• 한국방사성폐기물학회:학술대회논문집
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• 한국방사성폐기물학회 2003년도 가을 학술논문집
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• pp.290-299
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• 2003

고준위 방사성 폐기물 처분장으로부터 유출된 핵종이 인간 생태계에 도달하여 어느 정도의 선량률로서 피폭을 일으키는가를 보이기 위한 생태계 피폭 모델링 및 평가 연구는 처분안전성 평가의 최종 단계로서 핵종 유출의 결과가 인간에게 어느 정도의 방사선 피폭을 주는가를 보이는 것이 그 주요한 내용이 된다. 이 연구를 통하여 도출된 시나리오 중에서 가장 기본이 될 수 있는 생태계에 대하여 AMBER를 사용하여 피폭 계산을 수행하여 선량 환산 인자 평가를 계산해 보았다. AMBER 코드는 핵종 이동 계산을 위해 여러 개의 구획을 설정하고 구획간의 핵종 이동은 핵종 전이 계수(mass transfer coefficient)를 이용하여 계산한다.

• Journal of Radiation Protection and Research
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• 제16권1호
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• pp.1-13
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• 1991

국내 12개 지역의 340여 실내에서 측정한 라돈농도로부터 단순한 수학적 폐선량 평가모형을 이용하여 주민의 실효선량당량을 평가하였다. 수동적 시간적분형 CR-39 라돈컵으로 1990년 4월부터 10월까지 $3{\sim}4$개월 동안 측정 한 실내의 라돈농도는 지역별로 $33.82{\sim}61.42 Bq/m^3$(평균 : $48.90 Bq/m^3$)의 분포를 보였으며, 이로 인한 라돈자핵종의 평형등가라 돈농도$(EEC_{Rn})$는 라돈과 자핵종간의 평형인자의 값 0.4를 적용했을 때 $13.53{\sim}24.57Bq/m^3$(평균 : $19.55 Bq/m^3$)으로 예상되었다. 국제방사선방어위원회의 폐모형에 근거한 본 연구의 폐선량 평가모형에서 유도된 단위 평형등가라돈농도의 피폭당 실효선량당량환산 인자는 $1.07{\times}10^{-5}\;mSv/Bq\;h\;m^{-3}$으로 국제방사선방어위원회나 국제연합 방사선영향평가 과학위원회(UNSCEAR)에서 권고한 값과 잘 일치하였다. 동 선량환산인자와 CR-39 라돈 컵으로 측정 한 실내 의 평균 평형등가라돈농도를 년간 $0.75 m^3/h$의 호흡율로 호흡한 것으로 가정했을 때, 주민이 받는 년평균 폐선량당량 및 실효선량당량은 갹각 20.90 mSv 및 1.25 mSv인 것으로 평가되었다. 동 피폭선량은 국제연합(UNSCEAR)에서 1988년에 발표한 일반인의 년평균 자연방사선피폭 실효선량당량인 2.40mSv의 거의 50%에 상당하였다.

• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 1997년도 추계학술발표회논문집(1)
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• pp.115-120
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• 1997

영광3호기 방사선관리구역에 대한 중성자선량률을 정확히 평가하기 위하여 MCNP4A 전산코드를 이용, 방사선관리구역에서의 중성자 스펙트럼 계산을 수행하였다. 영광3호기에 대한 보다 정확하고 정밀한 3차원 몬테칼로 모델을 구축하기 위하여 핵연료집합체 구성요소 및 원자로심을 둘러싸고 있는 baffle, barrel,압력용기 등을 정확하게 묘사하였으며, 특히 방사선관리구역 주위의 구조물에 대해서도 3자원 MCNP 모델을 구축함으로써 원자로심부터 방사선관리구역까지 완전한 몬테칼로 모사(full-scope Monte Carlo simulation)를 이용한 계산을 수행하였다. 계산결과는 에너지 구간에 따른 중성자속 스펙트럼으로 나타내었으며 이 결과를 바탕으로 중성자속에 대한 선량률 환산인자를 고려하여 중성자선량률을 계산할 수 있다.

• Journal of Radiation Protection and Research
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• 제14권2호
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• pp.23-29
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• 1989

이중관 형태의 라돈 표준선원을 제작하여 루카스셀의 계수치 (cph)를 라돈농도로 나타내기 위한 환산인자를 측정한 결과 라돈 표준선원을 실온으로 하였을 때는 0.031$\pm$0.001 (pCi/l)/(cph/Cell)였다. 사무실 내에서 라돈과 라돈 자핵종의 농도를 측정한 값은 $^{222}Rn,\;{\rightarrow}^{218}Po\;{\rightarrow}^{214}Pb,\;{\rightarrow}^{214}Bi$ 의 평균 농도가 각각 0.87, 0.53, 0.35, 0.26 pCi/l 였다. 이때 전체 방사평형인자와 WL의 평균 값은 각각 0.40, 3.33${\times}10^{-3}$ 이며 측정 지점에서 연간 피폭되는 방사선량으로 환산하면 약 30 mren 이다.

• Journal of Radiation Protection and Research
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• 제1권1호
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• pp.1-9
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• 1976

핵임계사고시(核臨界事故時)에 방출(放出)되는 속중성자(速中性子)가 산란중성자(散亂中性子)로 중첩(重疊)되어 있는 상태(狀態)에서 방사화(放射化) 및 발단방사화검출기(發端放射化檢出器)를 이용(利用)하여 속중성자(速中性子)를 측정(測定) 및 해석(解析)할 수 있는 한 방법(方法)을 제안(提案)하였으며 이 측정(測定)에 있어서 주요인자(主要因子), 즉(卽) 몇개의 발단방사화검출기(發端放射化檢出器)에 대(對)한 평균핵반응단면적(平均核反應斷面積)과 중성자당선량환산계수(中性子當線量換算係數)를 전자계산기(電子計算機)로 계산(計算)하였다. 그 결과(結果) 핵분열중성자(核分裂中性子)의 스펙트럼 측정(測定)에는 발단(發端)에너지가 높은 검출기(檢出器)가 유리(有利)한 것에 반(反)해 발단(發端)에너지가 낮은 것은 산란매질(散亂媒質)이 없는 핵임계장치(核臨界裝置)의 사고시(事故時)에 있어서 속중성자(速中性子)의 시적분선속밀도(時積分線束密度) 측정계(測定計) 유용(有用)한것 같았다. 그리고 유황(硫黃)의 (n, p) 핵분열(核分裂)에 대(對)한 평균단면적(平均斷面積)은 핵분열(核分裂) 중성자(中性子)의 해석적(解析的) 표현식(表現式)에 무관(無關)한 것 처럼 보였다 .그밖에 중성자당(中性子當) 선량환산계수(線量換算係數)의 변화(變化)는 핵분열(核分裂) 중성자(中性子) 스펙트럼의 해석적(解析的) 표현식(表現式)과 핵분열상태(核分裂形態)에 따라 민감(敏感)하게 변화(變化)되지 않은 것 같았다.

• Journal of Radiation Protection and Research
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• 제28권3호
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• pp.199-206
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• 2003

대표적인 수학적 팬텀인 MIRD팬텀은 개발 당시 컴퓨터 계산시간을 단축하기 위해 단순화된 수학방정식으로 표현되었으며 본래 내부피폭 선량계산에 이용하기 위해 제작되었으므로 실제 인체구조에 근접하는 정도와 외부피폭 선량계산 용도로서의 적합성 여부를 평가할 필요가 있다. 본 연구에서는 인체의 단층촬영영상을 이용하여 제작된 Zubal 체적소팬텀과 MERD팬텀이 가장 일반적인 피폭모드인 AP 및 PA모드 감마선장에 노출될 때 장기선량 계산결과 및 단층영상을 비교하여 선량차이의 주요 원인이 되는 MIRD팬텀의 몸통두께를 수정하였다. AP와 PA방향으로 입사하는 0.05MeV에서 10MeV의 에너지 범위를 가진 넓고 평행한 단일 에너지 감마선장에 대해 MIRD팬텀과 Zubal팬텀의 장기선량을 MCNP4C를 이용하여 계산 및 비교한 결과 저에너지 영역에서 AP와 PA방향 모두 MIRD팬텀이 Zubal팬텀보다 높은 선량을 받았으며 유효선량의 경우 특히 PA방향, 0.05MeV 광자빔에 대해서 50%에 가까운 선량차이를 보였다 몸통부분 단층영상을 비교한 결과 Zubal팬텀에 비해서 MIRD팬텀의 몸통 두께가 얇아서 나타나는 결과임을 확인하게 되었고 MIRD몸통두께의 최적값을 찾아내기 위해 20cm에서 32cm까지 변화시켜가며 원전 작업환경에서 가장 많이 받게되는 0.5MeV 감마선에 대한 유효선량을 계산하여 비교하였다. AP방향에서는 24cm, PA방향에서는 28cm일 때 최소의 선량차이를 보이는 것으로 나타났고 이에 따라 몸통모델을 수정하였다. 수정된 MIRD팬텀을 이용하여 장기선량을 재계산하여 Zubal팬텀의 선량과 비교한 결과 특히 PA방향에서 큰 과대평가를 보였던 장기들의 선량차이가 현저하게 줄었고 유효선량의 경우 0.5 MeV 광자빔에 대해 AP, PA방향 각각 -0.5%와 7.3%의 낮은 선량차이를 보였다. Zubal팬텀에 의해 계산된 선량환산인자는 ICRP74에서 제공하는 값과 큰 차이를 보이고 있으며 수정된 MIRD팬텀은 Zubal팬텀의 값에 준하는 결과를 보였다. 본 연구에서 수정된 MIRD팬텀은 기존에 사용되던 선량환산계수의 수정에 사용될 수 있으며 수학적팬텀의 장점을 살리면서 실제 인체에 근접한 선량계산을 수행할 수 있다.

• Journal of Radiation Protection and Research
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• 제22권4호
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• pp.299-307
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• 1997

점선원 주위에 형성되는 방사상의 감마선장에서 개인선량당량 $H_p$, 유효선량 E, 성별 유효선량 $E^m$과 $E^f$를 MIRD형 남녀 모의 피폭체를 이용하여 평가하였다. 선원은 신체의 전방 각각 15, 40 및 100 cm 거리의 여러 높이에 있는 것으로 하였고 방사성 핵종으로는 시범적으로 $^{137}Cs$과 $^{131}I$을 선정하였다. 성별 유효선량에서는 일부 예외적인 경우-예를 들면 선원이 생식선 앞에 위치할 때-를 제외하고는 대체로 여성의 경우가 크게 나타났으나, 남녀 평균값과의 차이는 크지않아 방사상 감마선장에서 성별 유효선량환산인자를 사용할 필요성은 없었다. 선량계를 가슴에서 하복부까지의 몸통 전방에 착용할 경우에는 $H_p$/E의 비가 약$1{\sim}3$의 범위에 있었고 극단적인 경우는 0.34에서 6.5까지 큰 편차를 보였다. 그러나 일반적인 방사선원 취급방법과 선량계 착용위치(흉곽 전방)를 가정하고, 선량계가 넓고 평행한 방사선장에서 유효선량에 대해 교정된다면 평행하지는 않지만 넓은 빔인 방사상 감마선장에 대해서는 용인할 수 있는 오차의 범위에서 유효선량 평가치를 제공할 수 있을 것으로 나타났다.

• 한국방사선학회논문지
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• 제7권4호
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• pp.277-284
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• 2013

심혈관 촬영 시 선량감소를 위해 실무자가 조절 가능한 기하학적 특성을 살펴보고, 각 특성에 따른 유효선량을 비교해 보았다. 인체 모형 팬텀을 이용하여 투시촬영과 영화촬영을 시행하였고, 선량의 측정은 심혈관 장치의 DAP meter를 이용하여 DAP 값을 유효선량으로 환산하였다. 먼저 영화촬영은 투시촬영에 비해 기하학적 특성 전반에 걸쳐서 선량이 약 6-7배 높았다. FPS mode에 따른 선량은 FPS를 낮게 설정할수록 선량이 70%까지 감소하였다. 선관 각도에 따른 선량은 LAO $45^{\circ}$+Caudal $30^{\circ}$이 가장 높게 측정되었고, 조사야 조절장치를 많이 적용할수록 선량은 감소하였다. X-선관과 영상증배관의 거리가 10 cm 멀어질수록 투시촬영과 영화촬영에서 각각 선량이 25-35%까지 증가하였다. FOV가 확대될수록 선량이 1.21-2배 증가하였고, 테이블과 영상증배관 거리가 10cm 멀어질수록 선량은 1.11-1.25배 까지 증가하였다. 따라서 본 연구에서 실험한 기하학적 특성인 FPS mode, 선관 각도, 조준기, 선관과 영상증배관 거리, 테이블과과 영상증배관 거리, FOV 영상 확대 등은 중재적 시술 시 실무자가 수시로 조절 가능한 인자이며, 각 특성에 따라 선량 감소 효과를 기대할 수 있다.

• 방사성폐기물학회지
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• 제2권1호
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• pp.60-67
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• 2004

연구로 1,2호기 해체과정에서 발생되는 많은 양의 철재폐기물 중 자체처분대상 철재폐기물을 대상으로 재활용하는 경우에 대해서 피폭방사선량을 평가하고, 규제해제농도기준(안)을 도출하였다. 평가도구는 RESRAD-RECYCLE ver 3.06을 이용하여 ICRP60에서 제시하고 있는 유효선량 개념에 근거한 내부피폭 선량환산인자를 수정하였고, IAEA Safety Series 111-P-1.1 및 NUREG-1640을 적용하여 예상되는 최대개인선량 및 집단선량을 평가하였다. 0.4 Bq/g의 철재폐기물에 대한 RESRAD-RECYCLE 전산코드의 평가결과 개인최대선량 및 집단선량은 23.9 $\mu$Sv/y, 0.11 man$.$Sv/y이다. 최종적인 핵종별 규제해제농도기준은 일반평가방법과 세부평가결과를 종합하여 가장 보수적인 평가결과를 추출하여 결정하였다. 그 결과 $Co^{60}$, C $s^{137}$ 핵종에 대한 규제해제농도준위는 1.14${\times}$$10^{-1}$ Bq/g미만이 되어야 국내 원자력법에서 정하고 있는 처분제한치(최대개인선량 : 10 $\mu$Sv/y, 집단선량 : 1 man$.$Sv/y)를 만족할 수 있다.

• 한국방사성폐기물학회:학술대회논문집
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• 한국방사성폐기물학회 2003년도 가을 학술논문집
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• pp.660-664
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• 2003

연구로 1,2호기 해체과정에서 발생되는 많은 양의 금속폐기물 중 자체처분대상 금속폐기물을 대상으로 재활용하는 경우에 대해서 피폭방사선량을 평가하고, 규제해제농도기준(안)을 도출하였다. 평가도구는 ,RESRAD-RECYCLE ver 3.06을 이용하여 ICRP60에서 제시하고 있는 유효선량 개념에 근거한 내부피폭 선량환산인자를 수정하였고, IAEA Safety Series III-P-1.1 및 NUREG-1640을 적용하여 예상되는 최대개인선량 및 집단선량을 평가하였다. 0.4Bq/g의 금속폐기물에 대한 RESRAD-RECYCLE 전산코드의 평가결과 개인최대선량 및 집단선량은 23.9 ${\mu}Sv/y$, 0.11 man$\cdot$Sv/y이다. 최종적인 핵종별 규제해제농도기준은 일반평가방법과 세부평가결과를 종합하여 가장 보수적인 평가결과를 추출하여 결정하였다. 그 결과 $Co^60$, $Cs^137$ 핵종에 대한 규제해제농도준위는 $1.67{\times}10_{-1}$ Bq/g미만이 되어야 국네 원자력법에서 정하고 있는 처분제한치(최대개인선량 : 10${\mu}Sv/y$, 집단선량 : 1man$\cdot$Sv/y)를 만족할 수 있다.