전통적으로 개인방사선감시에 열형광선량계와 필름배지가 공식개인선량계로 이용되어 왔고 현재까지도 여전히 가장 보편적으로 사용되고 있지만, 최근에는 Si 다이오드와 G-M관을 이용한 능동형 전자개인선량계가 개발 보급되고 있다. 전자개인선량계는 누적선량을 곧바로 알 수 있다는 분명한 장점을 가지고 있을 뿐만 아니라 선량률에 관한 정보도 제공하므로 높은 비용부담에도 불구하고 피폭관리의 용이함으로 인해 주목을 받고 있다. 이에 세 종류의 전자개인선량계 즉, EPD2, STEPHEN6000, PD-3i에 대하여 재현성, 정확성, 선형성, 에너지와 방향 의존성, 반응시간을 포함하는 선량계의 전반적인 성능을 실험적으로 평가한 후 판단기준으로 IEC standard 그리고 Ontario Hydro standard와 비교함으로써 전자개인선량계가 방사선방호의 핵심인 개인선량측정에 충분한 신뢰도를 제공하여 공식선량계로 적합한가를 논의하였다. STEPHEN6000 및 PD-3i는 표층선량 측정능력의 보완이 필요하였다.
비밀봉 방사성물질을 취급하는 시설에서 이들 물질에 의한 작업환경의 다소간의 오염은 피할 수 없다. 오염의 우려가 있는 작업환경에서 오염관리의 일차적인 목적은 방사성물질의 잠재적 체내섭취로 인한 영향이다. 본 논문은 보수적 가정과 간단한 계산에 의거하여 공기오염에 따른 방사성물질의 공기중 농도와 흡입에 의한 연간 섭취량을 산출한 후, 관련 고시에서 정하는 유도공기중농도와 연간섭취한도와 비교함으로써 종사자의 내부피폭 정도를 평가하는 절차를 제공한다. 제시된 절차는 공기중 방사성물질 측정 및 내부피폭 감시의 필요성, 적합한 방호용구의 착용, 배기설비 설계를 위한 정보 획득 등 공기오염과 종사자의 내부피폭 감시를 위한 실무적 요건을 판단할 목적으로 활용될 수 있다.
본 연구는 호흡조절방사선치료(Respiration gated radiotherapy)를 위해 종양의 실제 움직임과 호흡조절감시장치로 측정한 피부움직임과의 차이를 분석하여 호흡조절방사선치료 시 발생 가능한 오차를 예측하고자 하였다. 호흡에 따른 종양의 움직임을 알아보기 위해 본원에서 2007년1월 10일부터 2월 28일까지 횡경막 주위의 종양 움직임이 큰 폐부위 환자8명, 복부부위 환자 2명에 대해 투시검사기와 호흡조절감시장치를 이용하여 종양의 움직임 영상 및 복부에 위치시킨 적외선 반사장치의 움직임을 측정하였으며, 이 두 측정값의 차이를 정량적으로 비교 평가하였다. 투시검사기에서 종양의 움직임은 $1.3{\sim}3.5cm$ 종축방향(craniocaudal direction)으로 측정되었으며, 호흡조절감시장치는 $0.43{\sim}2.19cm$ 종축방향(craniocaudal direction)의 움직임이 측정되었다. 두 측정값의 비는 $1.31{\sim}5.56$으로 나타났으며 정규화 한 두 값의 표준편차는 $0.08{\sim}0.87cm$ (평균 0.204 cm)로 나타났다. 위상차가 존재한 patient 3를 제외하면 평균 0.13 cm, 최대 0.23 cm의 차이를 보이고 있다. 호흡조절감시장치로 종양의 움직임을 예측할 경우 0.23 cm 차이 이내에서 잘 예측됨을 말 수 있었고, 이 결과로 호흡조절방사선치료 시 0.2cm 정도 오차범위 내에서 치료가 가능할 것으로 예측된다. 다만 위상차이가 있는 환자는 호흡조절방사선치료를 적용하지 않는 것이 바람직하다고 생각된다.
국내 원자력안전법, 산업안전보건법 및 최신 연구에 근거하여 우라늄 취급시설에서 종사자의 우라늄 섭취로 인한 방사선 위해의 최소화 및 화학적 독성 방지를 동시에 고려한 유도조사준위를 산출하였다. 본 연구에서 방사선 위해의 조사 준위는 연간 2 mSv-6 mSv의 예탁유효선량을 고려하였으며, 화학적 독성의 조사준위는 0.3 ${\mu}g$$g^{-1}$의 신장의 우라늄 농도를 고려하였다. 결과로써 핵연료가공시설에서 3.5% 농축우라늄 취급 시, 공기 중 우라늄 농도측정의 유도조사준위는 Type F, Type M 및 Type S 우라늄 급성흡입 시 화학적 독성에 근거한 STEL의 값인 0.6 mg $m^{-3}$으로 산출되었다. 또한 Type F 우라늄 만성흡입 시 유도조사준위는 화학적 독성에 근거한 15.21 ${\mu}g$$m^{-3}$으로 산출되었으며, Type M 및 Type S 우라늄 만성흡입 시 유도조사준위는 각각 방사선 위해에 근거한 0.41-1.23 Bq $m^{-3}$ 및 0.13-0.39 Bq $m^{-3}$으로 산출되었다. 폐 측정의 유도조사준위는 6개월 감시주기에서 Type M 우라늄 급성흡입 및 만성흡입 시 각각 0.37-1.11 Bq 및 0.39-1.17 Bq으로 산출되었으며, Type S 우라늄 급성흡입 및 만성흡입 시 각각 0.30-0.91 Bq 및 0.19-0.57 Bq으로 산출되었다. 이 값들은 일반적으로 사용되는 폐 측정 기기인 germanium 검출기의 검출한도인 4 Bq 이하로 나타나 폐 측정으로는 본 연구에서 설정한 조사준위를 만족시킬 수 없는 것으로 나타났다. 소변시료 분석에서 Type F 우라늄을 급성흡입 후 1개월 감시주기에서 유도조사준위는 화학적 독성에 근거한 14.57 ${\mu}g$$L^{-1}$로 산출되었다. 또한 Type M 우라늄을 급성흡입 및 만성흡입 시 1개월 감시주기에서 유도조사준위는 각각 방사선 위해에 근거하여 2.85-8.58 ${\mu}g$$L^{-1}$ 및 1.09-3.27 ${\mu}g$$L^{-1}$으로 산출되었다.
우리나라가 급속한 성장을 이루는 과정에서 원자력은 이를 뒷받침하며 함께 성장해 왔다. 그러나 그 과정에서 안전보다 성과를 강조하다보니 안전을 경시하는 비정상적 환경이 조성되었다. 그 결과 숨겨져 있던 과거의 원전 비리가 수면 위에 드러났고, 같은 시기에 후쿠시마 사고로 인한 오염수 유출과 전력난까지 발생하면서 국민의 불안과 불신을 가중시켰다. 국민들은 정부가 불안감을 해소해 주고 원칙을 지키는 안전규제, 신뢰할 수 있는 안전규제를 마련할 것을 요구하고 있다. 원자력 안전규제의 독립성을 확보하기 위해 지난 2011년 설립된 원자력안전위원회는 출범 이후 새로운 안전규제 제도 시스템을 마련하는 데 총력을 기울여 왔다. 원전 비리 같은 비정상 관행을 근절하기 위해 공급자 검사 제도, 성능검증기관 관리 제도 등 새로운 규제 시스템이 마련되었고, 방사선 작업 종사자 보호 강화와 생활 주변 방사선 감시 효율성 제고를 위한 다양한 제도적 장치들도 구비되었다. 이외에도 원자력안전규제기금 설치, 원전 부지별로 설치된 원자력안전협의회 실효성 제고 등 소통과 협업을 위한 시스템을 정착시켰다. 그러나 단순히 제도와 시스템이 만들어졌다고 해서 원자력 안전이 저절로 확보되는 것은 아니다. 차고 다닐 옥의 종류가 바뀌면 걸음걸이도 바꾸어야 한다는 개옥개행(改玉改行)의 고사성어에서처럼 제도가 바뀌면 그에 따른 일하는 방식 문화가 달라져야만 변경된 제도 시스템이 완전히 정착될 수 있을 것이다. 이를 위해서는 규제기관의 노력도 중요하지만 무엇보다 필요한 것은 원전 및 방사선 관련 사업자, 이해 관계자 나아가 일반 국민들이 이러한 달라진 제도 시스템을 이해하고 이에 적극 협조해 나가는 것이다. 본 기획 기사는 그러한 취지에서 그간 원자력안전위원회가 안전규제를 공고히 하기 위해 추진해 왔던 주요 규제 정책, 제도들을 소개하는 데 주안점을 두었으며, 이를 통해 원전 및 방사선 관련 사업자와 일반 국민들의 이해를 바탕으로 새로운 제도 시스템이 조기에 성공적으로 정착될 수 있기를 희망한다.
품질보증의 목적은 공정의 품질을 유지하기 위하여 계통적인 오류를 최소화하는 것이다. 통계적공정관리는 2005년 이후 방사선치료분야에서도 이용되기 시작하였으며 품질보증의 패러다임을 바꾸어가고 있다. 통계적공정관리의 목적은 공정의 안정성을 관리한계 내에서 유지하며 변동의 양상도 감시하기 위한 것이다. 통계적공정관리는 방사선치료 품질보증 전 분야에 적용 가능하지만, 이를 제대로 활용하기 위해서는 통계적공정관리에 대한 지식이 필요하다. 본 논문에서는 통계적공정관리의 개념을 설명하고 방사선치료분야에서 이를 활용한 연구들을 소개하였다.
최근 국내 방사선이용기관 수의 증가와 시설의 다양한 투자로 운영 및 안전관리가 복잡해지고 있다. 그러나 작업종사자 수와 방사선 시설증가에도 불구하고 방사선안전관리자 인력은 증가되지 않고 있는 실정이며, 소수의 방사선안전관리자에 의해 방사선작업종사자 등록 및 관리, 선원관리, 방사선량 감시, 배기 및 배수 등의 많은 업무가 관리되고 있다. 이러한 문제점은 방사선 사고발생의 직 간접적인 사고의 원인이 되고 있다. 본 연구에서는 방사선을 이용하는 시설의 효율적인 안전관리와 사고예방을 위한 방사선안전관리 업무절차를 도식화(Process Mapping)하였다. Process Mapping 개발을 위해 방사선안전관리 현안요건을 분석하고, 개별 절차상의 업무분석을 통해 방사선안전관리 체계를 정비하였다. 개발한 Process Mapping을 바탕으로 각 기관에 적합한 업무절차의 흐름을 명확히 구성함으로써 방사선을 이용하는 시설의 안전 위해 요인을 줄이고 방사선안전관리 체계를 개선할 수 있으며, 필요에 따라 Process Mapping을 수정보완하여 방사선안전관리에 효과적으로 사용할 수 있다.
We had developed the on-line environmental monitoring system which has installed around Kori Nuclear Power Plants and will be taken the place of the existing system. The system consists of a main computer and 11 sets of radiation monitoring post equipments. Nal(Tl) scintillation detectro was adopted in addition to ion-chamber detector and implemented with DCU(Dose Conversion Unit) and SCA(Single Channel Analyzer). Compared with the existing system, it has revised feature in the radiation measurements which are detection of artificial radioactivity and 2-ways of the radiatiion detectors. The field test trsults show that the developed radiation detecting equipments can measure environmental radiation withn 5.0% of the theoretical value.
원자력 관련시설에서는 방사선 오염공기가 시설 밖으로 누출되지 않도록 시설 내부를 상시 부압으로 유지하고, 또한 내부를 방사선 준위 별로 구분하여 구역 칸 차압을 유지하는 것이 중요하다. 환기설비 운영 중에 부압의 변동이 일어나기 쉬운데 HEPA 필터의 눈메꿈과 각 구역 간 출입문 개폐의 영향이 가장 크다. 환기계통운전에 있어서는 출입문 개폐상태 감시확인 및 HEPA 필터 등의 각 뱅크에 차압계를 설치하여 필터의 눈메꿈 상태를 주기적으로 측정하고 교체함으로써 방사성폐기물처리시설 내 부압 및 각 구역 간 차압을 일정하게 유지할 수 있었다.
일반적으로 개인방사선감시에 열형광선량계와 필름배지가 공식 개인선량계로 이용되어 왔고 현재까지도 가장 보편적으로 사용되고 있다. 하지만 최근에는 Si 다이오드와 G-M관을 이용한 능동형 개인피폭선량계가 개발 보급되고 있다. 개인피폭선량계는 누적선량을 실시간으로 알 수 있다는 장점을 가지고 있을 뿐만 아니라 선량률에 관한 정보도 제공하므로 높은 비용부담에도 불구하고 피폭관리의 용이함으로 인해 주목을 받고 있다. 따라서 본 연구는 수입에 의존해 온 개인피폭선량계를 대체하기 위해 반도체형 방사선 검출기를 설계하여 다양한 서비스를 부가할 수 있는 개인피폭선량계를 자체개발고, 선량계의 운영 및 판독을 위한 장치를 개발하였다.
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[게시일 2004년 10월 1일]
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