• Journal of Radiation Protection and Research
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• 제8권2호
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• pp.41-46
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• 1983

방사성핵종의 대기방출로 인한 인근주민의 연간 집단선량을 대기확산모델과 USNRC에서 제안된 지상먹이연쇄모델을 결부시켜 AIRDOS-EPA전산코드를 사용하여 평가하였다. 평가결과는 전신의 경우, $3.348{\times}10^{-1}manrem$으로 GASPAR전산코드에 의해 계산된 값과 다소 차이가 있었으나 갑상선의 경우, 84.95manrem으로 아주 낮게 평가되었다.

• 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.

• 방사선산업학회지
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• 제18권2호
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• pp.117-126
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• 2024

This study aims to identify high exposure tasks among the tasks performed in domestic nuclear power plants as a basis for developing training programs to improve the efficiency of workers' work. To this end, we first analyzed the exposure status of radiation work in domestic nuclear power plants. Radiation tasks in nuclear power plants were categorized, collective doses were investigated, and the collective doses were calculated based on the collective doses, and representative high exposure tasks were identified. We found that the collective and individual doses in domestic nuclear power plants are continuously decreasing, but there is an imbalance of exposure among workers. In terms of work classification, nuclear power plants are managed in 236 work codes based on light water reactors and 181 work codes based on heavy water reactors, depending on the work equipment and location. Among the total work codes, 23 codes have an annual average dose exceeding 10 μSv, and based on this, 10 representative high exposure tasks were derived. The representative high exposure tasks were selected as S/G nozzle dam work, S/G debris removal work, nuclear instrumentation system, S/G eddy current detection work, and insulation work. The results of this study are expected to serve as an important basis for reducing the exposure of workers in nuclear power plants and improving work efficiency.

• 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.

• Journal of Radiation Protection and Research
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• 제29권2호
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• pp.141-150
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• 2004

특정 비행노선에서 우주선에 의한 누적선량을 계산하는 프로그램인 CARI-6를 이용하여 비행고도 우주선 방사선장의 선량률 변화 특성을 분석하고, 국적항공사에서 운행하는 전 국제선 노선에 대한 노선별 우주선 피폭선량을 산출하였다. 산출한 노선별 선량을 항공승무원의 비행스케쥴과 국민의 항공여행 통계에 적용하여 우리나라 항공승무원과 일반 여행객의 우주선에 의한 연간 피폭선량과 집단유효선량을 평가하였다. 평가 결과, 항공승무원의 피폭이 일반인의 선량한도인 연간 1 mSv를 초과하여 평균 2.62mSv로 다른 직업상 피폭을 받는 직군의 선량과 대등한 것으로 평가되었다. 따라서 항공승무원 적군의 우주선 피폭을 일종의 직업상 피폭으로 간주함이 타당함을 확인하였다. 나아가 국민의 해외여행으로 인한 집단선량은 2001년 기준으로 1,100만 명의 출입국자가 총 136man-Sv를 피폭한 것으로 나타났다. ICRP 92에서 양성자와 중성자의 방사선가중치를 변경한 결과를 반영하여 비행고도에서의 우주선 방사선장 정보가 수정될 경우 위의 평가 결과는 보완되어야 한다.

• Journal of Radiation Protection and Research
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• 제28권2호
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• pp.137-143
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• 2003

Annual radiation dose limit to radiation worker was substantially lowered in Korea by the adoption of 1990 recommendations of the International Commission on Radiation Protection (ICRP 60) in its legislation. On the other hand, radiation management environment in nuclear power plants is getting more worse because of the accumulation of radiation sources inside the system and the frequent need for maintenance according as the operation years of nuclear power plants increase. Therefore, Korea Hydro & Nuclear power Co., Ltd. (KHNP) has established a long-term 10 years plan from 2001 to 2010 for the reduction of radiation dose to workers. The plan is aimed for the reduction of annual dose per unit averaged over 5 years from 0.9 man-Sv in 2001 to 0.75 man-Sv in 2010 by radiation source reduction, equipment/tool improvement or new equipment development for easy maintenance, and the improvement of administration and system.

• 대한방사선기술학회지:방사선기술과학
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• 제41권1호
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• pp.67-73
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• 2018

In this paper, risk assessment was conducted to verify self - disposal requirements by landfill for exempted incineration ash by using Resrad Ver.6.5 computer code. The result of risk assessment by landfill for the incineration by-product is that individual dose is $6.91{\times}10^{-2}{\mu}Sv\;y-1$ and collective dose is $3.475{\times}10^{-7}man-Sv\;y-1$. It proved that the result meets reference dose of individual dose $10{\mu}Sv\;y-1$ and collective dose 1 man-Sv y-1 for general public. According to the current 'Nuclear Safety Commission Notice [No. 2014-3]', it states that the exempted wastes can be disposed of by incineration, landfill and recycling. However, most of recently documents and papers related to exempted wastes are disposed of by landfill and recyling and it could not confirm the case of exempt by incineration. If the national consensus is derived and treating the waste by using process of incineration is activated, it could be considered to treat low level of radiation wastewater and activated carbon excluded from exempted waste because of nuclide $^3H$ and $^{14}C$.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제16권3호
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• pp.136-140
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• 1984

원자력발전소 사고 후 그 위험도를 평가하는 새로운 방법으로 몬테칼로 방법을 제시한다. 본 연구에서는 발전소 주위의 주민에게 주는 방사선의 영향을 평가하기 위하여 공기중의 확산계산에 부지에서 측정한 기상조건을 직접 사용하고 있다. 사고가 일어나는 순간에서의 화산조건은 주어진 기상자료로부터 분석된 pdf에 의하여 결정되고 그이후의 조건(풍향, 풍속, 안정도)은 마르코프 조건을 만족시킨다고 가정하였다. 예제로써 KNU-1의 냉각재 상실사고를 분석한 절과 50마일내의 주민이 받는 선량은 50퍼센트 신뢰도를 갖고 200 man-Sv이다.

• 대한방사선기술학회지:방사선기술과학
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• 제33권3호
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• pp.231-237
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• 2010

CT장치는 많은 발전과 임상적 유용성이 향상되고, 의료영상 진단 장치로 중요성을 확립하였다. 그러나 이용률과 보급률이 더욱 증가되고 있는 실정에서 CT에 의한 진단은 환자의 피폭선량이 비교적 높은 검사이기 때문에 이 점에 있어서도 관심이 증가하고 있다. 이에 본 연구에서는 이용량이 계속 증가될 것이므로 이에 따른 방사선 피폭도 증가할 것으로 예상되므로 우리나라에서 시행되는 CT검사건수 및 CT 검사에 의한 집단실효선량을 추정하고자 한다. DLP(총 선량의 측정값)는 의료기관에서 사용하고 있는 장비의 각각의 검사 영상에 대하여 평균의 선량을 적용하고 계산하여 조사하였으며, CT검사건수는 의료보험심사평가원의 2008년도 발표 자료를 참고로 하여 의료기관 종별로 3년간 검사 통계를 EUR 16262에서 제시된 부위에 준하여 조사하였다. CT장비의 도입규제 완화정책으로 2010년 3월 말 현재 국내에서 총 1,825대를 보유하고 있고, 인구 백만 명 당 36.8대이다. 의료기관별 CT장치의 설치비율이 의원급에서는 570대로 2.1 %, 병원 급에서 52.5 %의 기관이 보유하고 있다. 종합전문요양기관은 기관 당 장치가 3.84대이며, 종합병원은 1.44대를 보유하고 있다. 1996년 건강보험급여가 실시된 이후 CT진료비 청구건수와 진료비용은 10년(2006) 만에 5배에 가깝게 급증하고 있다. 2007년 전국에서 실시한 CT검사건수는 329만 건이었다. 인구 천 명당 검사건수는 68건이었다. 부위별 검사건수는 복부와 골반검사가 가장 많았다. 집계결과를 2007년도 통계청 우리나라 총 인구는 48,456,000명을 이용하여 연간으로 추계한 총 집단실효선량을 나누어 구한 국민 1인 당 선량은 0.952 mSv로 추정되었다. CT검사는 앞으로도 증가가 예상되며, 투시 등 응용도 확대될 것으로 생각된다. 그러나 한편으로 장치의 발전도 눈부실 것이며, 환자 각자의 체격에 따라 자동적으로 가장 적합한 검사조건을 선택할 수 있는 장치가 개발되어 피폭의 최적화가 기대된다.

• 방사선산업학회지
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• 제17권4호
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• pp.457-469
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• 2023

The clearance level by nuclide is announced by the Nuclear Safety and Security Commission. However, the clearance level of uranium existing in nature has not been announced, and research is needed. Therefore, the purpose of this study was to evaluate the clearance level of uranium nuclides appropriate to domestic conditions preliminary. For this purpose, this study selected major processes for recycling metal wastes and analyzed the exposure scenarios and major input factors by investigating the characteristics of each process. Then, the radiation dose to the general public and workers was evaluated according to the selected scenarios. Finally, the results of the radiation dose per unit radioactivity for each scenario were analyzed to derive the clearance level of uranium in metal waste. The results of the radiation dose assessment for both the general public and workers per unit radioactivity of uranium isotopes were shown to meet the allowable dose (individual dose of 10 µSv y^-1 and collective dose of 1 Man-Sv y^-1) regulated by the Nuclear Safety and Security Commission. The most conservative scenarios for volumetric and surface contamination were evaluated for the handling of the slag generated after the melting of the metal waste and the direct reuse of the contaminated metal waste into the building without further disposal. For each of these scenarios, the radioactivity concentration by uranium isotope was calculated, and the clearance level of uranium in metal waste was calculated through the radioactivity ratio by enrichment. The results of this study can be used as a basic data for defining the clearance level of uranium-contaminated radioactive waste.