• Journal of Radiation Protection and Research
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• 제11권1호
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• pp.57-64
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• 1986

우라늄, 플루토늄 및 그 자핵종(子核種)으로부터 방출(放出)되는 저(低)에너지감마선(線) 또는 저(低)에너지영역(領域)의 X-선(線)스펙트럼으로부터의 필름배지 개인피폭선량해석(個人被曝線量解析) 및 평가(評價)에 필요(必要)한 기술자료(技術資料)를 제공(提供)하였다. 필름배지는 한국핵연료개발공단(韓國核燃料開發公團)(현(現) 한국(韓國)에너지연구소(硏究所))에서 개발(開發)한 것이며, 저(低)에너지표준선원(標準線源)은 방사선량강도(放射線量强度)의 손실(損失)을 최소(最少)로 유지(維持)하면서 가능(可能)한 한 X-선(線)스펙트럼폭(幅)을 금속(金屬)필터로 좁게 줄인 X-선(線)을 이용(利用)하였다. 그 결과(結果) 얻은 X-선(線)에너지는 49 keV, 154 keV 및 256 keV 이었으며, 이 값은 Kramer의 이론적계산결과(理論的計算結果)와 잘 일치(一致)하였다. 이들 에너지 군별(群別) X-선(線)의 필름광학밀도(光學密度)와 선량(線量)과의 관계(關係)는 Matrix 법(法)으로 해석(解析)하여 측정광학밀도(測定光學密度)로부터 저(低)에너지 X-선(線)의 개인피폭선량(個人被曝線量)을 직접(直接) 환산(換算)할 수 있게 되었다. 이 결과(結果)는 국내(國內) 방사선작업(放射線作業) 종사자(從事者)들의 개인피폭선량측정자료(個人被曝線量測定資料)의 균질성(均質性) 향상(向上)에 기여(寄與)하게 될 것이다.

• 방사선산업학회지
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• 제17권2호
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• pp.151-160
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• 2023

The International Atomic Energy Agency (IAEA) proposes 11 industries that handle Naturally Occurring Radioactive Material (NORM) that are considered to need management. A water treatment facility is one of the above industries that takes in groundwater and produces drinking water through a water treatment process. Groundwater can accumulate natural radionuclides such as uranium and thorium in raw water by contacting rocks or soil containing natural radionuclides. Therefore, there is a possibility that workers in water treatment facilities will be exposed due to the accumulation of natural radionuclides in the water treatment process. The goal of this study is to evaluate the external radiation dose according to the working type of workers in water treatment facilities. In order to achieve the above goal, the study was conducted by dividing it into 1) analysis of the exposure environment, 2) measurement of the external radiation dose rate 3) evaluation of the external radiation dose. In the stage of analyzing the exposure environment, major processes that are expected to occur significantly were derived. In the measurement stage of the external radiation dose rate, a map of the external radiation dose rate was prepared by measuring the spatial radiation dose rate in major processes. Through this, detailed measurement points were selected considering the movement of workers. In the external radiation dose evaluation stage, the external radiation dose was evaluated based on the previously derived external radiation dose rate and working time. As a result of measuring the external radiation dose rate at the detailed points of water treatment facilities A to C, it was 1.90×10^-1 to 3.75×10⁰ μSv h^-1, and the external radiation dose was analyzed as 3.27×10^-3 to 9.85×10^-2 mSv y^-1. The maximum external radiation dose appeared during the disinfection and cleaning of activated carbon at facility B, and it is judged that natural radionuclides were concentrated in activated carbon. It was found that the external radiation dose of workers in the water treatment facility was less than 1mSv y^-1, which is about 10% of the dose limit for the public. As a result of this study, it was found that the radiological effect of external radiation dose of domestic water treatment facility workers was insignificant. The results are expected to contribute as background data to present optimized safety management measures for domestic NORM industries in the future.

• 한국콘텐츠학회논문지
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• 제12권3호
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• pp.244-250
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• 2012

본 연구는 현재 법령 개인선량계인 PLD와 TLD의 선량 분석을 통해 성능 차이를 알아보고자 하였다. 자동판독장치를 이용해 PLD와 TLD의 적산선량을 판독 후 선량 교정 과정을 거친 두 소자의 값은 70kVp, 200mA, 0.012sec와 42kVp, 100mA, 0.012sec의 각각의 촬영조건에서 TLD는 PLD 측정 시와 통계적 차이를 나타냈다(각각 p<0.001, p<0.001). DAP와 두 소자의 측정값 차이는 70kVp, 200mA, 0.012sec 촬영조건에서 TLD는 DAP 평균값보다 $44.2mGy{\cdot}cm^2$이 낮은 값이 나타났고, PLD는 DAP 평균값에 $15.5mGy{\cdot}cm^2$이 낮은 $246.8mGy{\cdot}cm^2$으로 나타났다. 42kVp, 100mA, 0.012sec 촬영조건에서는 TLD는 DAP 평균 값의 $17.9mGy{\cdot}cm^2$이 낮은 값을 보였으며, PLD는 DAP 평균값에 $7.6mGy{\cdot}cm^2$이 낮은 $82.6mGy{\cdot}cm^2$으로 나타나 PLD가 DAP에 더 근접한 값을 보였다. 또한 PLD에 비해 TLD는 10개의 각 소자마다 측정된 선량 값에서 소자 상호간의 편차가 크게 나타났고, 1개의 소자를 반복 측정한 재현성 실험에서 PLD는 ${\pm}1%$ 이내로 TLD ${\pm}2%$ 보다 낮게 나타났다. 따라서 PLD가 TLD에 비해 선량 측정 능력면에서 더 우수한 결과가 나타났고, 진단용 방사선영역에서 방사선작업종사자의 개인피폭 관리에 PLD가 더욱 적합하고 유리함을 확인할 수 있었다.

• Journal of Radiation Protection and Research
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• 제40권4호
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• pp.216-222
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• 2015

천연방사성물질을 취급하는 산업시설의 종사자들은 공정에서 발생하는 공기 중 입자의 흡입에 의해 만성적인 내부피폭을 받을 수 있다. 방사성 물질을 함유한 공기 중 입자 흡입에 의한 내부피폭은 입자의 크기, 모양, 밀도, 흡수형태에 따라 달라진다. 본 연구에서는 공기 중 부유 입자의 물리화학적 특성에 따른 피폭방사선량 민감도를 평가하였다. 흡입에 의한 내부피폭선량 평가는 국제방사선방호위원회 66 인체호흡기모델을 이용하였다. 일반적으로 입자의 크기가 감소할수록 예탁유효선량은 증가하는 경향을 보였으며, 입자 크기 $0.01{\mu}m$와 $100{\mu}m$ 에서의 피폭방사선량은 $^{238}U$ 의 경우 약 100 배, $^{230}Th$ 의 경우 약 50 배 차이를 보였다. 모양인자가 작을수록 피폭방사선량은 높게 나타났으며, 모양인자가 1 일 때 피폭방사선량은 모양인자가 2 일 때 보다 18% 높았다. 입자의 밀도가 증가할수록 피폭방사선량은 높게 나타났으며, 입자 밀도가 $11g{\cdot}cm^{-3}$ 인 경우 피폭방사선량은 밀도가 $0.7g{\cdot}cm^{-3}$ 인 경우에 비해 60% 높게 나타났다. $^{238}U$ 의 경우 피폭방사선량은 흡수형태 S, M, F 순으로 높게 나타났으며, 흡수형태 S 의 경우 F 에 비해 피폭방사선량이 약 9 배 높게 나타났다. $^{230}Th$ 의 경우 피폭방사선량은 흡수형태 F, M, S 순으로 높게 나타났으며, 흡수형태 F 의 경우 S 에 비해 피폭방사선량이 약 16 배 높게 나타났다. 민감도 평가에서 나타난 것처럼 입자의 물리화학적 특성을 고려하지 않고 피폭방사선량을 평가하는 경우 평가값은 실제값에 비해 수십 혹은 수백 배 이상 왜곡 될 수 있다. 천연방사성물질을 취급하는 작업장에서 종사자의 정확한 피폭방사선량 평가를 위해서는 취급하는 물질, 작업환경 등을 고려하고 입자의 물리화학적 특성값을 실측하여 실시하는 것이 바람직하다.

• 핵의학기술
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• 제14권2호
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• pp.177-180
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• 2010

PET 검사의 의료보험 급여화 및 연구용 수요가 증가하면서 작업종사자들의 피폭이 문제가 되고 그 문제점들을 해결하기 위해 고가의 의료장비 구입이 필요하게 되었다. 하지만 cyclotron실에서 운영하는 장비들은 수 천만원에서 수 억원을 호가하는 고가의 장비들이 많이 있어 의료기관에서 구입하기 어려운 점이 있다. 작업자가 원하는 기능만 갖춘 장비를 해당 부속품 구입이 가능하다면 적은 비용으로도 충분히 자체 제작할 수 있다. 국립암센터 핵의학과에서는 적은 비용으로 장비를 제작, 사용하고 작업자의 업무까지 개선한 두가지 의료장비를 사례 별로 소개하려고 한다. 첫 번째 사례는 방사성동위원소($^{18}F$) 분주장치로 국립암센터 핵의학과 cyclotron실에서는 의공학과와의 협력으로 시중에서 구할 수 있는 아크릴판 1개, 3-way valve 7개, tubing 등을 구하여 분주기 본체를 만들어 hot cell 내부에 설치하고, switching box를 hot cell 밖에 설치하여 외부에서 분주장치를 조절할 수 있게 제작하였다. 이 제작된 분주기 본체를 cyclotron에서 생산된 방사성동위원소 transfer line에 설치하였다. 두 번째 사례는 $^{18}F$-FDG 자동 분주기로 국립암센터 핵의학과 cyclotron실에서는 의공학과와의 협력으로 분주기의 본체가 되는 부분은 cavro pump syringe를 사용하였고, 일정량을 분주할 수 있는 프로그램은 의공학과가 자체 제작하였다. $^{18}F$-FDG 자동 분주기는 hot cell 내부에 설치하고 자동분주기에 케이블선을 사용하였으며 hot cell 밖의 PC에 연결하여 PC에서 $^{18}F$-FDG 자동 분주기를 조절할 수 있게 제작하였다. 첫 번째 사례인 방사성동위원소($^{18}F$) 분주장치는 2007년 3월부터 현재까지 국립암센터에 cyclotron실에서 사용해 본 결과 생산된 방사성동위원소를 switching box를 사용하여 간단하게 원하는 방사성의약품 합성 module로 보낼 수 있었고, collecting vial 내 transfer line을 조정하여 생산된 방사성동위원소를 여러 합성 module로 분배할 수도 있게 되었다. 두 번째 사례인 $^{18}F$-FDG 자동 분주기는 2009년 8월부터 현재까지 국립암센터에 cyclotron실에서 사용해 본 결과 원하는 vial에 방사성의약품을 분배할 수 있었다. 두 가지 사례를 통하여 국립암센터 핵의학과 cyclotron실에서 고가의 장비를 최소가격으로 자체 제작하여 비용 절감 효과를 얻을 수 있었고 작업종사자의 방사선 피폭량을 감소시켰으며 다수의 부서가 협력하여 자발적으로 공동의 문제를 해결하는 프로세스를 확립시켰다.

• 디지털융복합연구
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• 제12권4호
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• pp.427-435
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• 2014

본 연구는 두개부 혈관조영실에서 시행되는 중재적시술 시 거리 및 방향 별로 공간산란선량의 분포를 측정함으로써 산란선 노출범위를 알고, 방사선관계종사자에게 적절한 작업위치와 거리 등을 인지하여 스스로 산란선으로 부터 최소의 피폭을 받을 수 있도록 하는데 목적이 있다. 팬텀에서 반시계 방향으로 $45^{\circ}$ 각도로 분류하여 7방향의 구획 방향(A, B, C, D, E, F, G)을 설정하고, 팬텀의 중심에서부터 길이를 측정하여 각 방향마다 50cm, 100cm, 150cm, 200cm로 분류하였다. 총 28곳에서 투시의 정면, 측면, 양방향의 공간선량을 측정하여 분석하였다. 측정된 선량은 거리 별로는 50cm에서 가장 높게 측정되었으며, 200cm로 거리가 증가할수록 선량이 급격히 감소하였다. 동일한 구역에서라면 저격촬영의 공간선량이 거리와 방향에 따라 크게는 9배 이상 차이가 나타났다. 방호용 칸막이 설치만으로 약 84.52%~93.54% 이상의 피폭선량이 감쇄되었다.

• 비파괴검사학회지
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• 제22권5호
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• pp.490-499
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• 2002

국내 감마선투과검사용 조사장치는 1,000여대로 2,500여명의 종사자가 대부분 수동으로 원격 조작하는 실정으로 작업의 효율화와 방사선피폭 저감화를 위하여 자동 원격조작기의 사용이 요구된다. 이에 연구팀은 실무에 적합한 토크와 안전계수로부터 $54kgf{\cdot}cm$의 출력을 지닌 24V, 200W의 BLDC모터를 이용하여 $0.4{\sim}1.2m/s$ 범위의 선원 이동 속도를 조절할 수 있는 구동장치와 RF 센서로 구동 속도 조절, 광전센서에 의한 선원 위치 및 timer로 노출시간을 제어할 수 있는 무선 원격조작기를 개발하였다. 이와 같이 개발한 자동원격조작기는 AC 와 DC 겸용, 그리고 기존의 수통 원격조작기에 탈착이 가능하여 자동과 수동을 겸용할 수 있는 경제적 이점 등으로 활용도가 클 것으로 기대된다.

• Journal of Radiation Protection and Research
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• 제32권2호
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• pp.45-50
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• 2007

본 연구는 한국인 특성에 대해 보다 신뢰할 수 있는 방사성핵종의 체내 흡수선량 평가를 위한 일환으로 $^{131}I$을 선정하여 체내 각 장기별 잔류율 및 소변 일일배설률을 측정하였다. 실험방법은 성인남성 28명을 대상으로 $^{131}I$을 경구 투여한 후, 시간대별(2, 4, 6, 24시간) 갑상선, 간, 위, 소장, 신장, 소변의 방사능을 측정하고 이를 이용하여 각 장기별 잔류율 및 소변 일일배설률을 산출하였다. 그 결과, $^{131}I$ 투여 24시간 후 갑상선이 평균 19.70%의 잔류율과 71.12%의 소변 일일배설률을 나타냈으며, 갑상선을 제외한 각 장기는 투여 2시간 후 최고 잔류율 및 최고 소변 일일배설률을 보이나, 이후 감소하는 경향을 보였다. 또한 잔류율이 높은 장기 순서는 갑상선을 제외하고 위, 왼쪽 신장, 간, 소장, 오른쪽 신장으로 나타났다. 본 연구를 통해 산출된 방사성옥소의 섭취 24시간 후 갑상선 잔류율 변화는 기존 30%로 보고된 ICRP-54/67 및 25% 잔류율로 보고된 ICRP-78의 자료와 차이를 나타냈다. 한국인의 특성에 맞는 체내 흡수선량 평가의 올바른 접근과 그에 따른 기초 자료의 확보는 향후 원자력 발전소의 작업 종사자 내부피폭 및 임상에서 발생 가능한 체내 피폭의 정량적 평가에 도움을 줄 수 있을 것으로 판단된다.

• 핵의학기술
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• 제16권1호
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• pp.38-43
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• 2012

목적 : $^{18}F$-FDG 방사성핵종이 투여된 환자가 사용하는 전용화장실의 표면오염도 및 공간선량율을 측정하여 같은 구역 내에 근무하고 있는 작업종사자들에 미치는 영향에 대하여 고찰해 보고자 한다. 대상 및 방법 : 2011년 1월부터 2011년 6월까지 $^{18}F$-FDG 370 MBq (10 mCi) 방사성핵종이 투여된 후 전용화장실을 1회 사용한 대상 환자는 본원이 60case(그룹1), 부천성모병원은 일평균 환자 수에 따라 50case(그룹2)와 10case(그룹3)으로 분류하였다. 방사선 측정기를 이용한 측정시간은 08:00, 10:00, 13:00, 15:00, 17:00이었으며 측정부위는 좌변기 4부위, 세면대, 휴지통이었다. 병원별 전용화장실의 3개월간 피폭누적량을 측정하였으며 PET/CT를 운영하는 병원을 대상으로 설문조사를 실시하여 전용화장실 유무 및 종사자들의 이용현황에 대하여 알아보았다. 결과 : 그룹1, 그룹2, 그룹3에 대한 일평균 환자 수는 $12.18{\pm}1.33$명, $6.62{\pm}2.21$명, $10.5{\pm}1.58$명이었다. 그룹1, 그룹2, 그룹3에 대한 좌변기의 평균 표면오염도($Bq/cm^2$)는 $8.38{\pm}4.56$, $2.64{\pm}3.90$, $4.59{\pm}4.38$로 그룹1에서의 표면오염도가 그룹2, 그룹3보다 높은 것으로 나타났으나($p$<0.05) 1 m 높이에서의 표면오염도 및 공간선량율에서는 그룹3, 그룹2, 그룹1순으로 높게 나타났다($p$<0.05). 그룹1에서의 세면대 및 휴지통의 표면오염도($Bq/cm^2$)는 $0.12{\pm}0.12$, $25.26{\pm}22.55$이었다. 표면오염도 수준을 단계별로 구분하여 제시하여 보았을 때 측정시간별 표면오염도 차이는 그룹1이 그룹2, 그룹3보다 높게 나타났다($p$<0.05). 개인피폭선량계를 이용하여 측정된 피폭누적량은 본원이 0.78 mSv/3개월, 부천성가병원이 0.37 mSv/3개월이었다. 전용화장실의 공동사용에 대한 설문조사에서 조사대상 31개 병원 중에 16.12%인 5개병원에서 환자와 함께 이용하는 것으로 나타났다. 결론 : 일평균 환자수가 많을수록 전용화장실의 표면오염도가 높아지는 것으로 나타났다. 특히 휴지통의 표면오염도는 원자력법에서 고시하고 있는 기준값인 $4Bq/cm^2$를 훨씬 초과한 것으로 나타났으나 화장실 전체공간에 대한 피폭누적량은 작게 나타났다. 설문조사 결과를 참조해 볼 때 환자들과 같이 사용하는 기관들이 있었음으로 전용화장실 이용에 대한 특별한 주의와 적절한 제염이 필요할 것으로 사료된다.

• 방사성폐기물학회지
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• 제14권4호
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• pp.343-356
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• 2016

한국원자력환경공단에서는 국내 경수로 원전에서 발생한 사용후핵연료를 건식으로 저장하기 위하여 안전성을 최우선으로 국내/외 기술기준을 준수하여 금속겸용용기를 개발하였다. 이러한 금속용기는 50년 동안 주요 안전성요소(구조, 열제거, 격납, 임계방지, 방사선차폐 등)에 대한 건전성을 유지하고, 운영기간 중 유지보수 과정에 폐기물의 발생을 최소화 하고 이를 안전하게 관리할 수 있도록 설계하였다. 본 논문은 설계수명이 종료된 금속용기 본체 및 내/외부 구조물에 대한 방사화 평가를 통해 정량적인 방사능 재고량에 대한 정보를 제공한다. 본 논문에서는 금속용기 본체 및 구성품의 방사화 방사능 재고량은 MCNP5 ORIGEN-2 평가체계를 이용하여 계산하였으며, 각 구성품의 화학조성, 중성자속 분포, 반응률 및 저장기간 동안 중성자조사 기간을 반영하여 평가하였다. 평가결과, 설계수명 이후 10년 경과시 모든 금속재질에서 $^{60}Co$의 방사능이 기타 핵종들에 비하여 가장 큰 방사능을 띄는 것으로 나타났으며, 중성자차폐체인 수지에서는 수명직후 $^{28}Al$ 및 $^{24}Na$등의 고에너지 감마선을 방출하는 핵종은 반감기가 짧아 0.5년 이후에는 무시할 수 있는 수준으로 나타났다. 또한, 사용후핵연료 제거후 캐니스터 및 금속용기 본체에 대한 표면 선량률 평가결과, 상당히 낮은 값을 나타내어, 해체 시 작업자가 받는 피폭선량은 무시할 수 있는 수준으로 평가되었다. 본 평가방법은 사용후핵연료 금속겸용용기 해체 시 계획의 수립 및 해체작업 종사자의 피폭선량 예측, 방사성폐기물의 관리/재활용 등의 기본자료로 활용할 수 있을 것으로 사료된다.