• 분석과학
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• 제30권5호
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• pp.252-261
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• 2017

천연방사성핵종을 함유한 물질들은 인간 활동에 의해 인위적인 조작과정을 거치면서 농축되는 경우 방사선 노출에 따른 위해를 증가시킬 수 있다. 본 연구는 다양한 전처리 방법 및 분석 방법 간 비교를 통해 분석정확도를 평가하고 실내 건축자재 중 $^{232}Th$, $^{235}U$, $^{238}U$의 천연방사성핵종을 분석하기 위한 최적의 분석 방법을 확립하고자 하였다. ICP-MS를 이용한 실내 건축자재 중 천연방사성핵종 분석방법을 확립하기 위하여, 인증표준물질 5종을 왕수, 불산, 과염소산의 습식산화법과 용융법의 전처리법에 따른 U, Th의 분석 정확도 및 정밀도를 평가하였고, 최적의 전처리법으로써 용융법과 $Fe(OH)_3$ 공침법을 선정하였다. 확립된 분석방법을 석고보드, 벽돌, 시멘트, 페인트, 타일과 벽지 총 51 종의 실내 건축자재 시료에 적용하여 천연방사성핵종의 농도를 정량 분석하였다. 또한 동일한 시료에 대해 감마분광분석법 중 간접측정법을 사용하여 $^{238}U$, $^{232}Th$의 농도를 정량하고 ICP-MS 분석 결과와 비교하였다.

• 핵의학기술
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• 제17권2호
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• pp.59-66
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• 2013

최근 방사선 작업종사자의 외부피폭을 감소시키기 위하여 방사성 의약품 자동 분주장치를 사용하는 병원이 증가하는 추세이다. 방사성 의약품 자동 분주장치는 주사기의 피스톤을 잡아당기는 거리(mm)를 조절하여 방사성 의약품을 자동 분주 하도록 설계되어 있어 장비에 장착한 바이알 내 방사성 의약품의 비방사능이 클 때 소량의 원하는 단위 방사능의 방사성 의약품을 분주하기 어렵다. 따라서 본 연구에서는 방사성 의약품 자동 분주장치의 방사능 차폐능력을 평가하고 장비의 분주 재현성을 극대화하는 최적화된 분주방법을 찾고자 세 가지 실험을 진행하였다. 첫 번째 실험은 자동 분주장치의 사용여부에 따른 방사선 작업종사자의 손과 흉부의 피폭 비교 실험이다. 환자에게 $^{18}F-FDG$ 투여 시 30명은 자동 분주로, 30명은 수동으로 분주하여 투여하고 주사과정에서 방사선 작업종사자가 받는 손과 흉부의 피폭선량을 측정하여 비교하였다. 흉부 피폭선량은 독립표본 t-검정 결과, 분주방법에 따라 유의한 차이가 있었고 손의 피폭선량은 자동 분주 시 오른손 검지에서 11.5배 왼손 검지에서 4.8배 낮게 측정되었다. 두 번째 실험은 자동 분주장치의 분주 용량 재현성 평가이다. 생리식염수가 담긴 바이알을 장비에 장착하고 분주하고자 하는 용량을 1부터 15 mm까지 1 mm씩 증가시키면서 5회씩 분주하였을 때 주사기의 무게를 뺀 분주된 생리식염수만의 무게를 마이크로 저울로 측정하여 표준편차와 변동계수를 비교하였다. 그 결과, 표준편차는 분주하고자 하는 용량의 크기가 커짐에 따라 불규칙하게 나타났지만 변동계수는 감소하는 추세를 나타냈다. 또한 작은 크기의 주사기를 사용하였을 때 더 낮은 표준편차와 변동계수를 나타냈다. 세 번째 실험은 자동 분주장치의 분주 방사능 재현성 평가이다. 장비에 장착된 바이알 내 $^{18}F-FDG$의 비방사능이 다를 때 70 kg 환자를 기준으로 kg당 5.17 MBq (0.14 mCi)인 362.6 MBq (9.8 mCi)${\pm}10%$를 분주 후 동일 용량에서 4회 더 분주 하여 dose calibrator에서 방사능을 측정하고 그 표준편차와 변동계수를 비교 분석하였다. 그 결과, 장비에 장착된 바이알 내 $^{18}F-FDG$의 비방사능이 증가할수록 표준편차와 변동계수 모 두 증가하는 추세를 보였으며 작은 크기의 주사기를 사용할 때 더 낮은 편차를 보였다. 또한 바이알 내 $^{18}F-FDG$의 비방사능이 2 mL 주사기를 사용할 때에는 약 1,020 MBq/mL (27.6 mCi/mL) 이하, 5 mL 주사기를 사용할 때에는 약 915 MBq/mL (24.7 mCi/mL) 이하일 때 변동계수를 10% 미만으로 유지시키며 더욱 유용하게 사용할 수 있음을 확인하였다.

• Journal of Radiation Protection and Research
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• 제42권3호
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• pp.166-175
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• 2017

Background: This study presents food ingestion standards for radioactivity that can be applied in nuclear emergency exposure situations, and discusses the validity of the current domestic standards. Materials and Methods: This study derived food ingestion standards for radiocesium and radioiodine using domestic food intake rates and intervention levels, which serve as a basis for determining the necessity of public protective actions, and then compared them with the existing guidelines. Operational intervention levels were also derived using domestic food intake rates, and were compared with those of the International Atomic Energy Agency. Results and Discussion: The derived activity concentrations for food ingestion standards of radiocesium for infants were higher than those in the Act on Physical Protection and Radiological Emergency (APPRE) for all food categories, while for adults, the derived activity concentrations for drinking water and milk appeared to be slightly lower. The derived activity concentrations for vegetables, fruits, and grains were greater than those in the guidelines of the APPRE, while the derived activity concentrations for meat and seafood were similar to those in the APPRE. The derived activity concentrations for radioiodine were greater than both domestic and global standards. The calculated operational intervention levels (OILs) based on domestic food intake rates were greater than the IAEA's default OIL6 values for most radionuclides, except for a few ${\alpha}$-radionuclides. Conclusion: The current domestic guidelines turned out to be conservative overall, compared to the present results that were calculated using domestic food intake rates. It is recommended that the domestic guidelines should be revised and complemented transparently through an in-depth review by stakeholders on a solid scientific basis.

• 한국전기전자재료학회:학술대회논문집
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• 한국전기전자재료학회 2009년도 하계학술대회 논문집
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• pp.426-426
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• 2009

Diagnostic X-ray system is general and basic medical equipment to be used in mostly medical organizations, but being bombed of radioactivity is a big weak point when irradiates a X-ray to the human body so that ICRP restricted the radiation exposure tolerance of the human body. In order to reduce being bombed, the many research and development is now advanced. A lots of diagnostic X-ray machines have currently used due to the increase of occurrence efficiency of X-ray and precisely the output control by using the inverter which is a high speed switching semiconductors. For getting the confidence of the X-ray machine, the same radiation occurrence, same evaluation, and same irradiation condition are necessary when evaluates X-ray irradiation. It is the most important part for the accuracy of the test result and the patient safety. This paper has produced the high voltage occurrence system of full-wave rectification method by using the LC resonance inverter, and evaluated the irradiation reproducibility in order to use it in diagnosis of the patient.

• 대한방사선기술학회지:방사선기술과학
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• 제34권2호
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• pp.123-129
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• 2011

본 연구는 방사선사들의 방사선방어에 대한 인식, 지식 및 행위를 조사하여 종사자 본인은 물론 환자 및 환자보호자의 불필요한 방사선피폭을 줄이는 방안을 마련하고자 수행하였다. 자료수집은 구조화된 설문지를 사용하여 부산시내에 근무하는 방사선사 225명을 대상으로 하였다. 회수된 자료에 대한 분석은 SPSS/PC+ Win 13 버전을 사용하였다. 또한 집단 간 차이 검증을 위해 일원분산분석(oneway ANOVA)을 시행하였으며, 일반변인(지식, 학력, 연령, 근무경력)이 방사선안전관리측면에 미치는 영향력을 분석하기 위하여 중다회귀분석(Multiple regression)을 시행하여 검증하였다. 학력, 연령, 근무경력에 따른 방사선/능의 지식은 차이가 없는 것으로 분석되었으며, 방사선안전관리의 경우 40대 이상과 대졸이상에서 가장 높은 수치를 나타냈다. 또한 방사선안전관리와 방사선/능의 지식정도와의 상관관계에서는 모두 정적상관을 나타냈으며, 일반변인이 방사선안전관리측면에 미치는 영향력을 분석한 결과 방사선/능의 지식이 높을수록 방사선안전관리에 대한 인식이 높은 것으로 나타났다. 방사선 종사자 및 환자에 대한 방사선피폭을 줄이기 위해서는 종사자 교육을 통한 올바른 방사선/능의 관리에 있다고 판단된다.

• 방사선산업학회지
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• 제17권2호
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• pp.161-172
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• 2023

Coal-fired power plants handle large quantities of coal, one of the most prominent NORM, and the coal ash produced after the coal is burned can be tens of times more radioactive than the coal. Workers in these industries may be exposed to internal exposure by inhalation of particles while handling NORM. This study evaluated the size, concentration, particle shape and density, and radioactivity concentrations of airborne suspended particles in the main processes of a coal-fired power plant. Finally, the internal radiation dose to workers from particle inhalation was evaluated. For this purpose, airborne particles were collected by size using a multi-stage particle collector to determine the size, shape, and concentration of particles. Samples of coal and coal ash were collected to measure the density and radioactivity of particles. The dose conversion factor and annual radionuclide inhalation amount were derived based on the characteristics of the particles. Finally, the internal radiation dose due to particle inhalation was evaluated. Overall, the internal radiation dose to workers in the main processes of coalfired power plants A and B ranged from 1.47×10^-5~1.12×10^-3 mSv y^-1. Due to the effect of dust generated during loading operations, the internal radiation dose of fly ash loading processes in both coal-fired power plants A and B was higher than that of other processes. In the case of workers in the coal storage yard at power plants A and B, the characteristic values such as particle size, airborne concentration, and working time were the same, but due to the difference in radioactivity concentration and density depending on the origin of the coal, the internal radiation dose by origin was different, and the highest was found when inhaling coal imported from Australia among the five origins. In addition, the main nuclide contributing the most to the internal radiation dose from the main processes in the coal-fired power plants was thorium due to differences in dose conversion factors. However, considering the external radiation dose of workers in coal-fired power plants presented in overseas research cases, the annual effective dose of workers in the main processes of power plants A and B does not exceed 1mSv y^-1, which is the dose limit for the general public notified by the Nuclear Safety Act. The results of this study can be utilized to identify the internal exposure levels of workers in domestic coal-fired power plants and will contribute to the establishment of a data base for a differential safety management system for NORM-handling industries in the future.

• Journal of Radiation Protection and Research
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• 제41권1호
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• pp.71-79
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• 2016

연구배경: 생활주변방사선 안전관리법에 의한 가공제품의 방사선학적 안전성 평가를 위해서는 가공제품에 함유된 천연방사성핵종의 정량적 평가가 필요하다. 기존 분석법을 위한 파괴적 전처리는 높은 수준의 기술과 많은 시간이 소요되고, 측정 후 가공제품의 재사용을 불가능하게 하는 단점이 있다. 본 연구에서는 가공제품에 함유된 천연방사성핵종인 토륨계열의 방사능을 평가하기 위해 전처리 과정이 생략되거나 최소화된 방법인 간단/신속 분석법을 개발하였다. 재료 및 방법: 개발된 분석법은 감마분광분석 시스템을 이용하여 전처리 없이 가공제품의 방사능을 간단하고 신속하게 측정하고, 시료의 구성물질, 밀도, 기하학적 형태에 대한 보정을 통하여 방사능을 정확하게 평가할 수 있는 방법이다. 상기 요소에 대한 보정을 위해 변환상수 개념을 도입하였으며, 방사선수송 전산모사를 통해 변환상수를 도출하였다. 본 연구의 대상으로는 일반인이 흔하게 사용하고, 인체에 착용하거나 인체 접촉이 많은 가공제품, 즉 일반인에게 상대적으로 높은 피폭방사선량을 초래할 수 있는 대표적인 가공제품이 선정되었다. 본 연구에서 선정된 가공제품은 건강목걸이, 건강팔찌, 남성용 건강보조기구, 매트 형태의 가공제품에 장착된 타일이었다. 결과 및 고찰: 상기 제품에 대한 변환상수를 Monte Carlo N-Particle eXtended (MCNPX)를 이용하여 도출하였으며, 도출된 변환상수는 0.31-0.47의 범위에 분포하였다. 전처리 없이 가공제품 원형을 그대로 측정한 단순 측정 분석법의 경우 가공제품에 함유된 토륨계열의 방사능은 실제보다 약 2.8배까지 과대평가 되었다. 본 연구에서 개발한 간단/신속 분석법을 사용하는 경우에는 전처리를 통한 정밀분석법과 비교하여 그 차이가 3-24% 정도로 크게 줄어들었다. 결론: 본 연구에서 개발한 분석법은 향후 추가적인 가공제품의 재질 및 형태에 대한 변환상수의 개발을 통해 다양한 가공제품의 방사선학적 안정성 평가에 활용될 수 있을 것이다.

• 한국재난정보학회:학술대회논문집
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• 한국재난정보학회 2015년 정기학술대회
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• pp.294-297
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• 2015

Decommissioning of nuclear facilities should be accomplished by assuring the safety of workers because decommissioning activities of nuclear facilities are under high radioactivity and work difficulty. It is necessary that before decommissioning, the radiation exposure dose of workers has to be evaluated and assessed under the principle of ALARA (as low as reasonably achievable). Furthermore, to improve the proficiency of decommissioning environments, method and system need to be developed. The legacy methods of exposure dose measurement and assessment had the limitations to modify and simulate the exposure dose to workers prior to practical activities because those should be accomplished without changes of working routes under predetermined scenarios. To simulate a lot of decommissioning scenarios, decommissioning environments were designed in virtual reality. To simulate and assess the exposure dose to workers, human model also was designed in virtual environments. These virtual decommissioning environments made it possible to real-time simulate and assess the exposure dose to workers. It can be concluded that this system is able to protect from accidents and enable workers to improve his familiarization about working environments. It is expected that this system can reduce human errors because workers are able to improve the proficiency of hazardous working environments due to virtual training like real decommissioning situations. In the end, the safety during decommissioning of nuclear facilities will be guaranteed under the principle of ALARA.

• 한국식품과학회지
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• 제47권6호
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• pp.789-792
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• 2015

본 연구는 국내에서 유통되는 수산물에 대한 방사능 농도 조사 결과를 바탕으로 평상시 수산물의 방사능 농도에 대한 기초자료 생산을 목표로 수행되었으며, 그 과정에서 사고 상황에 맞는 신속한 분석 방법과 최소검출가능농도 설정에 대해 고찰하였다. 국민건강통계의 섭취빈도를 참고로 하여 수산물 시료의 종류를 결정하였고, 전처리 과정을 간소화하여 $^{40}K$, $^{137}Cs$, $^{134}Cs$, $^{131}I$의 방사능 농도를 분석하였다. 그 결과 $^{40}K$는 21.9-3050 Bq/kg의 방사능 농도 범위를 나타내었으며, 인공방사성 핵종인 $^{137}Cs$, $^{134}Cs$, $^{131}I$의 방사능 농도는 최소검출가능농도 이하였다. 따라서, 2013년부터 2015년까지 조사한 국내 유통 수산물에 대해서는 후쿠시마사고의 영향이 없는 것으로 판단할 수 있으며, 선량적인 측면에서 역시 분석한 핵종에 의한 추가적인 방사선 피폭 영향이 없다고 볼 수 있다. 최소검출가능농도의 경우 $^{137}Cs$ 0.140-1.97, $^{134}Cs$ 0.0900-1.89, $^{131}I$ 0.124-1.94 Bq/kg의 범위를 나타내었으며, 시료량 및 $^{40}K$의 농도에 최소검출가능농도 변동을 확인할 수 있었다. 측정시간, $^{40}K$의 농도, 검출기 종류 등의 인자에 따른 최소검출가능농도 설정에 관한 논의가 추후 필요할 것으로 판단된다.

• 한국방사선학회논문지
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• 제5권5호
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• pp.231-235
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• 2011

라돈($^{222}Rn$)은 지각의 암석이나 토양 또는 건축자재 중에 들어 있는 우라늄($^{238}U$)과 토륨($^{232}Th$)이 몇 단계의 방사성붕괴과정을 거친 후 생성되는 무색무취의 불활성기체로 광산이나 지하같이 밀폐된 공간에 잘 축적된다. 호흡기를 통하여 폐로 유입되고 라돈의 딸핵종이 폐나 기관지에 침적되어 폐암을 일으키는 원인이 된다. 사람의 생명을 다루는 의료기관에서의 라돈피폭은 평상시 방사선피폭량이 많은 방사선관계종사자와 면역력이 약한 환자에게 큰 위험이 될 수 있다는 판단에 이 실험을 실시하였다. 실험에 쓰인 계측기는 실시간 라돈측정기인 Professional Continuous Radon monitor이며 계측장소는 두 개의 병원 지하1층에서 지상2층까지 층별로 오전 10시부터 오후 3시까지 측정 하였다. Professional Continuous Radon monitor계측결과는 최소 14.8 Bq/$m^3$에서 최대 70.3 Bq/$m^3$로 국내기준치인 148 Bq/$m^3$이하로 나타났으며 유효선량은 최소 0.296 mSv에서 최대 1.406 mSv로 일년간 자연방사선으로부터 피폭되는 방사선량인 2.4 mSv의 10~58.3% 수준으로 나타났다.