• 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.

• Journal of Radiation Protection and Research
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• 제47권4호
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• pp.181-194
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• 2022

Internal dosimetry is a discipline which brings together a set of knowledge, tools and procedures for calculating the dose received after incorporation of radionuclides into the body. Several steps are necessary to calculate the committed effective dose (CED) for workers or members of the public. Each step uses the best available knowledge in the field of radionuclide biokinetics, energy deposition in organs and tissues, the efficiency of radiation to cause a stochastic effect, or in the contributions of individual organs and tissues to overall detriment from radiation. In all these fields, knowledge is abundant and supported by many works initiated several decades ago. That makes the CED a very robust quantity, representing exposure for reference persons in reference situation of exposure and to be used for optimization and assessment of compliance with dose limits. However, the CED suffers from certain limitations, accepted by the International Commission on Radiological Protection (ICRP) for reasons of simplification. Some of its limitations deserve to be overcome and the ICRP is continuously working on this. Beyond the efforts to make the CED an even more reliable and precise tool, there is an increasing demand for personalized dosimetry, particularly in the medical field. To respond to this demand, currently available tools in dosimetry can be adjusted. However, this would require coupling these efforts with a better assessment of the individual risk, which would then have to consider the physiology of the persons concerned but also their lifestyle and medical history. Dosimetry and risk assessment are closely linked and can only be developed in parallel. This paper presents the state of the art of internal dosimetry knowledge and the limitations to be overcome both to make the CED more precise and to develop other dosimetric quantities, which would make it possible to better approximate the individual dose.

• 방사성폐기물학회지
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• 제19권2호
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• pp.243-253
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• 2021

In the dismantling process of a reactor coolant system (RCS) piping, a radiation protection plan should be established to minimize the radiation exposure doses of dismantling workers. Hence, it is necessary to estimate the individual effective dose in the RCS piping dismantling process when decommissioning a nuclear power plant. In this study, the radiation exposure doses of the dismantling workers at different positions was estimated using the MicroShield dose assessment program based on the NUREG/CR-1595 report. The individual effective dose, which is the sum of the effective dose to each tissue considering the working time, was used to estimate the radiation exposure dose. The estimations of the simulation results for all RCS piping dismantling tasks satisfied the dose limits prescribed by the ICRP-60 report. In dismantling the RCS piping of the Kori-1 or Wolsong-1 units in South Korea, the estimation and reduction method for the radiation exposure dose, and the simulated results of this study can be used to implement the radiation safety for optimal dismantling by providing information on the radiation exposure doses of the dismantling workers.

• Journal of Radiation Protection and Research
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• 제33권4호
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• pp.183-196
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• 2008

원전주변의 주민에 대한방사선량의 대부분을 음식물 섭취에 의한 내부피폭이 차지하고 있다. 그러나 우리나라 원전에 적용하고 있는 음식물 섭취 관련 인자는 1989년 한국원자력연구소가 고리원전 주변지역을 대상으로 수행한 현장조사 결과를 계속 적용하고 있어 최근의 식습관 변화를 적절히 반영하지 못하고 있다. 또한 우리나라는 미국 NRC (Nuclear Regulatory Commission) 에서 적용하고 있는 최대개인에 근거하여 음식물 섭취율을 결정하고 있다. 그러나 최근의 ICRP (International Commission on Radiological Protection) 의 권고 및 유럽의 관련 지침에서는 결정집단 또는 결정집단을 대표하는 개인에 대해 선량을 평가토록 권고하고 있다. 따라서 이러한 식습관의 변화추이나 피폭평가대상에 대한 국제적인 권고기준에 준하는 음식물 섭취율 설정방법에 대한연구가 필요하다. 보건복지가족부에서는 국민건강증진법에 의거 매 3년마다 전국 규모의 국민의 식품 및 영양섭취실태 조사를 실시하고 있다. 따라서 본 연구에서는 이러한 정부조사자료를 활용하여 주기적으로 음식물 섭취량 자료를 갱신할 수 있는 방안을 연구하였다. 보건복지가족부에서 $2001{\sim}2002$년에 수행한 국민영양조사원자료(raw data)를 분석하여 결정집단을 대표하는 개인의 음식물 섭취율을 결정하는데 이용할 수 있는 기초통계량을 제시하고, 또한 현재 국내 원전에서 적용하고 있는 최대개인의 음식물 섭취율을 재설정하였다.

• 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.

• 방사성폐기물학회지
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• 제6권2호
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• pp.73-100
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• 2008

고준위 방사성폐기물 처분장으로부터 유출된 핵종에 의한 선량률을 계산하기 위한 생태계평가 코드 ACBIO를 일반적인 구획모델링도구인 AMBER를 이용하여 BIOMASS 방법론을 적용하여 개발하였다. ACBIO의 유용성을 보이고, 구획의 변화나 일부 파라미터값의 변화에 따른 구획 내 농도와 방사능, 그리고 구획간의 플럭스의 민감도도 검토하였다. 지하매질-생태계 경계(GBI)를 통해 넘어오는 핵종의 유출플럭스에 따른 선량환산인자를 각 핵종별로 구하여 결정집단내 개인의 최대피폭선량율을 선량환산인자로 얻는 계산을 수행하였다. 또한 생태계 요소의 구획모델링이나 가능한 피폭집단의 설정, 그리고 GBI의 인지 등이 생태계평가에 중요한 요소가 되는 것을 확인하였다.

• 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 $^{14}C$.

• 한국방사선학회논문지
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• 제8권2호
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• pp.81-88
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• 2014

진단영상의학에서 일반영상촬영의 경우 각각의 부위를 연속(series)촬영으로 검사하는 경우가 대부분이다. 그러나 환자선량권고량(DRL)의 경우 각 부위의 전후(AP)방향과 측면(lateral)자세의 촬영 측정값만이 설정되어있는 것이 현실이다. 병원에서는 환자의 연속 촬영에 의해 누적 선량이 발생되며, 이는 환자선량권고량(DRL)과 누적된 피폭선량을 비교할 수 없거나, 과소평가할 수 있다. 본 연구에서 각 부위별 연속촬영의 누적선량을 측정한 결과, 조사야에 포함된 경우 입사표면선량(ESD)을 유효선량으로 변환하면 공중의 선량한도(Individual dose)의 최대 38.06%에서 최소 0.23%까지 측정되었다. 그리고 조사야에 포함되지 않은 각 부위의 입사표면선량(ESD)을 유효선량(Effective dose)으로 변환한 경우 공중의 선량한도(Individual dose)의 최대 5%에서 최소 0.04%까지 측정되었다. 연구결과 각 부위별 연속촬영에서 입사표면선량(ESD)이 많이 증가하는 것을 알 수 있다. 따라서 병원에서는 환자선량권고량(DRL)을 구체적으로 설정할 필요가 있으며, 불필요한 검사를 줄이기 위해 환자 촬영 order의 세분화가 필요하다고 판단된다. 또한, 여러 부위의 검사에서는 정확한 조사야의 필요성이 강조된다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제33권2호
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• pp.156-165
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• 2001

A radiological safety assessment was performed for a hypothetical near-surface radioactive waste repository as a simple screening calculation to identify important nuclides and to provide insights on the data needs for a successful demonstration of compliance. Individual effective doses were calculated for a conservative ground water pathway scenario considering well drilling near the site boundary. Sensitivity of resulting ingestion dose to input parameter values was also analyzed using Monte Carlo sampling. Considering peak dose rate and assessment time scale, C-14 and T-129 were identified as important nuclides and U-235 and U-238 as potentially important nuclides. For C-14, the dose was most sensitive to Darcy velocity in aquifer The distribution coefficient showed high degree of sensitivity for I-129 release.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제56권1호
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• pp.123-131
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• 2024

Electron paramagnetic resonance (EPR) dosimetry for a tooth from an individual exposed is well known as retrospective dosimetry in radiological accidents. A major constraint of the conventional X-band tooth-EPR dosimetry is the necessity to extract the tooth of the exposed patient for dose assessment. In this study, to conduct the dose assessments of exposed patients through part-extraction of tooth enamel, the minimum detectable dose (MDD) of the tooth enamel was evaluated based on the amount of mass. Further, a field test was conducted via intercomparison using various dose assessment methods to verify the feasibility of X-band tooth-EPR dosimetry using the minimum mass of tooth enamel. The intercomparison results demonstrated that effective dose determination via X-band tooth-EPR dosimetry is reliable. Consequently, it was determined that the minimum mass of tooth enamel required to evaluate an absorbed dose above 0.5 Gy is 15 mg. Thus, EPR dosimetry using 15 mg of tooth enamel can be applied in the triage and initial medical response stages for patients exposed during radiological accidents. This approach represents an advancement in managing radiological accidents by offering a more efficient and less invasive method of dose assessment.