• Nuclear Engineering and Technology
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• 제30권4호
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• pp.308-317
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• 1998

Ensuring occupational radiation exposure(ORE) as low as is reasonably achievable(ALARA) has been one of very important requirements in a nuclear power plant. It is well known that about 70 percent of occupational dose has incurred from maintenance jobs in the outage period. To reduce occupational dose effectively, the high-dose jobs in the outage period should be identified with their dose reduction potentials and methods. In this study, a PC-based ORE database program, INSTORE, is developed to evaluate ORE doses in individual jobs, and the ORE data of Kori Units 3 and 4 are assembled to the database. Based on customary job classification, radiation work is classified into 26 main jobs which comprise 61 detailed jobs, and occupational doses are assessed according to each detailed job. As a result, high-dose jobs are identified with dose reduction priority in terms of collective ORE dose. It is recommended that adeqaute dose reduction methods for these jobs should be prepared to improve their working conditions and procedures.

• 원자력산업
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• 제16권6호통권160호
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• pp.72-81
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• 1996

한국원자력연구소의 로봇개발팀에서는 중장기 연구 개발 과제가 이루어지기 이전인 87년부터 원자력 기초/기반 기술 연구 분야로서 원격 조작 기술, 고지능 로봇 기술 등을 기본 과제 형태로 자체 추진하여 핵심 요소 기술을 구축하였으며, 92년부터는 원자력 중장기 연구 개발 과제와 연계하여 인간의 접근이 제한된 고방사선 지역에서의 감시 및 점검 작업 로봇 분야를 집중 연구 개발하기 시작하였다. 개발 대상인 원격 제어 로봇 시스템은 원자력발전소에서의 점검 및 감시 작업을 원격/무인/자동화하여, 사람이 접근하기 어려운 고방사선 환경하에서의 감시$\cdot$점검$\cdot$유지 및 보수 작업을 함으로써 작업의 안전성 및 신뢰성을 향상시키고 또한 작업의 효율을 극대화시킬 수 있다. 특히 사람을 대신한 로봇 활용은 극한 작업을 원격 무인화할 수 있기 때문에 ALARA 개념에 의한 관련 종사자의 방사선 피폭을 보다 낮출 수 있을 것으로 전망된다.

• 대한방사선치료학회지
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• 제24권2호
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• pp.107-114
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• 2012

목 적: 기존의 광자선을 이용한 선형가속기와는 달리, 양성자 치료의 경우 물질과의 상호작용으로 발생되는 중성자를 비롯한 여러 핵종 등으로 인해 다량의 이차방사선이 생성되기 때문에 방사선 작업 종사자의 피폭은 더욱 주의 깊은 관심이 필요하다. 이에 방사선 측정 시에 널리 이용되고 있는 열형광선량계를 이용하여 방사선 작업 종사자의 피폭정도를 평가하고 이를 토대로 양성자 치료 시 방사선 피폭선량에 관한 기초 자료를 제시하고자 한다. 대상 및 방법: 본원의 양성자 치료실에서 근무한 방사선 작업 종사자를 대상으로 열형광선량계 뱃지를 이용해 피폭현황을 측정한 데이터를 비교했다. 양성자의 빔 라인 주변에서 발생하는 이차방사선의 신체부위별 피폭선량 분포를 알아보고자 신체부위(외안각, 목, 유두점, 배꼽, 등, 손목)에 가로, 세로가 각각 3 mm인 정사각형 모양의 열형광선량계를 부착하여 일일 8시간의 근무시간동안 유지하도록 하였고 총 80시간 측정하여 평균 데이터를 얻었다. 그리고 치료실 내 공간적인 방사선량의 분포를 보기 위하여 빔 사출구, PPS (Patient Positioning System), Pendant, 차폐체보관장, DIPS (Digital Image Positioning System) Console, 출입통로에 각각 열형광선랑계를 부착하고 일일 근무시간 동안의 평균 방사선량을 측정하였다. 결 과: 방사선 작업 종사자의 열형광선량계 뱃지로 측정된 피폭량을 조사한 결과 분기별 평균 0.174 mSv, 연평균 0.543 mSv로 나타났고 신체부위별로 측정한 결과에서 가장 많은 피폭량을 보인 곳은 목이였으며 가장 적은 피폭량을 보인 곳은 등(양견갑골 상각을 이은 선의 중간 지점)으로 나타났다. 작업 동선에 따른 공간적 방사선량을 알아본 결과에서는 빔 사출구 근처에서 상대적으로 높게 나타났고 거리가 멀어짐에 따라 줄어들었다. 결 론: 적은 양의 피폭일지라도 동일 장소에서 장기 근무하게 되면 피폭 누적량은 증가할 수밖에 없고 특정 부위의 누적량은 건강상의 위험을 가져다 줄 수도 있다. 그러므로 국제 방사선 방어 위원회가 권고하는 ALARA의 원칙에 따라 가능한 합리적으로 감소시킬 수 있도록 스스로 개인별 피폭관리에 철저를 기하고 피폭을 최소화시키는데 최선의 노력을 다해야 할 것이다.

• 한국콘텐츠학회논문지
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• 제17권11호
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• pp.383-388
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• 2017

방사선구역내의 종사자 간 선량 비교 및 동일한 구역 내에서 임상실습에 임하는 학생들의 선량을 추가하여 비교함으로써 방사선방어의 최적화 구현에 대한 기초자료를 제공하고자 하였다. 연구 대상은 2016년 1월부터 동년 12월까지 C대학병원 방사선 관리구역에 재직 중인 방사선관계종사자 121명과 방사선작업종사자 36명, 그리고 8주간의 임상실습을 이수한 121명의 학생을 비교 대상으로 하였다. 방사선관계종사자와 작업종사자 간의 심부 및 표층 선량은 관계종사자가 각각 $.7440{\pm}1.676mSv$와 $.7753{\pm}1.730mSv$로 가장 높게 나타났으며, 통계적으로 매우 유의하였다(p<.01). 세 그룹 간에는 심부 선량의 경우 임상실습학생이 $.143{\pm}.136mSv$로 가장 높게 나타났고, 표층 선량에서도 $.1513{\pm}.139mSv$로 가장 높게 나타났으며, 작업종사자가 두 경우 모두 가장 낮았다. 그룹 간의 평균의 차이는 통계적으로 매우 유의하였다(p<.01). 결론적으로 ALARA(As Low As Reasonably Achievable)원칙에 의거 철저한 관리가 필요하며, 특히 방사선안전관리의 사각지대에 놓여 있는 임상실습 학생에 대한 체계적인 피폭선량 관리가 필요할 것으로 사료된다.

• Journal of Radiation Protection and Research
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• 제24권3호
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• pp.131-142
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• 1999

통계청에서 최근에 발표한 한국인 인구통계 자료와 미국 학술원 산하 '방사선의 생물학적 영향 위원회'의 최근 보고서(BEIR-V)의 수정 상대위험 투사모델을 적용하여 한국인의 방사선 피폭에 의한 초과 암발생 위험도를 평가하였다. 인구통계 자료로부터 유도한 사소위험도(trivial risk) 및 계산된 방사선유발 초과 암 위험도를 비교한 후 사소위험도의 수준으로 개인의 피폭선량을 유지하기 위한 국내 원전의 안전운영 목표치를 유도하였다. 방사선 피폭 유발 초과 암 위험도는 0.1 Gy의 단일피폭의 경우에는 $5.5{\times}10^{-3}$, 1.0 mGy/y로 생애연속 피폭 시엔 $3.7{\times}10^{-3}$인 것으로 평가되었다. 한국인의 모든 원인에 의한 기저사망 위험도 및 사소위험도는 각각 $5.2{\times}10^{-3}$ 및 $5.2{\times}10^{-6}$인 것으로 예상되었다. 한국인의 사소위험도 및 방사선 위험도 평가 결과로부터 유도한 국내 원전운영의 안전목표치는 대략 0.05 mSv/y로, 이 값은 미국 원자력규제위원회(USNRC)가 연방규제법 10CFR50 부록 I에서 제시하고 있는 ALARA 지침값과 거의 동일한 값으로 밝혀졌다.

• 한국식품위생안전성학회지
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• 제36권3호
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• pp.213-219
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• 2021

식품의 제조, 가공, 조리 및 저장 중 많은 유해물질이 발생하며 이들은 소량이지만 장기간 노출되면 식품안전에 위협이 될 수 있다. 본 연구에서는 식품의약품안전처에서 수행한 총 식이조사(TDS) 자료를 기반으로 우리나라에서 식품섭취를 통한 이들 주요 유해물질에 대한 노출 및 위해평가 상황을 파악하고 소비자 및 기업으로 하여금 관련 위험을 저감하는 방안을 제시하고자 하는 것이다. 식품의 제조, 가공, 조리 및 저장 중 생성 유해물질 중 대표적인 아크릴아미드, 퓨란, 에틸 카바메이트, 3-MCPD, 바이오제닉 아민류, 니트로아민류 화합물, 다환 방향족화합물, 벤젠 등에 대한 식이를 통한 노출량을 조사하고 위해평가를 수행한 바, 아크릴아미드 및 퓨란의 경우 노출안전역(MOE) 10,000이하로 저감화 우선 물질로 판단되며, 나머지 물질 등의 경우 모두 노출안전역이 10,000 또는 100,000 이상으로 안전한 수준에 있는 것으로 나타났음. 그러나 향후 지속적으로 모니터링을 수행하고 ALARA 원칙에 따라 가능한 노출 저감화를 위해 노력을 기울여야한다.

• 한국콘텐츠학회:학술대회논문집
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• 한국콘텐츠학회 2017년도 춘계 종합학술대회 논문집
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• pp.307-308
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• 2017

방사선구역내의 종사자 간의 피폭선량 비교와, 동일한 구역내에서 임상실습에 임하는 학생들의 선량을 비교하여 방사선방어의 최적화에 대한 기초자료를 제공하고자 하였다. 연구대상은 2016년 1월부터 동년 12월까지 C대학병원 방사선관리구역에 재직중인 방사선관계종사자 121명과 방사선작업종사자 36명, 그리고 8주간의 임상실습을 이수한 121명의 학생을 비교 대상으로 하였다. 방사선관계종사자와 작업종사자 간의 평균 심부 및 표층선량은 관계종사자가 각각 $.7440{\pm}1.676mSv$와 $.7753{\pm}1.730mSv$ 가장 높게 나타났으며, 통계적으로 매우 유의하였다(p<.01). 3그룹간에는 심부선량의 경우 임상실습학생이 $.143{\pm}.136mSv$로 가장 높게 나타났고, 표층선량에서도 $.1513{\pm}.139mSv$로 가장 높게 나타났으며, 작업종사자가 두 경우 모두 가장 낮았으며, 그룹간의 평균의 차이는 통계적으로 매우 유의하였다(p<.01). 결론적으로 ALARA 원칙에 의거 철저한 관리가 필요하며, 특히 방사선안전관리의 사각지대에 놓여 있는 임상실습 학생에 대한 체계적인 피폭선량 관리가 필요할 것으로 사료된다.

• 대한안전경영과학회지
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• 제13권3호
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• pp.1-8
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• 2011

The overall goal of a safety based railroad system is either to eliminate hazards in designing or to minimize the possibility of it. In order to indicate system safety or low risk although it may not be possible to achieve zero risk conditions, first, it shall ensure that any disasters would occur due to system operation because the prescribed specifications are properly fulfilled and there are no failures of any kind. Second, the risk of faults or failures leading to a mishap must be eliminated or minimized by using fault-tolerance or fail-safe procedures. This paper will attempt to summarize the personal and social risk criterion at widely scattered points, presently used as a safety approach in all over EU, in order to establish the step by step procedures of the detailed standard for railway facilities. In addition, we present the new safety analysis method using the SIL-based evaluation standard and the Reachability Graph of the Petri Net.

• Journal of Radiation Protection and Research
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• 제42권4호
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• pp.222-228
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• 2017

Background: On June 18, 2017, Korea's first commercial nuclear reactor, the Kori Nuclear Power Plant No. 1, was permanently suspended, and the capacity of nuclear power generation facilities will be adjusted according to the governments denuclearization policy. In these circumstances, it is necessary to assess the quality of radiation safety management in nuclear power plants in Korea by evaluating the radiation dose associated with them. Materials and Methods: The average annual radiation dose per unit, the annual radiation dose per person, and the annual dose distribution were analyzed using the radiation dose database of nuclear reactors for the last 5 years. The results of our analysis were compared to the specifications of the Nuclear Safety Act and Medical Law in Korea. Results and Discussion: The annual average per unit radiation dose of global major nuclear power generation was 720 man-mSv, while that of Korea's nuclear power plants was 374 manmSv. No workers exceeded 50 mSv per year or 100 mSv in 5 years. The individual radiation dose according to occupational exposure was 0.59 mSv for nuclear workers, 1.77 mSv for non-destructive workers, and 0.8 mSv for diagnostic radiologists. Conclusion: The radiation safety management of nuclear power plants in Korea has achieved the best outcomes worldwide, which is considered to be the result of the as-low-as-reasonably-achievable (ALARA) approach and strict radiation safety management. Moreover, the occupational exposures were also very low.

• 대한방사선기술학회지:방사선기술과학
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• 제42권4호
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• pp.279-284
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• 2019

The purpose of this study was to find the best protocol for balance of image quality and dose in brain CT scan. Images were acquired using dual-source CT and AAPM water phantom, noise and dose were measured, and effective dose was calculated using computer simulation program ALARA(S/W). In order to determine the ratio of image quality and dose by each protocol, FOM (figure of merits) equation with normalized DLP was presented and the result was calculated. judged that the ratio of image quality and dose was excellent when the FOM maximized. Experimental results showed that protocol No. 21(120 kVp, 10 mm, 1.5 pitch) was the best, the organ with the highest effective dose was the brain(33.61 mGy). Among organs with high radiosensitivity, the thyroid gland was 0.78 mGy and breast 0.05 mGy. In conclusion, the optimal parameters and the organ dose in the protocol were also presented from the experiment, It may be helpful to clinicians who want to know the protocol about the optimum state of image quality and dose.