권호 표지

Journal of Radiation Protection and Research

The Korean Association for Radiation Protection (KARP)

  • Quarterly
  • /
  • 2508-1888(pISSN)
  • /
  • 2466-2461(eISSN)

Domain

  • Nuclear Power ＞ Nuclear Safety
  • Nuclear Power ＞ Nuclear Fuel Cycle/Radioactive Waste Management

Aim & Scope

The purpose of the Journal of Radiation Protection and Research is to disseminate scientific and technical information on radiation protection and related issues covering both ionizing and non-ionizing radiation. These include not only man-made radiation and radionuclides but also cosmic radiation and naturally occurring radioactive material (NORM). Specific expertise covers radiation physics and detection, radiation dosimetry, dose monitoring and evaluation, radiation biology and epidemiology, radiation risk assessment, radiation public health and environmental impact, radiation safety and regulations, training and education, and social science and participation including social communication and risk communication. The fields of radiological protection include uses of radiation/radioisotopes, nuclear industry and research, NORM industry and research, radiation diagnosis and therapy, accelerator research, and radioactive waste.

http://submit.jrpr.org/ KSCI KCI

Volume 23 Issue 3

  1. Cho, Dae-Hyung;Oh, Jang-Jin;Han, Seung-Jae;Na, Seong-Ho;Hwang, Won-Guk;Lee, Won-Keun 123
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    개인피폭선량 평가용 열형광선량계인 UD802 선량재에 대한 X-선장, 감마선장, 베타선장 및 중성자선장의 순수선장과 X-선장/감마선장, 베타선장/감마선장 및 중성자장/감마선장의 혼합선장에서의 반응특성을 조사하였으며 소자반응이 확률적으로 분포하는 성질을 이용한 개인피폭선량 평가 방법을 개발하였다. 선량계 특성조사를 위한 기준조사는 한국원자력안전기술원의 X-선장, 베타선장 및 감마선장을 이용하였으며 중성자선장은 미국 PNL에 의뢰하여 수행하였다. 특성조사 결과 광자 선장에 대한 소자1과 소자2는 에너지에 대한 의존성이 매우 적어 선량당량의 계산시 매우 유용한 자료로 사용되어질 수 있으며 소자3과 소자4는 저에너지 및 중에너지의 광자선장에 대해 매우 민감한 변화를 보이고 있다. 소자1/소자3 및 소자1/소자4의 반응비는 베타선장과 중성자선장에 대하여 에너지의존성이 큰 반응비를 나타내며, 소자3/소자2의 반응비는 중성자선장에 대해서만 1이하의 값을 나타내고 있다. 저에너지 및 중에너지 광자선장에 대한 에너지 분별은 소자3/소자2 및 소자3/소자4의 반응비로서 가능함을 확인하였다. 본 연구에서 개발한 확률분포 분석법의 적용가능성을 보이기 위하여 Panasonic UD716AGL/UD802 판독시스템에 적용하여 ANSI N13.11-1993에 따른 성능검증을 수행하였다. 성능검증 결과 모든 범주에 대하여 성능지수, ${\mid}B{\mid}+S$가 최대 0.232의 성능이 확인되었다. 특히 일부 소자의 비정상적 반응에 대해서도 최적의 피폭선량평가를 수행하고 있음이 확인되었으며, 실험실에서 재현될 수 없는 실제 방사선작업 환경에서의 선량평가 수행시, 본 논문에서 제시한 선량평가방법을 적용할 경우 계획된 피폭과 예상하지 못한 방사선장에 대한 피폭을 구분할 수 있어 보다 심도 있는 피폭선량평가 및 방사선관리가 가능할 것으로 판단된다.
  2. Wu, Hong-Gyun;Huh, Soon-Nyung;Lee, Hyoung-Koo;Ha, Sung-Whan 139
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    목적 : 환자를 통과한 투과선량으로부터 알고리즘을 이용하여 종양선량을 계산하는 새로운 개념의 온라인 선량측정시 인체 조직내의 폐 등 불균질조직의 존재는 인체내 종양선량 및 투과선량에 영향을 미친다. 인체내에 불균질조직이 존재하는 경우 측정된 투과선량으로부터 종양선량 환산시 밀도를 이용한 보정의 정확도를 확인하기 위하여 실험을 시행하였다. 방법: 폐조직의 밀도와 유사한 재질인 코르크 (밀도 $0.202\;gm/cm^3$) 팬톰 (CP) 과 연부조직의 밀도와 유사한 재질인 폴리스티렌 (밀도 $1.040gm/cm^3$) 팬톰 (PP)을 사용하였으며 인체의 흥부와 유사한 조건에서 측정하였다. 즉 흥부에 방사선이 전후 방향에서 조사될 경우에 해당하는 팬톰은 3cm 두께의 PP을 CP 상하에 위치하였으며 CP의 두께는 5, 10, 20cm 으로 하였다. 흥부에 방사선이 측면에서 조사되는 경우에 해당하는 팬톰은 중앙에 종격동에 해당하는 6cm 두께의 PP 을 위치하고 좌우에 10cm 두께의 CP 을 위치하였으며 그 외측에 다시 3 cm 두께의 PP 을 위치하였다. 4 MV, 6 MV 및 10 MV X 선을 사용하였으며 조사면의 크기는 $3{\times}3$ 내지 $20{\times}20cm$의 범위, 팬톰-전리함간 거리 (phantom-chamber distance, PCD) 는 10-50 cm 으로 하였다. 또한 두 물질에 대한 밀도차를 이용하여 CP 과 동일한 방사선 감쇄를 나타낼 것으로 예상되는 두께의 PP 을 CP 대신 위치하여 동일한 방법으로 측정하여 비교하였다. 결과: 밀도를 이용하여 보정한 CP 와 등가두께의 PP 을 사용한 경우의 투과선량은 CP 을 사용한 경우에 비하여 CP 의 두께 5cm 인 경우 4, 6, 10MV에서 각각 평균 0.18(${\pm}0.27$) %, 0.10(${\pm}0.43$) %, 0.33(${\pm}0.30$) %의 오차를 보였다. CP 의 두께 10cm 인 경우에는 에너지별로 0.23(${\pm}0.73$) %, 0.05(${\pm}0.57$) %, 0.04(${\pm}0.40$) %, 20cm 인 경우에는 0.55(${\pm}0.36$) %, 0.34(${\pm}0.27$) %, 0.34(${\pm}0.18$) % 의 오차를 보였다 중간에 6 cm 의 PP 을 위치한 경우에는 에너지별로 1.15(${\pm}1.86$) %, 0.90(${\pm}1.43$)%, 0.86(${\pm}1.01$)% 의 오차를 나타내었다. 이 경우에는 PCD 10 cm 의 경우에 비교적 큰 오차를 보였으며 PCD 10 cm 인 경우를 제외하면 에너지별로 0.47(${\pm}1.17$) %, 0.42(${\pm}0.96$) %, 0.55(${\pm}0.77$0.77) % 의 오차로 크게 감소하였다. 결론: 방사선이 통과하는 경로에 불균질조직인 폐가 존재할 경우에도 불균질조직에 대하여 조직의 밀도를 이용하여 보정하는 방법을 사용하여 투과선량으로부터 종양선량을 계산할 수 있음을 알 수 있었다.
  3. Ha, Chung-Woo;Na, Seong-Ho 149
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    개인 선량한도를 하향조정 하였을 경우 추가적으로 요구되는 방사선작업 자 수와 집단선량을 예측하기 위한 연구가 수행되었다. 연구대상은 한국원자력안전기술원에서 선택한 기관 모두를 포함하였고 해석기준의 선량한도는 ICRP Publ. 60. 및 BEIR V 보고서가 권고한 값으로 하였다. 해석자료로 사용된 데이터베이스는 원자력법에 의거 원자력발전사업 허가자와 비파괴검사 허가자가 한국방사성동위원소협회에 제출한 개인피폭선량 기록의 편집자료에 근거하였다. 연간 개인선량한도의 하향 설정에 따른 영향은 상관모델을 사용하여 계산하였다. 본 연구모델의 민감도는 종사자가 방사선작업환경 내에 있는 동안의 비생산성을 가정하여 분석하였다. 최상의 방사선작업환경조건에서도 종사자의 최저 비생산성 인자에 접근하는 것이 대단히 어렵기 때문에 최저 비생산성 가정은 보수적인 가정이라는 주장을 쉽게 변호할 수 있다는 것이 장점이다. 개인선량한도가 연평균 2cSv로 하향 조정되고 개인 작업자의 비생산성율이 0.1이라고 가정하면 1997년 동안 방사선시설에서 추가로 요구되는 방사선작업종사자수는 231명으로부터 269명으로 증가되고, 집단선량 man-cSv는 근사적으로 14%만큼 증가된다.
  4. Kim, Jang-Lyul;Kim, Bong-Hwan;Chang, Si-Young;Lee, Jai-Ki 159
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    개인방사선측정시스템은 광범위한 에너지의 방사선에 대하여 정확한 개인선량당량을 측정할 수 있어야 하지만 현재 사용중인 선량평가 알고리즘은 ANSI N13.11의 방사선장과 거의 유사한 과학기술부 고시에 명시되어 있는 X-선장을 기준으로 개발되었고 이는 실제 측정이 요구되는 방사선장과 상당한 차이가 있을 수 있다. 방사선작업종사자가 ANSI N13.11의 방사선장과 다른 형태의 방사선에 피폭되었을 경우 좀더 정확한 선량을 평가하기 위하여 한국원자력연구소에 설치되어 있는 단일에너지 X-선장에 $CaSO_4:Dy$ 열형광체를 조사시켜 에너지반응도를 실험적으로 구한 후 두 가지 형태의 알고리즘을 개발하였으며 이를 ANSI N13.11의 연속스펙트럼 X-선장에 기본을 두고 개발한 알고리즘과 비교하였다. 알고리즘 개발 후 ANSI, ISO의 연속 스펙트럼 X-선 및 단일에너지 X-선장과 IAEA/RCA 상호비교시험시 사용되었던 혼합방사선장 및 각도변화 실험데이타를 이용하여 이를 검증하였다. 검증결과 개발된 알고리즘들은 과학기술부 고시에 나타나 있는 X-선장뿐만 아니라 방사선작업환경에서 피폭될 수 있는 다른 종류의 방사선장에서도 매우 정확한 선량평가를 하고 있음을 확인하였다.
  5. Shin, Sang-Woon;Son, Jung-Kwon;Cho, Chan-Hee;Song, Myung-Jae 175
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    1998년에 고리 1호기로부터 교체될 증기발생기의 선량율을 계산하기 위하여 Smear 오염검사 결과와 튜브 손상원인을 규명하기 위하여 인출하였던 증기발생기 튜브의 선량을 측정결과로부터 증기발생기 내부의 방사성핵종 재고량을 평가하였다. 방사성 핵종 재고량을 토대로 QAD-CG 컴퓨터 코드를 이용하여 증기발생기 표면의 접촉 선량율과 1 m 이격 선량율을 계산하였는데, 접촉 선량율은 Channel Head의 하부에서 최저인 11.5 mR/hr를 나타냈으며, Shell Barrel의 중간 지점에서 최대값인 37.7 mR/hr를 나타냈다. 한편 접촉 선량율과 1 m 이격 선량율은 증기발생기의 크기로 인해 큰 차이를 보이지 않았다 또한 증기발생기의 차폐가 필요할 경우 요구되는 기본적인 데이터를 마련하기 위하여 납과 탄소강의 차폐 특성을 비교해 보았다. 납을 차폐체로 사용할 경우 2 mm 두께만으로도 증기발생기 Shell Barrel 중간 지점에서의 표면 선량율이 37.7 mR/hr에서 15.7 mR/hr로 감소되었다. 그러나 탄소강의 경우에는 차폐체의 두께를 2 cm로 증가시킨다고 하더라도 차폐효과가 매우 낮았다. 이러한 차폐효과 차이는 저에너지 광자에 대한 납과 탄소강의 감쇄효과 차이와 축적인자 차이 때문에 발생되는 것으로 추정된다.
  6. Chang, Si-Young;Kim, In-Gyoo 185
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    현재의 방사선방호 원칙과 체계는 국제방사선방호위원회 (ICRP)의 권고에 기반을 두고 있 다. ICRP 의 권고는 대부분 히로시마/나카사키 원폭피해 생존자들에 대한 역학조사 및 수명 연구결과 그리고 관련 방사선생물학 연구결과를 바탕으로 전세계 5개 인구집단(일본, 미국, 푸에리토리코, 영국과 중국)에 대한 방사선위험계수의 예측 및 평가결과에 근거를 두고 있다. 이 저선량 방사선의 (확률적 영향) 위험계수는 인체피폭 방사선량과 그 영향간에는 선형 비례관계가 있으며 영향유발의 문턱값이 존재하지 않는다는 가정인 '선형 무문턱값 선량-영향 모델 (Linear No-Threshold Dose-Effect Model, 이른바 LNT 모텔)' 을 도입하여 유도된 것이다(譯者 밑줄). 그러나 이 LNT 가정의 과학적 근거와 정당성에 대한 비난이 원자력산업계나 일부 과학자들에 의해 제기된 이래, 최근에는 미국 보건물리학회 (HPS)에서 'LNT 가정이 선량과 영향의 관계를 단순화하며 낮은 선량의 위험음 과대평가한다'는 성명서를 발표하기도 했다. 이후 이에 대한 논쟁이 다시 시작되어, 1997 년에 스페인의 Sevill에서는 IAEA와 WHO의 공동주최와 UNSCEAR의 협조로 '저준위 방사선 영향에 대한 국제회의'가 개최되기도 하였으나 아직 어느 쪽에도 유리한 결론이 단정적으로 나지 않았으며, 실질적인 대안이 없는 현실에서 이 LNT 가정은 여전히 방사선방호의 철학적 기초로 남아 있다(譯者 밑줄). 한편, 저선량 방사선의 영향에 대해서는 우리나라에서도 '방사선방어학회, ‘98 년 춘계 심포지움' 및 '원자력학회, '98 년 춘계 학술발표회 워크??????'에서 한양대학교의 이재기 교수에 의하여 소개, 논의된 바 있다.이 논문은 이러한 논의의 후속으로 역자중 일인이 위원으로 있는 OECD/NEA 방사선방호위원회 (CRPPH)가 최근에 ('98.7.) 발간한 보고서를 번역, 주해한 것으로, 과학지식의 진보에 따라 방사선방호분야에서 관심이 되는 주제들에 대한 위원회의 검토의견을 소개하고 있다. 따라서 이 논문이 국내의 방사선방호분야 관계자들에게 최신정보 습득과 지식함양에 좋은 도움이 되기를 기대한다.
  7. Yoon, Jeong-Hyoun;Kim, Chang-Lak;Cho, Gyu-Seong;Choi, Heui-Joo;Park, Joo-Wan 197
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    IAEA는 1996년 방사성물질 안전 운송규정을 개정하였다. 이 규정은 방사성물질의 우송이나 포장에 관하여 우리나라를 비롯한 각국의 운송관련 규정의 기준이 되는 것으로 전반부에서는 IAEA가 1991년에 출간된 국제방사선방호위원회 (ICRP)의 신권고(Publication 60)를 받아들여 개정한 Safety Series No.115(전리방사선에 대한 방호 또는 방사선원의 안전을 위한 기본 안전기준)의 내용 등을 개정의 배경으로 하여 요약하였다. 후반부에서는 이들 개정된 기본 안전 기준들에 기초하여 IAEA의 새로운 운송규정에서 방사선방호의 목적으로 고찰된 요건들에 관한 주요 검토 개정사항을 방사선방어체계, 운송물등의 방사선준위, 방사선방호계획의 규정화, Q 시스템의 개념, 규제면제 등의 측면에서 Safety Series No.6 1985년판과 비교 검토하였다.