너지가 발생하였으며 밑변의 길이가 최대인 4.0 cm일 때에는 누설선량이 입사한 방사선량 대비 약 9.66%로 나타났다. 120 kVp에서는 밑변의 크기가 최소인 0.5 cm에서는 입사한 방사선량 대비 누설된 방사선량은 약 3.68%이며 밑변의 길이가 최대인 4.0 cm일 때에는 누설선량이 입사한 방사선량 대비 약 10.38%로 나타났다.

Figure 4. (Color online) Evaluation of leakage dose energy rate due to the cracks in lead sheet at 80 and 120 kVp.

3. 납유리의 구성성분 중 산화납 함유량의 변화에 따른 차폐 성능 평가

납유리 Med-X의 구성 성분 중 산화납의 비율을 점진적으로 낮춰가며 80, 120 kVp에 대한 차폐율을 계산한 결과는 Fig. 5와 같다. Figure 5와 같이 최대관전압 80 kVp에서 산화납의 비율이 최대인 52.2%일 때의 차폐율은 87.07%이며 산화납의 비율이 최소인 5.22%에서는 차폐율이 74.14%로 나타났다. 마찬가지로 최대관전압 120 kVp에서 산화납의 비율이 최대인 52.2%일 때의 차폐율은 94.52%이며 산화납의 비율이 최소인 5.22%에서는 차폐율이 77.88%로 나타났다.

Figure 5. (Color online) Evaluation of lead attenuation rate according to the PbO ratio in lead glass at 80 and 120 kVp.

본 연구의 목적은 몬테칼로 시뮬레이션을 통해 진단용 방사선 발생장치가 설치된 방사선 방어시설의 노후화로 인해 야기될 수 있는 차폐 성능 저하 가능성에 대한 평가를 수행하는 것이다. 임상 내 누설 방사선에 대한 영향은 2차 방사선에 국한되는데 본 연구에서는 보수적 평가를 위해 1차선을 활용하였다.

본 연구는 방사선 방어시설의 노후화에 대해 세 가지 경우로 나누어 진행되었다. 첫째, 납 박판의 부식으로 인해 납이 산화납으로 산화되는 것을 고려하여 납과 산화납으로 구성된 금속 혼합물을 임의로 생성하여 시뮬레이션을 진행하였다. 80 kVp에서 산화납의 비율이 10%일 때에는 차폐율이 94.43%인데 반해 산화납의 비율이 90%일 때에는 차폐율이 85.38%로 차폐 성능이 약 10% 감소하였으며, 마찬가지로 120 kVp에서도 산화납의 비율이 10%에서 90%로 증가할 때 94.30%에서 84.32%로 감소하는 것을 확인하였다. 이는 산화납의 밀도가 납보다 작아 산화납이 증가할수록 금속 혼합물의 밀도가 작아지기 때문인 것으로 판단된다. 그러나, 해당 시뮬레이션에서 적용한 금속 혼합물의 밀도는 이론적으로 계산한 것이므로 한계점이 존재한다.

둘째, 납 박판의 뒤틀림, 벌어짐을 고려하여 쐐기모양의 균열을 생성시킨 후 각 관전압에 따른 방사선의 에너지에 대한 누설선량률을 평가하였다. 균열의 밑변 길이가 0.5 cm일 때에는 80, 120 kVp 관전압에서 입사 에너지 대비 누설된 방사선의 에너지는 각각 3.02, 3.68%이며 밑변의 길이가 4 cm일 때에는 각각 9.66, 10.38%로 나타났다. 최대관전압 80, 120 kVp 모두에서 생성된 균열의 밑변 길이가 증가할수록 입사한 방사선 에너지 대비 누설되는 방사선 에너지 비율이 증가함을 확인하였다. 또한, 120 kVp에서 누설된 방사선의 에너지가 더 큰 것을 확인하였는데 이는 관전압이 클수록 에너지가 크기 때문인 것으로 판단된다.

마지막으로, 납유리의 구성성분 중 산화납의 구성 비율을 변화시켜 각 최대관전압 80, 120 kVp에 대해 차폐율을 평가하였다. 산화납의 비율이 52.2%일 때 80, 120 kVp에서 각각 87.07, 94.52%로 나타났으며 산화납의 비율이 5.22%일 때의 차폐율은 각각 74.14, 77.88%로 나타났다. 납유리 내 산화납의 비율이 감소할수록 차폐율 또한 감소하는 것을 확인하였으며 이는 납유리 구성성분 중 산화납이 방사선 차폐의 주된 역할을 수행하기 때문이다. 또한, 납의 적정 차폐 두께에 상응하는 납당량을 지닌 납유리 두께를 적용하였음에도 불구하고 80 kVp에서의 차폐율이 120 kVp에서의 차폐율 보다 값이 낮은 것은 Corning사에서는 Med-X의 제원표에 각 관전압에서 납유리의 적정 차폐 두께에 상응하는 납당량 두께를 제시하지 않아 직접 이론적으로 계산한 두께를 적용하였기 때문으로 추측된다. 또한, 해당 결과 부분 중 120 kVp에서 산화납의 비율이 10.44%에서 5.22%로 감소되었을 때 급격한 차폐율의 저하를 보인 것은 80 kVp보다 관전압이 높아 투과력이 강하여 많은 수의 방사선이 투과되었기 때문으로 판단된다.

본 연구 수행에 있어 몇 가지 제한점이 존재한다. 먼저, 본 연구는 방사선 방어시설을 구성하는 물질 중 납과 납유리에 국한되어 있다는 점이다. 미국방사선방호측정위원회에서 제시하는 방사선 방어시설을 구성하는 물질인 콘크리트, 석고보드, 철에 대한 노후화 평가는 진행하지 않았다. 다음으로는, 본 연구에서는 80, 120 kVp외에 다른 관전압, 예를 들어 유방촬영과 같은 저관전압에 대해서는 차폐율 평가를 진행하지 않았다.

본 연구에서는 시간의 경과에 따라 발생할 수 있는 방사선 방어시설의 노후화로 인한 차폐 성능의 변화에 대한 연구를 MCNP6를 활용하여 진행하였다. 방사선 방어시설의 노후화를 총 3가지로 첫째, 납 박판의 산화로 인한 부식, 둘째, 납 박판에 생성된 균열, 셋째, 납유리의 구성성분의 변화로 분류하여 시뮬레이션을 수행하였다.

본 연구에서는 사선 방어시설의 주 재료인 납의 노후화에 대해 가정하였으며 이로 인한 차폐 성능의 변화에 대해 평가하였다. 본 연구의 방사선 방어시설의 노후화에 대한 차폐율 평가 결과들은 향후 방사선 방어시설의 노후화와 관련된 연구 및 실험, 나아가 방사선 방어시설과 관련된 규정, 규제에 기초자료로서 사용될 수 있을 것이다. 그리고 본 연구에서 산출된 시뮬레이션의 결과를 바탕으로 실제 납 산화물 제작을 통한 시뮬레이션의 신뢰성 검증 및 오래된 납유리의 XRF 분석을 통해 구성 원소의 비율 변화에 대해 추가 연구가 필요할 것으로 사료된다. 또한, 한계점으로 존재한 납 이외의 물질에 대해 향후 다양한 관전압을 기준으로 노후화로 인한 차폐율 평가를 진행할 예정이다.

본 연구는 2023년도 질병관리청의 방사선 방어시설 현황조사 및 개선방안 마련 용역 사업의 지원을 받아 수행되었습니다. (202303840001)(정책연구)

  1. A. B. Reed, J. Vasc. Surg. 53, 3 (2011).
    Pubmed CrossRef
  2. L. A. DeWerd and L. K. Wagner, Appl. Radiat. Isot. 50, 125 (1999).
    Pubmed CrossRef
  3. J. K. Shultis and R. E. Faw, Health Phys. 88, 297 (2005).
    Pubmed CrossRef
  4. Korea Medical Law, Safety Management of Diagnostic Radiation Generators Rule, 2022.
  5. Food and Drug Administration, Guidelines for Radiation Protection Facility Inspection, Ministry of Health and Welfare, Korea (2012).
  6. B. R. Archer, J. E. Gray, R. L. Dixon and W. R. Eide, Jr., NCRP Report No. 147 (2004).
  7. S. Choudhary, Cancer Ther. Oncol. Int. J. 12, 555834 (2018).
    CrossRef
  8. T. P. Martinez and M. E. Cournoyer, J. Radioanal. Nucl. Chem. 249, 397 (2001).
    CrossRef
  9. K. M. Burns, et al., J. Am. Coll. Radiol. 14, 641 (2017).
    CrossRef
  10. Dr-Vu homepage, https://www.dr-vu.com/.
  11. Y. H. Chung, C. H. Baek and S. J. Lee, Nucl. Med. Mol. Imaging 42, 127 (2008).
  12. K. Cranley, B. J. Gilmore, G. W. A. Fogarty and L. Deponds, IPEM Report No. 78, 1997.
  13. K. Y. Lee, et al., J. Korean Soc. Radiol. 17, 489 (2023).
    CrossRef
  14. D. A. Jones, Principles and Prevention of Corrosion, Second Edition (Pearson, New York, 1995), p. 32.
  15. T. E. Graedel, J. Electrochem. Soc. 141, 922 (1994).
    CrossRef
  16. K. Tsuda, et al., in Proceedings of IRPA12: 12 Congress of the International Radiation Protection Association: Strengthening Radiation Protection Worldwide - Highlights, Global Perspective and Future Trends, edited by E. Gallego, et al.. (Vienna, Austria, 2010).

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