• 핵의학기술
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• 제15권1호
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• pp.75-80
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• 2011

유럽 및 미국에서는 다인용 치료병실을 사용하고 있는 실정이다. 이에 서울대학교병원에서 현재 1인용 치료병실로 사용하고 있는 병실을 2인용 치료병실로 운영할 때 안전성에 대해 알아보고자 한다. 서울대학교병원 기존 치료병실에 침대와 침대 사이 차폐벽을 설치하여 2인용 치료병실로 운영할 경우, 상대방 환자로부터 방출되는 감마선의 산란에 의한 외부피폭과 상대방 환자에 의해 발생되는 오염으로 인한 외부 및 내부피폭을 평가하였다. 2인용 치료병실의 안전성 평가를 위해 외부 및 내부피폭을 평가하였을 때 원자력법에서 고시하는 '진료환자의 격리 수량, 5 mSv'이하의 피폭을 받게 됨을 알 수 있었다. 그리고 환자들의 피폭관리방안을 수립하여 교육 및 관리함으로써 환자 상호 간의 불필요한 피폭을 방지할 수 있다는 것을 알 수 있었다. 갑상선암 환자의 증가에 따라 치료병실 이용하는 환자가 적체되고 있는 추세이다. 이에 국제적 추세에 발맞춰 현행 1인용 치료병실을 2인용 치료병실로 개선함으로써 비용절감 및 관리의 효율성을 증대할 수 있으며 환자의 소외감과 고립감을 해소하여 치료효과를 높일 수 있다.

• 한국화재소방학회논문지
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• 제34권3호
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• pp.134-140
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• 2020

국내 원전은 심층화재방어 개념에 따라 화재 발생 시 원전 외부로 방사능의 누출을 억제하고 발전소의 안전정지기능이 유지되어야 한다. 또한 화재방호 설비가 노형별 화재방호 설계 요건에 맞게 설치되어 운전 중 요구하는 설계기능이 유지되고 있는지 관련 규정에 따라 정기적인 시험으로 건전성을 확인한다. 현재 국내 원전은 원자력안전법과 국내외 소방관계법을 동시에 적용하고 있으며 특히 이러한 법규 환경과 더불어 2017년 국내 최초 영구 정지된 고리1호기에도 유사한 규정이 적용될 것으로 사료된다. 하지만 향후 단계적인 해체원전의 증가를 고려하여 해체특성을 고려한 화재방호 세부 규제규정이 마련되어 체계적으로 해체원전의 화재방호프로그램이 정착되는 기반을 마련할 필요가 있다. 따라서 원전을 다수 운영 중인 미국, 일본, 캐나다 및 유럽 국가들의 원자력 법령체계를 검토하였고, 해외 해체 원전에 활용되고 있는 미국 영구정지 및 해체원전의 화재방호 규제지침인 Reg Guide 1.191의 규제 요건을 고려한 해체원전의 화재방호프로그램 법령체계 마련을 위한 방향을 제시하였다. 본 연구에서는 해체원전의 화재방호프로그램 최적화 및 화재분야의 원전 해체 기반기술 확보를 위해 화재방호 규정 마련을 위한 방향을 제시하고자 한다.

• 방사선산업학회지
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• 제11권1호
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• pp.19-25
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• 2017

It is suggested that the dose limit recommended in the Enforcement Decree of Korea's Nuclear Safety Act should not exceed 150 mSv per year for radiation workers. Recently, however, ICRP 118 report has suggested that the threshold dose of the lens should be reduced to 0.2~0.5 Gy and the mean dose should not exceed 50 mSv per year for an average of 20 mSv over 5 years. Based on these contents, $^{123}I$, $^{99m}Tc$, and $^{18}F-FDG$, which are radioisotope drugs that are used directly by radiation workers in the nuclear medicine department in Korea are expected to receive a large dose of radiation in the lens in distribution and injection jobs to administer them to patients. The ED3 Active Extremity Dosimeter was used to measure the dose of the lens in the nuclear medicine and radiation workers and how much of the dose was received per 1 mCi.

• 한국방사선학회논문지
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• 제15권3호
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• pp.355-359
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• 2021

본 연구에서는 교내 실습 중 방사선(학)과 에 지정된 방사선작업종사자 및 수시출입자의 피폭 정도를 분석하여 방사선(학)과에 대한 원자력안전법의 방사선 방호에 대한 타당성과 최적화에 대한 기초 연구에 목적을 두었다. 연도별 작업종사자의 평균 피폭선량 2014년과 2016년에 0.01 mSv로 가장 낮은 수치가 나타났으며. 가장 높은 수치는 2018년도로 0.12 mSv이다. 연도별 수시출입자의 평균 피폭선량은 2018년 0.013 mSv로 가장 낮은 수치를 보였으며, 2016년 0.022 mSv로 가장 높은 수치가 나타났다. 본 연구를 통하여 방사선 발생장치만을 사용하는 대학의 담당교수, 실습 조교 및 방사선(학)과의 학생들은 교내실습 과정에서 받는 연간 피폭선량은 일반인의 선량한도인 1mSv에도 미치지 못하는 수준이다. 그러므로 방사선(학)과 학생들의 피폭선량이 일반인의 선량한도 보다 낮게 나오는 시점에서 현재 원자력안전법의 안전규제는 과도한 규제라고 판단된다. 따라서 현재의 원자력안전법에서 방사선 발생장치의 규정을 개정하거나 대학의 재학생에 대한 방사선안전관리 체계를 수정하는 것은 필요하다고 사료된다.

• 한국압력기기공학회 논문집
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• 제8권3호
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• pp.7-12
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• 2012

Steam generator tubes are critical boundary of the primary and secondary side in nuclear power plants. Eddy current testing is commonly used as the method of non-destructive testing for the safety and integrity of steam generator tubes in the nuclear power plants. Changes in the geometric shape act as a stress concentration factor likely to cause a defect during the steam generator operation. The mixed-signals with the geometric shape are distorted and attributes that are difficult to detect signals. An example is bending stress due to compression process at a U-bend occurring in the intrados region which has a small radius of curvature. The resulting change in the geometric shape may lead to a dent like occurrences. The dent can cause stress concentration and generates stress corrosion cracks. In this study, the steam generator tubes of nuclear power plant were selected to study for analysis of mixed-signal containing dent and stress corrosion cracks.

• Journal of Radiation Protection and Research
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• 제41권3호
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• pp.291-300
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• 2016

Background: It is necessary to assess radiation dose to workers due to inhalation of airborne particulates containing naturally occurring radioactive materials (NORM) to ensure radiological safety required by the Natural Radiation Safety Management Act. The objective of this study is to develop an internal dose assessment procedure for workers at industries using raw materials containing natural radionuclides. Materials and Methods: The dose assessment procedure was developed based on harmonization, accuracy, and proportionality. The procedure includes determination of dose assessment necessity, preliminary dose estimation, airborne particulate sampling and characterization, and detailed assessment of radiation dose. Results and Discussion: The developed dose assessment procedure is as follows. Radioactivity concentration criteria to determine dose assessment necessity are $10Bq{\cdot}g^{-1}$ for $^{40}K$ and $1Bq{\cdot}g^{-1}$ for the other natural radionuclides. The preliminary dose estimation is performed using annual limit on intake (ALI). The estimated doses are classified into 3 groups ( < 0.1 mSv, 0.1-0.3 mSv, and > 0.3 mSv). Air sampling methods are determined based on the dose estimates. Detailed dose assessment is performed using air sampling and particulate characterization. The final dose results are classified into 4 different levels ( < 0.1 mSv, 0.1-0.3 mSv, 0.3-1 mSv, and > 1 mSv). Proper radiation protection measures are suggested according to the dose level. The developed dose assessment procedure was applied for NORM industries in Korea, including coal combustion, phosphate processing, and monazite handing facilities. Conclusion: The developed procedure provides consistent dose assessment results and contributes to the establishment of optimization of radiological protection in NORM industries.

• 핵의학기술
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• 제22권1호
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• pp.28-34
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• 2018

국내 의료기관의 방사성옥소(I-131) 사용과 관련하여 배수 중 방사능농도가 원자력안전법의 허용치를 초과한 사례가 발견되어, 원인 분석 및 배수 중 방사능농도 분석을 통해 주변 환경 공공수역에 대한 관계를 평가하여 유용성에 대해 알아보고자 한다. 2014년 11월 1일부터 2015년 4월 30일까지 6개월에 걸쳐 국내 20개 병원을 대상으로 하였다. 장비는 HpGe 감마선 분광 측정기(Canberra DSA1000)를 사용하였으며, 분석방법으로는 GENIE-2000 Analysis을 이용하여 방사성옥소의 배수 중 방사능농도를 측정하여 비교 분석하였다. 연구 결과, 7개 기관이 I-131 배수 중 배출관리 기준을 초과하였음을 확인하였으며, 20개 병원의 평균 배수 중 방사능 농도는 $4.21E+4 Bq/m^3$로 나타났다. 방사능농도가 높은 병원의 특징으로는 I-131을 이용한 다수의 외래환자 진료 건수, 외래전용 화장실의 부재로 확인되었다. I-131 whole body scan 전 반드시 소변을 보게 하는 과정에서 체내에 잔류한 I-131이 배출되는 것으로 판단된다. 공공수역 내 배수 중 방사능 농도가 초과 검출되는 원인으로는 진료용 방사성옥소라 판단되며, 저용량 투여환자 외래전용 화장실 설치와 안전관리 지침서 제공 및 교육 강화의 중요성을 확인할 수 있었다. 또한 배수 중 배출관리기준과 관련하여 법적, 제도적 관리 체계 구축이 필요할 것으로 사료된다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제55권9호
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• pp.3423-3440
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• 2023

In this work, a multivariate time-series machine learning meta-model is developed to predict the transient response of a typical nuclear power plant (NPP) undergoing a steam generator tube rupture (SGTR). The model employs Recurrent Neural Networks (RNNs), including the Long Short-Term Memory (LSTM), Gated Recurrent Unit (GRU), and a hybrid CNN-LSTM model. To address the uncertainty inherent in such predictions, a Bayesian Neural Network (BNN) was implemented. The models were trained using a database generated by the Best Estimate Plus Uncertainty (BEPU) methodology; coupling the thermal hydraulics code, RELAP5/SCDAP/MOD3.4 to the statistical tool, DAKOTA, to predict the variation in system response under various operational and phenomenological uncertainties. The RNN models successfully captures the underlying characteristics of the data with reasonable accuracy, and the BNN-LSTM approach offers an additional layer of insight into the level of uncertainty associated with the predictions. The results demonstrate that LSTM outperforms GRU, while the hybrid CNN-LSTM model is computationally the most efficient. This study aims to gain a better understanding of the capabilities and limitations of machine learning models in the context of nuclear safety. By expanding the application of ML models to more severe accident scenarios, where operators are under extreme stress and prone to errors, ML models can provide valuable support and act as expert systems to assist in decision-making while minimizing the chances of human error.

• 한국방사선학회논문지
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• 제18권3호
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• pp.293-300
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• 2024

2023년 10월 31일 의료기사 등에 관한 법률의 개정에 따라 방사선사 면허를 취득하기 위해서는 현장실습과목을 필수로 이수하여야 한다. 이에 따라 의료기관 현장실습의 실태를 조사하여 개정된 의료기사법을 알리고, 현장실습의 실효성을 높이기 위한 개선방안을 제안하고자 한다. 2023년 3월부터 4월까지 의료기관에 종사하는 방사선사를 대상으로 설문을 시행하였다. 설문지는 국내 포털사이트인 N사의 폼을 통해 받았으며, 응답자는 120명이었다. 현장실습 학생의 교육을 담당한 경험이 있는 응답자는 68.3%인 82명이었다. 의료기사 등에 관한 법률 개정으로 방사선사면허를 취득하기 위해 현장실습이 의무화된 사실을 알고 있는 응답자는 58%로 나타났다. 의료기사 등에 관한 법률 제9조 무면허자의 업무 금지 등에 따라 대학 등에서 취득하려는 면허에 상응하는 교육과정을 이수하기 위하여 실습 중에 있는 사람의 실습에 필요한 경우는 해당 의료기사 등의 업무를 수행할 수 있다는 사실을 알고 있는 응답자는 50%로 나타났다. 현재 현장 실습 시 어떤 교육을 하는지 묻는 질문에 참관, 환자 안내 및 환자 자세 유지와 이동 외에 방사선을 발생시키는 행위를 하게 한다는 응답자는 6%로 나타났다. 면허 취득을 위한 현장실습이 의무화됨에 따라 앞으로의 교육 방향에 묻는 질문에 77%의 응답자가 현행보다 더 많은 것을 교육할 것이라고 응답하였다. 현장실습의 적절한 전체 시간을 묻는 질문에는 12주 480시간이 35%, 8주 320시간이 33%, 16주 640시간이 27%로 나타났다. 현행 현장실습은 각종 규제에 따라 부실한 교육여건이며, 학생들의 만족도 또한 낮음을 알 수 있다. 그러나 의료기사 등에 관한 법률이 개정됨에 따라 방사선사 면허를 취득하기 위해 현장실습이 의무화되었으며, 현장실습의 교육여건을 개선할 필요가 있다. 이에 따라 원자력안전법과 진단용방사선발생장치의 안전관리에 관한 규칙을 준수하며, 표준화된 실습 목표와 평가 시스템 도입, 수련 병원 지정과 교육 전담 방사선사 지정, 확대된 실습 기간과 모의실습을 도입하여 현장실습 교육의 내실화가 필요하다.

• 방사선산업학회지
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• 제11권1호
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• pp.13-18
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• 2017

Recently, the number of PET cyclotrons has increased in Korea. A cyclotron mainly produces $^{18}F$, which is used for the production of [$^{18}F$]FDG, a cancer diagnostic radiopharmaceutical. For radiation protection, the discharge control standard under the Nuclear Safety Act limits the radioactive concentration of $^{18}F$ in the exhaust discharged from a nuclear power utilization facility to below $2,000Bq\;m^{-3}$. However, the radioactive concentration of $^{18}F$ discharged during [$^{18}F$]FDG production at the cyclotron facility at Chosun University is maintained at about $1,500Bq\;m^{-3}$ on average, which is 75% of the concentration limit of the discharge control standard, and temporarily exceeds the standard as per the real-time monitoring results. This study evaluated the performance of the exhaust filter unit of the cyclotron facility at Chosun University by assessing the concentration of $^{18}F$ in the exhaust, and an experiment was conducted on the discharge reduction, where $^{18}F$ is discharged without reacting with the FDG precursors during [$^{18}F$]FDG synthesis and is immediately captured by the [$^{18}F$]FDG automatic synthesis unit. Based on the performance evaluation results of the exhaust filter at the cyclotron facility of Chosun University, the measured capture efficiency before and after the filter was found to be 92%. Furthermore, the results of the discharge reduction experiment, where the exhaust $^{18}F$ was immediately captured by the [$^{18}F$]FDG synthesizer, showed a very satisfactory 94.3% reduction in the concentration of discharge compared to the existing discharge concentration.