인체 내부의 움직임을 확인하기 위해서 CT에서 얻은 DICOM 파일과 Geant4 코드를 이용하여 폐암환자 를 모사하였다. 자체 제작한 Moving Phantom에 가상의 종양을 만들어 종양의 움직임이 호기와 흡기에 위치 했을 때 종양의 움직임을 측정하는 방법과 이것을 적용하여 Moving Phantom을 통한 치료계획시의 선량분 포와 호흡동조 폐암환자 PTV내의 종양의 정확도를 확인하고자 한다. 움직이는 영역이 3cm 이상이라도 40 ~70 % 구간에서 호흡 동조 방사선치료를 시행 할 경우 97% 이상 효과적임을 확인하였다. 움직이는 표적에 호흡 연동 방사선치료를 적용한 선량 분포인데 이는 구동 팬텀 내 필름으로 측정한 것으로 90%가 포함되 는 선량분포의 오차범위 3㎜이내에 분포됨을 알 수 있었다. 실제 환자 호흡곡선의 경우 호기 상태의 시간 이 사인곡선에 비하여 길기 때문에 치료시간이 이보다 짧을 수 있음을 확인하였다.

게르마늄 결정은 검출에 유용하지 않지만, 광자를 강하게 약화하기 때문에 효율성 저하를 일어키는 불감층을 가지고 있다. 따라서 제조업체가 제공하는 데이터를 검출기 시뮬레이션 모델에 사용하면 계산된 효율성과 측정된 효율성 사이에 약간의 큰 차이가 나타난다. 고순도 게르마늄(HPGe) 검출기의 모양과 치수는 CT 스캔을 통해 몬테카롤롤 시뮬레이션을 위해 형상을 정확하게 형상화하였다. 이 결과 불감층 두께 증가가 효율 감소과정에 미치는 영향을 연구하고자 한다. 불감층의 조정은 50 – 1500 keV의 에너지 범위에서 측정 효율과 시뮬레이션 효율 사이의 ± 3%의 상대편차와 함께 좋은 일치임을 확인하였다. 불감층 두께에 변화를 주어 시뮬레이션 데이터를 비교하였다. 몬테카롤로 시뮬레이션 결과를 실험 결과와 비교하여 새로운 불감층 두꼐를 얻었다. 1.4와 1.6 mm 두께의 End Cap 시뮬레이션 모델에서 1.5mm 두께의 End Cap시뮬레이션 모델에 대한 불감층 두꼐 결과의 차이는 End Cap 치수의 정확성으로 인한 체계적인 오류였다. 통계적 오류와 체계적 오류를 고려한 후, 검출기의 불감충 두께는 1.02±0.14 mm로 도출되었다. 따라서 불감층 두께의 증가는 효율성 감소에 영향을 미치는 것을 확인하였다.

동시 합성 보정 효과는 검출기의 효율이 향상할 때 그리고 선원과 검출기 사이의 거리가 가까울수록 크게 나타나는 것으로 알려져 있다. 점 선원(60Co)을 사용하여 검출기 중심축 방향 및 방사상 방향에서 거리에 따른 변화를 주어 P/T 비를 구하여 동시합성 보정을 하였다. 따라서 본 연구에서는 중심축 및 방사상 방향에서 동시합성 보정한 값들을 혼합부피선원(450 mL CRM source)에 적용하여 P/T에 따른 전체 피크효율 변화를 Geant4과 비교하였다. 또한 검출기와 시료가 아주 밀착된 상태에서 맵핑법에서 구한 효율을 환경시료 중에서 해양 시료인 미역에 적용하여 P/T 비의 적합성을 평가하고자 한다. 500 keV 이상의 효율의 영향을 받는 에너지 영역에 1,836 keV로 보정한 효율을 적용한 결과 측정값과 보정값의 상대오차는 3.2 % peak 효율이 보정되어 잘 일치하였다. 450 mL CRM source처럼 부피가 커질수록 P/T 비는 ± 5%까지 감소하였다. 이것은 검출기로부터 선원이 멀어짐에 따라 방출된 감마선의 산란이 많아지기 때문이며, 이처럼 P/T 변화는 동시합성 보정 피크 효율에 영향을 줌을 확인하였다.

Geant4 코드는 직선 가속기의 헤드 구조를 사용하여 이전에 구현된 BEAMnrC 데이터를 기반으로 선형 가속기 (VARIAN CLINAC.)를 시뮬레이션하였다, 10MV 광자 선속에서 물팬텀의 심부선량백분율과 측면 선량의 측정값과 Geant4를 비교 평가하였다. 선량 계산을 인체부위에 적용하기 위해 실제 환자의 Lung 부위를 5mm 간격으로 스캔하였다. Water phantom의 조사야(5×5cm2), SAD 100cm에서 10MV 광자를 조사하여 Geant4 선량분포를 구하였다. 이 결과는 실제 환자의 폐(lung)에 흡수되는 선량을 측정하기는 어렵다 그래서 치료계획 시스템에 의한 선량을 비교하였다. 물 팬텀에서 측정된 심부선량 곡선과 Geant4에 의해 계산된 심부선량 곡선은 build-up 영역을 제외한 대부분의 깊이에서 ± 3% 이내로 잘 일치하였다. 그러나 5cm와 20 cm 지점에서 2.95%와 2.87%로 Geant4를 사용한 선량 계산에서 다소 높은 값을 보이고 있다. 이 두 지점은 Genat4의 geometry 파일을 통해 확인할 수 있었으며, 흉추와 흉골이 위치되어 선량이 증가된 것으로 알 수 있었다. 또한, cone beam CT를 적용한 결과에서 폐(lung)의 선량분포 오차는 3% 이내로 유사한 값을 얻었다. 따라서 Geant4를 이용하여 선량을 계산할 때 DICOM 파일에 직접 선량의 contour map이 표현될 수 있다면 Geant4의 임상적 적용이 다양하게 사용될 것이다.

본 연구는 점 선원인 60Co, 137Cs 및 혼합부피선원을 이용하여 피크 대 컴프턴 비율, 연속체 배경 스펙트럼을 감소시키기 위해 저 에너지 peak부터 고 에너지 peak에서 측정된 측정치와 PENELOPE와 비교하였다. 또한, 저에너지 부근에서의 변화를 통해 후방산란, 컴프턴 단(compton edge)의 효율 변화를 PENELOPE와 비교하였다. 혼합부피 선원에서 나온 결과를 토양시료에 적용하여 억제와 비 억제(unsuppressed)모드에서 토양시료의 최소검출한계치가 얼마큼 감소하였는지 확인하고자 한다. 60CO(1,173 keV)의 저에너지 영역의 컴프턴 억제가 상당히 되었으며, 137Cs(661 keV) 피크에 대한 Compton edge의 RF는 2.8이다. 특히, 60Co 선원은 1,173.2keV와 1,332.5 keV의 coincidence 감마선을 방출하므로 컴프턴 억제는 대략 21% 감소하였다. 60Co 선원에서 방출되는 1,173keV와 1,332keV의 compton edge의 RF는 3.2, 3.4였으며 피크대 컴프턴 edge 비율은 8:1로 향상되었다. 그리고, PENELOPE와 비교했을 때 불확도는 2% 이내로 잘 일치하였다. Compton unsuppressed 모드에서 661 keV, 1,173 keV 및 1,332 keV의 MDA 값은 각각 0.535, 0.173 및 0.136Bq/kg이었으나, Compton suppressed 모드에서는 0.121, 0.00826 및 0.00728B/kg로 감소하였다. 따라서, Compton suppres sed는 배후방사능과 검출기 자체에 함유된 방사능을 줄일 수 있었다.

원전 주변의 농경지에서 생산되는 농산물은 방사능 오염으로 인해 체내 방사능 오염을 유발할 가능성을 가질 수 있다. 이에 원전 주변에서 채취된 농산물을 건조 처리하여 섭취에 의한 내부피폭선량 평가를 위해 90Sr의 방사능 농도의 한계치를 알아보고자 하였다. 감마동위원소 분석결과 모든 시료에서 인공핵종은 검출 되지 않았으며, 쌀에서 < 0.0166~0.0336 Bq/kg-fresh, 배추에서 <0.00586~0.0421 Bq/kg-fresh, 열무에서 <0.013 5 ~0.106 Bq/kg-fresh, 배에서 0.0114 ~ 0.0901 Bq/kg-fresh 로서 평상변동범위 수준이었다. 일반인에 대한 연간 선량한도인 1.0 mSv 대비 쌀, 배추, 열무의 90Sr에 대해 각각 0.0177%, 0.0222%, 0.0376%, 0.00243%가 나 왔으며, 이 값은 일반인에 대한 법적 기준치 1 mSv/yr∙man 비해 0.1 % 미만의 값이 나타났다. 따라서 식생활에서 음식 섭취량 또는 연령을 고려하여 어린이, 어른이 섭취하는 식품에 대한 폭넓은 평가가 필요할 것으로 사료된다.

Compton suppression apparatus using the Compton scattering response, by inhibiting part of the spectrum Compton continuum Compton continuum in the area of the peak analysis of the gamma rays that enables a clearer device. In order to find out the geometry structure of high-purity germanium detector(HPGe) -NaI(TI) and to optimize the effect of movement, Monte Carlo simulation was used to grasp the behavioral characteristics of Compton suppression and compare several layout structures. And applied to the cylinder beaker used for the environmental measurement by using the efficiency according to the distance. For the low-energy source such as 81 keV, the Compton continuum is scarcely developed and the suppression effect is also insignificant because the scattering cross-section of the Compton effect is relatively low. In the spectrum for the remaining energy, it can be seen that the Compton continuum part is suppressed in a certain energy range. Compton suppression effect was not significantly different from positional shift. average reduction factor(ARF) value was about 1.08 for 81 keV and about 1.23 for 1332.4keV energy at the highest value .It can be seen that suppression over the Compton continuum region of the energy spectrum is a more appropriate arrangement. Therefore, it can be applied to various environmental sample measurement through optimized structure.

In order to measure the Radionuclides and Concentration, the directly grinded land samples (river soil, pine leaves and mugwort) among the environment samples around the nuclear power plant were filled in a 450 mL Marinelli beaker and weighed to obtain the dry mass ratio of the samples. Then the background and land samples were measured for 80,000 sec. The analysis of the collected land samples showed that most of them contained less radiation nuclide than the detection minimum limit in the ‘Ministry of Education, Science and Technology Public Notice No. 2010-32.’In others, the natural radionuclides 40K were detected. Of the products of nuclear reaction discharged by a nuclear reaction, 134Cs and 137Cs are more easily detected, and their discharge sources can be traced using the relative ratio. Although the radioactive concentration in the vicinity of Kori Nuclear Power Plant, which is more than 1,100km away from Fukushima, the Japanese nuclear accident site, continuous monitoring is needed as the radionuclides can still be accumulated in the soil or animals and plants.