• Journal of Radiation Protection and Research
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• 제45권4호
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• pp.154-162
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• 2020

Background: Several studies have reported that wild mushrooms contain high amounts of radioactive cesium (137Cs). After the Fukushima Daiichi Nuclear Power Plant Accident, a significantly high concentration of 137Cs has been detected in wild mushrooms, and their consumption may be the cause of the chronic internal exposure of local consumers to radioactivity. Therefore, an accurate evaluation of the internal radioactivity resulting from mushroom ingestion is needed. Materials and Methods: The 137Cs elution rate through the cooking and digestion stages was evaluated using in vitro experiments. The edible mushroom Pleurotus djamor was taken as a sample for the experiments. The mushrooms were cultivated onto solid media containing 137Cs. We evaluated the internal dose based on the actual conditions using the elution rate data. For various cooking methods, the results were compared with those of other wild edible mushrooms. Results and Discussion: From the elution experiment through cooking, we proved that 25%-55% of the 137Cs in the mushrooms was released during soaking, boiling, or frying. The results of a simulated digestion experiment after cooking revealed that almost all the 137Cs in the ingested mushrooms eluted in the digestive juice, regardless of the cooking method. The committed effective dose was reduced by 20%-75% when considering the dissolution through the cooking process. Conclusion: We found that cooking lowers 137Cs concentration in mushrooms, therefore reducing the amount of radioactivity intake. Besides, since there were differences between mushroom types, we demonstrated that the internal exposure dose should be evaluated in detail considering the release of 137Cs during the cooking stages.

• Journal of Radiation Protection and Research
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• 제27권2호
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• pp.89-94
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• 2002

IAEA 안전시리즈 109에 제시된 정당화 및 최적화 절차에 따른 비용-이득 접근법을 적용하여 우리나라에 적합한 방사선비상시 식품섭취제한 개입준위 값을 제안하였다. 관심 핵종은 예탁유효선량 기여도를 고려하여 세 그룹으로 구분하였고 대상식품은 가격에 따라 두 그룹으로 분류하였다. 아울러 제안된 개입준위를 실제 상황에 적용함에 있어서 고려해야할 사항에 대해 논의하였다.

• Journal of Radiation Protection and Research
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• 제41권4호
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• pp.333-338
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• 2016

Background: In case of radiation emergencies, internal exposure monitoring for the members of public will be required to confirm internal contamination of each individual. In-vivo monitoring technique using portable gamma spectrometer can be easily applied for internal exposure monitoring in the vicinity of the on-site area. Materials and Methods: In this study, minimum detectable doses (MDDs) for $^{134}Cs$, $^{137}Cs$, and $^{131}I$ were calculated adjusting minimum detectable activities (MDAs) from 50 to 1,000 Bq to find out the optimal in-vivo counting condition. DCAL software was used to derive retention fraction of Cs and I isotopes in the whole body and thyroid, respectively. A minimum detect-able level was determined to set committed effective dose of 0.1 mSv for emergency response. Results and Discussion: We found that MDDs at each MDA increased along with the elapsed time. 1,000 Bq for $^{134}Cs$ and $^{137}Cs$, and 100 Bq for $^{131}I$ were suggested as optimal MDAs to provide in-vivo monitoring service in case of radiation emergencies. Conclusion: In-vivo monitoring program for emergency response should be designed to achieve the optimal MDA suggested from the present work. We expect that a reduction of counting time compared with routine monitoring program can achieve the high throughput system in case of radiation emergencies.

• 방사성폐기물학회지
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• 제18권2호
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• pp.157-167
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• 2020

원전 해체 공정 중 다량의 콘크리트 방사성 폐기물의 절단 과정에서 불가피하게 방사성 에어로졸이 생성된다. 방사성 에어로졸은 인체 호흡기 흡착에 의한 내부피폭을 유발하기 때문에 작업자의 방사선 방호를 위한 내부피폭평가가 필수적으로 시행되어야 한다. 그러나 실제 작업환경의 에어로졸 특성값을 사용하기에는 선행 연구가 미비하며 콘크리트에 포함된 방사성 핵종의 수가 많기 때문에 정확한 작업자 내부피폭평가를 위해서는 상당한 시간과 인력이 필요하다. 따라서, 본 연구에서는 사전 연구된 콘크리트 에어로졸 특성값을 활용하여 원전 해체 전 절단 작업자의 내부 피폭량을 빠르게 예측할 수 있는 새로운 방법론을 제시하고자 한다. 본 연구팀은 콘크리트 절단 시 발생하는 사전 연구에서 발표된 에어로졸의 수농도 크기 분포데이터를 뉴턴-랩슨법을 이용하여 피폭평가 계산에 필요한 방사능중앙 공기중역학직경(Activity Median Aerodynamic Diameter)값으로 변환하였다. 또한 원전 정지 10년 후 비방사능 값을 ORIGEN code로 계산하였으며, 최종적으로 핵종별 예탁유효선량을 IMBA 프로그램을 이용하여 계산하였다. 핵종별 예탁유효선량값을 비교한 결과 152Eu에 의한 최대 예탁유효선량은 전체 선량값의 83.09%를 차지하고, ¹⁵²Eu를 포함한 상위 5개 원소(¹⁵²Eu, ¹⁵⁴Eu, ⁶⁰Co, ²³⁹Pu, ⁵⁵Fe)의 경우 최대 99.63%를 차지함을 확인하였다. 따라서 원전 해체 전 콘크리트의 구성 원소 중 상위 5개 주요 원소 측정을 먼저 시행한다면 더 빠르고 원활한 방사능 피폭관리 및 해체 작업 안전성 평가가 가능할 것으로 판단된다.

• Journal of Radiation Protection and Research
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• 제13권2호
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• pp.41-51
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• 1988

우리나라의 환경특성에 적합한 섭식경로 내부피폭 해석코드를 확립하기 위한 준비과정으로서 FOOD III 코드를 부분적으로 보완하여 한국 성인 남자에 대한 선량평가 결과를 보완전의 결과와 비교하고 앞으로의 개선방안을 논의 하였다. 평가예제로는 1984년도 고리 원전 1호기에서의 Mn-54, Co-58, Co-60, I-131, I-132의 방출량 자료와 부지경계선상 대기확산인자(X/Q)의 최대값을 사용하였다. 보완된 코드로 계산한 결과, 장기별 선량은 보완 전에 비해 $20{\sim}70%$ 정도 낮아졌으며 예탁실효선량당량은 ICRP 제한치의 0.16%인 $7.935{\times}10^{-6}Sv/y$로 계산되어 보완전의 $1.32{\times}10^{-5}Sv/y$에 비해 40% 정도 낮게 평가되었다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제25권3호
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• pp.437-446
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• 1993

가동중 원자력 시설에서 방출되는 방사성 핵종의 년간 인체 흡수량을 보다 현실적으로 평가하기 위한 계산 모델을 수립하였다. 이 모델을 적용하기 위해서는 평가년도 중에 소비되는 식량 및 사료 작물의 수확년도와 실제 가동된 전기간내 매년의 공기중 및 수중 평균농도가 고려되어야 한다. 한국인에 대한 평형 섭식경로 평가코드인 KFOOD 코드를 수립된 계산모델에 따라 수정하였다. 가상적인 10 년간의 균일방출에 대하여 개선된 방식, KFOOD 방식, 그리고 또다른 현존 방식에 의한 평가가 이루어 질 수 있도록 입력 데이타 파일을 차례로 변경하여 수정된 코드를 실행시키고 세가지 결과들을 비교하였다. Mn-54, Co-60, Sr-90, I-131 그리고 Cs-137의 흡수를 통한 한국 성인의 년간 예탁실효선량을 개선된 방식으로 계산한 결과는 KFOOD 방식에 비해 각각 11, 2, 5, 60, 3%정도 낮았다. 개선된 방식에 따른 평가에 있어서는 Sr-90을 제외한 핵종들의 인체흡수에 대해서는 엽면흡수 경로의 기여가 훨씬 컸으나 Sr-90의 경우에는 뿌리흡수 경로의 기여가 훨씬 컸다.

• Journal of Radiation Protection and Research
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• 제38권2호
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• pp.68-77
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• 2013

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.