Calculation of Derived Investigation Levels for Uranium Intake

Derived Investigation levels(DILs) were calculated to protect the workers from the effects of both radiological hazard and chemical toxicity by uranium intake. Investigation Levels(ILs) of committed effective dose of 2 mSv $y^{-1}-6$ mSv $y^{-1}$ and uranium concentration of 0.3 ${\mu}g$ $g^{-1}$ in kidney, based on Korean Nuclaer Safety Act, Korean Occupational Safety and Health Act and current scientific studies of uranium intake were assumed. DILs of radiological hazard and chemical toxicity were then calculated based on the concentration of uranium in air of workplace, the lung monitoring and urine analysis, respectively. As a result, in case of the nuclear fuel fabrication plant where 3.5% enriched uranium is handled, derived investigation level(DIL) for the control of the concentration of uranium in the air of workplace assumed with 15-min acute inhalation was 0.6 mg $m^{-3}$ for all types of uranium. DILs for the control of the average concentration of uranium in air of workplace, assuming an 8-hour workday, were 15.21 ${\mu}g$ $m^{-3}$ of Type F uranium, 0.41-1.23 Bq $m^{-3}$ and 0.13-0.39 Bq $m^{-3}$ for Type M and Type S uranium, respectively. DILs for the lung monitoring assumed with a period of 6-month interval were 0.37-1.11 Bq and 0.39-1.17 Bq in acute and chronic inhalation for Type M, respectively and 0.30- 0.91 Bq and 0.19-0.57 Bq in acute and chronic inhalation for Type S, respectively. Since a detection limit of typical germanium detector for the measurement of 235U activity is 4 Bq, DILs calculated for the lung monitoring were not appropriate. DILs for urine analysis, for which an interval was assumed to be 1 month, were 14.57 ${\mu}g$ $L^{-1}$ based on chemical toxicity after acute inhalation. In addition, acute and chronic inhalation of Type M were calculated 2.85-8.58 ${\mu}g$ $L^{-1}$ and 1.09-3.27 ${\mu}g$ $L^{-1}$ based on the radiological hazard, respectively.

우라늄 섭취의 유도조사준위 산출

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.