• 방사성폐기물학회지
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• 제14권1호
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• pp.45-55
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• 2016

Decontamination is one of the most important technologies for the decommissioning of NPP. The purpose of decontamination is to reduce the Risk of exposure of the decommissioning workers, and to recycle parts of the plant components. Currently, there is a lack of data on the efficiency of the decontamination technologies for decommissioning. In most cases, the local radiation level can be lowered below a regulatory limitation by decontamination. Therefore, more efficient decontamination technology must be continuously developed. This work describes the practical experiences in the United States and the European countries for NPP decommissioning using these decontamination technologies. When the decommissioning of domestic nuclear power plant is planned and implemented, this work will be helpful as a reference of previous cases.

• Journal of Radiation Protection and Research
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• 제40권4호
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• pp.216-222
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• 2015

천연방사성물질을 취급하는 산업시설의 종사자들은 공정에서 발생하는 공기 중 입자의 흡입에 의해 만성적인 내부피폭을 받을 수 있다. 방사성 물질을 함유한 공기 중 입자 흡입에 의한 내부피폭은 입자의 크기, 모양, 밀도, 흡수형태에 따라 달라진다. 본 연구에서는 공기 중 부유 입자의 물리화학적 특성에 따른 피폭방사선량 민감도를 평가하였다. 흡입에 의한 내부피폭선량 평가는 국제방사선방호위원회 66 인체호흡기모델을 이용하였다. 일반적으로 입자의 크기가 감소할수록 예탁유효선량은 증가하는 경향을 보였으며, 입자 크기 $0.01{\mu}m$와 $100{\mu}m$ 에서의 피폭방사선량은 $^{238}U$ 의 경우 약 100 배, $^{230}Th$ 의 경우 약 50 배 차이를 보였다. 모양인자가 작을수록 피폭방사선량은 높게 나타났으며, 모양인자가 1 일 때 피폭방사선량은 모양인자가 2 일 때 보다 18% 높았다. 입자의 밀도가 증가할수록 피폭방사선량은 높게 나타났으며, 입자 밀도가 $11g{\cdot}cm^{-3}$ 인 경우 피폭방사선량은 밀도가 $0.7g{\cdot}cm^{-3}$ 인 경우에 비해 60% 높게 나타났다. $^{238}U$ 의 경우 피폭방사선량은 흡수형태 S, M, F 순으로 높게 나타났으며, 흡수형태 S 의 경우 F 에 비해 피폭방사선량이 약 9 배 높게 나타났다. $^{230}Th$ 의 경우 피폭방사선량은 흡수형태 F, M, S 순으로 높게 나타났으며, 흡수형태 F 의 경우 S 에 비해 피폭방사선량이 약 16 배 높게 나타났다. 민감도 평가에서 나타난 것처럼 입자의 물리화학적 특성을 고려하지 않고 피폭방사선량을 평가하는 경우 평가값은 실제값에 비해 수십 혹은 수백 배 이상 왜곡 될 수 있다. 천연방사성물질을 취급하는 작업장에서 종사자의 정확한 피폭방사선량 평가를 위해서는 취급하는 물질, 작업환경 등을 고려하고 입자의 물리화학적 특성값을 실측하여 실시하는 것이 바람직하다.

• 한국방사선학회논문지
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• 제11권3호
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• pp.171-175
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• 2017

비파괴검사 분야에서는 작업자들의 안전을 확보하기 위해 방사선원에 대한 시스템 개발에 많은 시간과 재원을 투자하고 있으나 아직까지 사고 발생 확률은 높은 실정이다. 방사선에 대한 잠재적 사고를 미연에 방지하기 위해서는 방사선원의 위치를 직접적으로 검증하는 것이지만 아직까지 연구가 미흡한 실정이다. 이에 본 연구에서는 감마선조사기의 선원 가이드 튜브에서 방사선원의 위치를 감지할 수 있는 모니터링 시스템 개발을 위한 선행연구로써 몬테카를로 시뮬레이션을 통해 방사선 검출기에 대한 특성을 모의 추정하였다. 연구 결과, Ir-192의 감마선 에너지에 대한 방사선 검출기는 반도체 소재에 무관하게 $150{\mu}m$에서 2차 전자평형이 이루어지는 것으로 분석되었으며, 감마선 응답 특성은 $HgI_2$가 가장 우수할 것으로 기대된다. 이러한 결과는 차후 모니터링 시스템의 검출부에 위치하는 방사선 검출기의 최적화 두께를 결정하는데 기초자료로써 활용될 수 있을 것으로 기대되며, 이를 바탕으로 모니터링 시스템을 개발 시 방사선작업종사자가 위험을 쉽게 인지하여 안전을 확보할 수 있을 뿐만 아니라 잠재적인 방사선 사고에 대한 예방 및 선제적 대응이 가능함으로써 사회 안전망 구축 에 기여할 수 있을 것이다.

• Journal of Radiation Protection and Research
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• 제42권1호
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• pp.33-41
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• 2017

Background: Phosphate rock and its by-product are widely used in various industries to produce phosphoric acid, gypsum, gypsum board, and fertilizer. Owing to its high level of natural radioactive nuclides (e.g., $^{238}U$ and $^{226}Ra$), the radiological safety of workers who work with phosphate rock should be systematically managed. In this study, $^{238}U$, $^{232}Th$, $^{226}Ra$, and $^{40}K$ levels were measured to analyze the transport characteristics of these radionuclides in the production cycle of phosphate rock. Materials and Methods: Energy dispersive X-ray fluorescence and gamma spectrometry were used to determine the activity of $^{238}U$, $^{232}Th$, $^{226}Ra$, and $^{40}K$. To evaluate the extent of secular disequilibrium, the analytical results were compared using statistical methods. Finally, the distribution of radioactivity across different stages of the phosphate rock production cycle was evaluated. Results and Discussion: The concentration ratios of $^{226}Ra$ and $^{238}U$ in phosphate rock were close to 1.0, while those found in gypsum and fertilizer were extremely different, reflecting disequilibrium after the chemical reaction process. The nuclide with the highest activity level in the production cycle of phosphate rock was $^{40}K$, and the median $^{40}K$ activity was $8.972Bq{\cdot}g^{-1}$ and $1.496Bq{\cdot}g^{-1}$, respectively. For the $^{238}U$ series, the activity of $^{238}U$ and $^{226}Ra$ was greatest in phosphate rock, and the distribution of activity values clearly showed the transport characteristics of the radionuclides, both for the byproducts of the decay sequences and for their final products. Conclusion: Although the activity of $^{40}K$ in k-related fertilizer was relatively high, it made a relatively low contribution to the total radiological effect. However, the activity levels of $^{226}Ra$ and $^{238}U$ in phosphate rock were found to be relatively high, near the upper end of the acceptable limits. Therefore, it is necessary to systematically manage the radiological safety of workers engaged in phosphate rock processing.

• 한국산업보건학회지
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• 제27권1호
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• pp.38-45
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• 2017

Objectives: Radon may be second only to smoking as a cause of lung cancer. Radon is a colorless, tasteless radioactive gas that is formed via the radioactive decay of radium. Therefore, radon levels can build up based on the amount of radium contained in construction materials such as phospho-gypsum board or when ventilation rates are low. This study provides our findings from evaluation of radon gas at facilities and offices in an industrial complex. Methods: We evaluated the office rooms and processes of 12 manufacturing factories from May 14, 2014 to September 23, 2014. Short-term data were measured by using real-time monitoring detectors(Model 1030, Sun Nuclear Co., USA) indoors in the office buildings. The radon measurements were recorded at 30-minute intervals over approximately 48 hours. The limit of detection of this instrument is $3.7Bq/m^3$. Also, long-term data were measured by using ${\alpha}-track$ radon detectors(${\alpha}-track$, Rn-tech Co., Korea) in the office and factory buildings. Our detectors were exposed for over 90 days, resulting in a minimum detectable concentration of $7.4Bq/m^3$. Detectors were placed 150-220 cm above the floor. Results: Radon concentrations averaged $20.6{\pm}17.0Bq/m^3$($3.7-115.8Bq/m^3$) in the overall area. The monthly mean concentration of radon by building materials were in the order of gypsum>concrete>cement. Radon concentrations were measured using ${\alpha}-track$ in parallel with direct-reading radon detectors and the two metric methods for radon monitoring were compared. A t-test for the two sampling methods showed that there is no difference between the average radon concentrations(p<0.05). Most of the office buildings did not have central air-conditioning, but several rooms had window- or ceiling-mounted units. Employees could also open windows. The first, second and third floors were used mainly for office work. Conclusions: Radon levels measured during this assessment in the office rooms of buildings and processes in factories were well below the ICRP reference level of $1,000Bq/m^3$ for workplaces and also below the lower USEPA residential guideline of $148Bq/m^3$. The range of indoor annual effective dose due to radon exposure for workers working in the office and factory buildings was 0.01 to 1.45 mSv/yr. Construction materials such as phospho-gypsum board, concrete and cement were the main emission sources for workers' exposure.

• 한국산업보건학회지
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• 제25권1호
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• pp.27-35
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• 2015

Objectives: To investigate safety and health management, conditions in factories or facilities handling radiation-generating devices and radioactive isotopes were reviewed in terms of regulations of radiation safety control in Korea. Radiation exposure levels generated at those facilities were directly measured and evaluated for establishing an effective safety and health management plan. Methods: Government organizations with laws and systems of radiation safety and health were investigated and compared. There are three laws governing radiation-related employment such as occupational safety and health acts, nuclear safety acts, and medical service acts. We inspected 12 workplaces as research objects:four workplaces that manufacture and assemble semiconductor devices, three non-destructive inspection workplaces that perform inspections on radiation penetration, and five workplaces in textile and tire manufacturing. Monitoring of radiation exposure was performed through two methods. Spatial and surface monitoring using real-time radiation instruments was performed on each site handling radiation generating devices and radioactive isotopes in order to identify radiation leakage. Results: According to the occupational safety and health act, there is no legal obligation to measure ionizing radiation and set dose limits. This can cause confusion in the application of the laws, because the scopes and contents are different from each other. Surface dose rates in radiation generating devices such as implanters, thickness gages and accelerators, which were registered according to nuclear safety acts, using surveymeters, and seven of 36 facilities(19.4%) exceeded the international standards for surface radiation dose of $10{\mu}Sv/hr$. Conclusions: The results showed that occupational health and safety acts require a separate provision for measuring and assessing the radiation exposure of workers performing radiation work. Like noise, ionizing radiation will also periodically be controlled by including it in the object factors of work-environment measurement.

• Journal of Radiation Protection and Research
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• 제37권3호
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• pp.129-137
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• 2012

국제방사선방호위원회(ICRP)는 2007년 발행된 ICRP 103 권고를 통해, 행위와 개입으로 대변되는 방사선방호 지침을 각 피폭상황 별로 적용하도록 변경하여 권고하였다. 이 지침에는 계획피폭상황에서 방사선방호 최적화의 수단으로 방사선작업종사자와 일반인에 대해 선원중심의 선량제약치(dose constraint)를 설정하여 운영하도록 권고하고 있다. 이 논문에서는 계획피폭상황에서 일반인 선량제약치를 설정하는데 필요한 국내 원전의 방사성물질의 배출량과 이에 따른 주변주민의 피폭방사선량 평가 결과를 분석하였다. 이를 바탕으로 국내 원전의 동일부지 내 복수호기 원전의 운영을 고려한 선량제약치 설정 방안을 제시하였다.

• 대한방사선기술학회지:방사선기술과학
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• 제45권4호
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• pp.331-339
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• 2022

The purpose of this study was to evaluate maternal organ and fetal doses by week of pregnancy for pregnant women nuclear medicine practitioners in the nuclear medicine field. In addition, we intend to present basic data for the management of exposure doses of female nuclear medicine practitioners. In this study, phantoms of childbearing women, 3, 6, 9 months pregnant women were simulated using MCNPX(Monte Carlo N-Particle Extended) among the Monte Carlo methods. First, volume source was constructed based on 10 cm of the anterior part of the lower abdomen of the phantom, and the organ and fetal doses were evaluated for each week of the pregnant woman according to the type of radioactive isotope. Second, the organ and fetal dose of pregnant women were evaluated by increasing the distance between the source and the abdominal surface by 50 and 100 cm. As a result, ¹⁸F sources showed high organ and fetal doses in pregnant women 0 to 3 months, and the dose distribution gradually decreased in 6 to 9 months pregnant women. The distribution of organ and fetal doses for ⁹⁹mTc and ¹²³I sources showed the same tendency as that of ¹⁸F, and the overall absorbed dose distribution was relatively lower than that of ¹⁸F. Through this study, it is considered that workers in the early stages of pregnancy within 3 months will need appropriate management to minimize occupational exposure dose.

• 대한방사선기술학회지:방사선기술과학
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• 제39권2호
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• pp.237-246
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• 2016

방사성동위원소 사용시설 내/외 화장실 표면 방사선량률과 공간 방사선량률을 측정하여 화장실을 이용하는 환자 이외 방사선작업종사자 및 환자보호자 등의 안전성을 확보하고 방사선 방어 연구에 대한 기초 자료로 제시 하고자 한다. 2014년 5월 1일부터 7월 31일까지 인천광역시 소재 종합병원 방사성동위원소 사용시설 내/외 화장실 4곳의 공간 방사선량률과 작업 전/후 표면 방사선량률을 각각 측정하였다. 의료기관별 방사성동위원소 사용시설 내 화장실 이용 실태조사 결과 환자뿐만 아니라 환자 보호자, 일부 방사선 작업종사자까지 다양하게 이용하고 있었다. 화장실 내 공간 방사선량률 측정 결과 핵의학적 검사 중 감마촬영실을 이용하는 화장실의 누적 공간선량률은 8.86 mSv/hr으로 가장 높게 측정되었고, 방사성옥소 치료실 화장실은 7.31 mSv/hr, PET촬영실 화장실 2.29 mSv/hr, 외래 진료과 화장실 0.26 mSv/hr으로 각각 측정되었다. 방사성동위원소 작업 전/후 화장실 내 표면 방사선량률을 측정한 결과 대부분 환자 배설물이 직접 닫는 변기 앞에서 표면 방사선량률이 가장 높게 측정되었고, 화장실 내 중앙, 입구 순으로 측정되었다. 개봉선원은 물리적 반감기가 짧고 에너지가 낮아 비교적 안전하여 방사선 관리구역에서 안전하게 사용되고 있다. 그러나 저에너지 이며 짧은 반감기의 방사선원이라 하더라도 환자에게 투여되면 그 이후 환자는 움직이는 방사선원이 되며 환자가 이용하는 장소는 배설물에 의한 방사선 오염 장소가 된다. 따라서 효과적으로 유효선량을 최소화하고 불필요한 피폭선량을 줄이기 위해 방사성동위원소 투여 후 충분한 수분 섭취를 독려하여 생물학적 반감기를 낮추고, 물리적 반감기가 허용 선량이하로 될 때까지 주변인은 환자로부터 가급적 멀리 떨어져 생활하도록 권고되어야 한다.

• Journal of Radiation Protection and Research
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• 제34권3호
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• pp.121-128
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• 2009

국내 원전의 계획예방정비기간중에 원자로계통의 개방과정에서 원자로건물내 공기 중으로 누설된 $^{131}I$의 채내 흡입으로 원전 종사자의 내부피폭이 발생하였다. 이에 따라 원전에서 보유하고 있는 전신계측기(Whole Body Counter)를 이용하여 방사선작업 종료 후 즉시 원전종사자의 체내에 침적된 내부방사능을 측정하였고, 수일 경과 후 재측정하였다. 이러한 전신계측결과를 이용한 섭취량 산정 값을 원전종사자가 출입한 원자로 건물 내 공기 중의 $^{131}I$ 방사능 농도 측정결과와 원자로건물 출입기록에 근거하여 계산된 $^{131}I$ 채내 섭취량과 비교 평가하였다. 그 결과 전신계측기를 이용한 채내 방사능측정 결과와 공기중 농도를 이용한 섭취량 산정 결과는 비교적 잘 일치하는 것으로 평가되였다.