• 제목/요약/키워드: 내부피폭선량평가

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역암의 역학적 거동 특성 파악을 위한 개별요소법의 응용 (DEM estimation of mechanical properties of conglomeratic rocks)

  • 박영도;유승학;김기석
    • 한국지반공학회:학술대회논문집
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    • 한국지반공학회 2006년도 춘계 학술발표회 논문집
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    • pp.42-50
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    • 2006
  • 역들의 공간적 분포가 불균질하고 역의 크기가 큰 역암의 경우 암석 전체를 대표하는 물성치($E_m,\;c,\;\Phi$ 등) 구하기 위해서는 매우 큰 시험기기가 필요하다. 따라서 커다란 역을 포함하는 역암의 경우 직접 암석실내시험을 통한 물성치 산정은 현실적으로 거의 불가능하다. 이러한 문제를 극복하기 위하여 이 연구에서는 개별요소법을 이용하여 역암의 물성치를 산출하는 방법을 제안한다. 그 방법은다음과 같다. (1) 역암내의 역의 물성과 기질부의 물성을 각각 실내실험을 통하여 파악한 후 이들 (2) 두 물질의 거동양상을 구현할 수 있는 개별요소집합체의 개별요소간의 물성을 결정한다. (3) 역의 함량, 크기 모양 공간적 분포양상등의 역암 조직과 유사한 개별요소 수치해석시료를 만든 후, (4) 이를 수치 해석실험 (이축압축실험)에 사용한다. 이러한 수치해석실험을 통해 현재까지 만들어진 결과는 다음과 같다. 첫째, 역의 강도가 기질의 강도보다 높은 역암의 경우, 역의 양이 증가할수록 일축압축강도, 내부 마찰각, 점착력이 증가하지만 증가 양상은 선형이 아니다. 탄성계수의 경우 역의 양과 상관 없이 변화하지 않는다. 둘째, 역과 기질 사이 표면의 점착력이 약할 경우 이러한 표면에서 최초 미세 균열이 형성되기 시작하므로 이 점착력은 물성치를 산출하는 중요한 인자이다. 따라서, 향후 이에 대한 자세한 연구가 필요하다고 판단된다. 결론적으로,설계 또는 시공시 직접시험에 의한 물성치의 파악이 어려운 역암 또는 직접시험을 위해 대량의 시료를 필요로 하는 함력 미고결지층, 핵석층, 풍화암과 같은 시료의 물성치는 별도로 측정된 물성들 (예, 역과 기질)을 이용한 개별요소법을 통해 구할 수 있다.로 나타났다.TEX>, DIN/DIP비 표층수 $23.91\pm3.42$, 저층수 $23.43\pm3.38$이었으며, 전반적으로 해역별 수질기준 I등급 내지는 II등급을 유지하고 있었고, 공간적으로는 외해측으로 갈수록 외해수와 혼합 확산되어 양호한 수질을 나타내었다. 장기적인 변동특성은 세그룹으로 구분되어진다.기 실험결과 용출용매로 증류수와 해수를 이용했을 때, 제강 슬래그에서 용출되는 납, 구리, 카드뮴, 수은의 용출 경향의 차이를 확인할 수 있었고 이에 따라서, 납, 구리, 카드뮴의 용출 유해성은 낮기 때문에 해양구조물로의 제강슬래그 유효이용은 적합할 것으로 판단되었다.im80%$로 계산되었다. 열형광선량계로 측정된 방사선량은 각각 1.8, 1.2, 0.8, 1.2, 0.8 (70 cm 거리) cGy로 측정되었으며, 환자의 복부 표면에서의 서베이메터를 이용한 측정량은 10.9 mR/h였다. 차폐구조물의 사용 시 전체 치료 동안에 태아선량은 약 1 cGy 정도로 평가되었다. 결론 : AAPM Report No.50의 자료에 따르면, 임산부의 방사선 치료 시 태아의 방사선 피폭선량은 5 cGy 이하일 경우에 방사선 피폭에 따른 태아의 위험이 거의 없는 것으로 제시되고 있다. 본원에서 차폐 구조물을 설치하였을 경우에 측정된 태아선량은 약 1 cGy로 측정되었고, 고안된 차폐구조물은 태아에 도달하는 방사선량을 감소시키기에 적합한 설계임이 입증되었다. 아니라 일반종합병원에서도 CTX-M형 ESBL 생성 E. coli와 K. pneumoniae가 존재하며 확산 중임을 시사한다. 앞으로 CTX-M형 ESBL의 만연과 변종 CTX-M형 ESBL의 출연을 감시하기 위한

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KAERI 폐 카운터를 이용한 LLNL 팬텀과 JAERI 팬텀과의 비교

  • 이종일;이태영;김종수;장시영
    • 한국원자력학회:학술대회논문집
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    • 한국원자력학회 1998년도 춘계학술발표회논문집(2)
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    • pp.600-605
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    • 1998
  • 체내방사능 측정시스템의 교정인자는 측정결과에 주요한 요인으로 작용한다. 교정인자는 특정 집단으로부터 표준체위와 표준장기를 도출, 이를 기초로 하여 제작한 펜텀으로부터 구하는 것이 일반적인 방법이다. 그러나 팬텀의 기하학적 구조 및 내부장기의 형상은 특정 집단에 따라 다르므로 이로 인한 측정오차가 발생할 수 있다. 따라서 본 연구에서는 북아메리카 성인남성의 표준자료에 근거하여 제작된 LLNL 팬텀과 일본성인 남성의 표준자료에 근거하여 제작된 JAERI 팬텀을 한국원자럭연구소 폐 카운터를 이용하여 상호비교.분석하였다. 이와 함께 LLNL 팬텀으로 교정된 폐 카운터의 성능시험을 JAERI 팬텀으로 DOELAP 성능시험범주 I, II, III 및 IV에 대해 수행하여 편텀의 구조 및 형상으로부터 발생하는 측정오차를 분석하였다. 비교.분석결과 1.7 cm ~ 3.7 cm 근육등가 가슴벽두께 범위내에서 JAERI 팬텀에 의한 교정인자가 전반적으로 LLNL 팬텀의 것보다 다소 높은 수치를 보였으나 허용수준이었고, 성능시험결과 상대편중은 DOELAP 성능 용인 기준을 만족하였다. 결국 두 팬텀간의 측정오차는 측정 및 체내피폭선량 평가시 수반되는 오차와 비교해 보면 그다지 크지 않은 것으로 결론지울 수 있다. 따라서 LLNL 펜텀으로부터 구한 교정인자를 국내 성인남성의 일상 모니터링에 사용할 경우 측정결과가 다소 과대평가되기는 하나 허용수준으로서 큰 문제가 없는 것으로 나타났다.

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원전 증기발생기 수실 내 에너지 스펙트럼을 고려한 MOSFET 방사선검출기 선량보정인자 결정에 관한 몬테칼로 전산모사 연구 (Monte Carlo Study of MOSFET Dosimeter Dose Correction Factors Considering Energy Spectrum of Radiation Field in a Steam Generator Channel Head)

  • 조성구;최상현;김찬형
    • Journal of Radiation Protection and Research
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    • 제31권4호
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    • pp.165-171
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    • 2006
  • 국내에서는 현재 물리적 인형 모의피폭체와 수십 개의 소형 MOSFET 선량계를 이용하여 유효선량(Effective Dose)을 실시간으로 정확하게 측정할 수 있는 시스템을 개발 중에 있다. 이때 사용되는 MOSFET 선량계는 그 크기가 매우 작으며, 상대적으로 높은 민감도를 가지고 선량을 실시간으로 측정할 수 있다는 장점이 있는 반면, 검출부위가 조직등가 물질이 아닌 실리콘으로 이루어져 있어 저에너지 광자에 대하여 적절한 보정이 필요하다. 본 연구에서는 몬테칼로 전산모사 방법을 사용하여 증기발생기 수실 내부의 에너지 스펙트럼에 대한 MOSFET 선량계의 선량보정인자 값들을 계산하였으며, 이렇게 계산된 보정인자 값들을 선행 연구에서 구한 값, 즉 0.662 MeV와 1.25 MeV의 광자만을 이용하여 구한 선량보정인자 값들과 비교하여 보았다. 비교 결과, 두 서로 다른 조건에서의 선량보정인자들은 큰 차이를 보이지 않았으며$(\leq1.5%)$, 따라서 선행 연구에서 구한 선량보정인자들을 원자력발전소의 증기발생기 수실에 그대로 적용하여도 큰 문제가 없음을 알 수 있었다. 또한, 증기발생기 수실에 대하여 결정된 선량보정인자들을 실측된 MOSFET 선량계의 선량값들에 적용하여 선량보정에 따라 유효선량이 어느 정도 변화하는 가를 확인한 결과, 유효선량은 선량보정인자를 적용할 경우가 적용하지 않을 경우에 비해 약 7% 정도 낮게 평가됨을 알 수 있었다.

원전해체후 규제해제 대상 금속폐기물에 대한 자체처분 안전성 평가 (Safety Evaluation of Clearance of Radioactive Metal Waste After Decommissioning of NPP)

  • 최영환;고재훈;이동규;황영환;이미현;이지훈;홍상범
    • 방사성폐기물학회지
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    • 제18권2_spc호
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    • pp.291-303
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    • 2020
  • 영구정지후 해체가 계획된 고리 1호기 원자력발전소는 해체과정에서 다양한 종류의 방사성폐기물이 대량으로 발생될 것으로 예상되고 있으며, 이 중 원자로 및 내부구조물은 방사능 수치가 높으므로 1차측에서 적절한 크기와 중량으로 해체된다. 고리 1호기 해체시 원자로 및 내부구조물에서 발생되는 방사성폐기물에 대하여 기존 폐기물의 자체처분 현황 및 법적 제한 사항 분석 등을 통해 적절하고 효율적인 처분방법을 마련하는 것은 중요한 사안일 것으로 판단된다. 원자로 및 내부구조물에서 발생되는 폐기물은 중준위에서부터 자체처분까지 다양한 준위의 폐기물들이 발생되며, 이 중 자체처분 준위에 해당되는 폐기물은 방사화 평가 결과, 원자로 상부 헤드와 상부 헤드 인슐레이션에서 발생되는 것으로 나타났다. 본 논문에서는 방사화 평가 결과를 바탕으로 자체처분 준위에 해당되는 폐기물을 자체처분 평가 코드인 RESRAD-RECYCLE 코드를 사용하여 자체처분 안전성 평가를 수행하였다. 대상 폐기물의 자체처분 시나리오를 선정하고 자체처분시 개인 및 집단별 최대선량을 계산하여 국내 원자력안전법에서 규정하는 자체처분 기준 제한치의 만족 여부를 판단하였다. 평가 결과, 전체적으로 상당히 낮은 결과값을 보이며 기준 제한치를 만족하는 결과를 나타내었으며, 핵종별 자체처분 허용농도를 도출하였다.

중수로원전 방사선작업종사자의 공기중 삼중수소 섭취 후 뇨시료 제출 시간이 체내 삼중수소 농도에 미치는 영향 분석 (An Internal Tritium Concentration Analysis in Urine Samples as a Function of Submission Time after Airborne Tritium Intake at Korean Pressurized Heavy Water Reactors)

  • 김희근;공태영;정우태;김석태
    • Journal of Radiation Protection and Research
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    • 제34권4호
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    • pp.184-189
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    • 2009
  • 중수로원전의 방사선작업종사자는 방사선작업 종료 후에 뇨시료를 제출하여 공기중 삼중수소의 섭취에 따른 내부피폭 선량을 평가하고 있다. 이 경우 종사자가 제출한 뇨시료는 삼중수소가 체내에서 평형에 도달한 대표시료(Representative sample)라는 전제를 필요로 한다. 국제방사선방호위원회(ICRP)의 간행물과 삼중수소의 인체평형에 대한 캐나다의 실험결과에 의하면 체내로 유입된 삼중수소는 약 2-3시간 후에 평형에 도달한다고 기술하고 있다. 그런데 원전에서는 계획예방정비기간 동안 일시에 많은 작업이 진행되고 빈번한 종사자의 출입으로, 방사선작업 종료 후 제출하는 뇨시료는 섭취 후 평형에 도달하는 약 2시간 경과 이전에 제출하거나, 지연하여 제출하는 경우가 발생할 수 있다. 따라서 이 논문에서는 방사선작업 종료 후 종사자가 제출하는 시간대별 뇨시료 중의 삼중수소 농도를 측정하였고, 이를 근거로 체내 삼중수소의 농도에 대한 변화추이와 선량평가에 미치는 영향을 분석하였다. 그 결과 종사자의 뇨시료는 대부분 삼중수소 섭취 후 2시간 정도에 신체 내에서 평형에 도달하는 것으로 확인되었다.

원전 주변 주민의 방사선량 평가를 위한 음식물 섭취량 조사 예비결과 (Preliminary Results on Food Consumpt ion Rates for Off-site Dose Calculation of Nuclear Power Plants)

  • 이갑복;정양근;방선영;강덕원
    • 한국방사성폐기물학회:학술대회논문집
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    • 한국방사성폐기물학회 2005년도 추계 학술대회 논문집
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    • pp.307-316
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    • 2005
  • 원전 주변의 주민에 대한 방사선량의 대부분을 음식물 섭취에 의한 내부피폭이 차지하고 있다 그러나 우리나라 원전에 적용하고 있는 음식물 섭취량은 1989년 한국원자력연구소가 고리원전 주변지역을 대상으로 현장조사한 결과로 최근의 식습관 변화를 적절히 반영하지 못하고 있다. 보건복지부에서는 국민건강증진법에 의거 매 3년마다 전국 규모의 국민의 식품 및 영양 섭취실태 조사를 실시하고 있다 따라서 이러한 정부 조사자료를 활용하여 주기적으로 음식물 섭취량 자료를 갱신할 수 있는 방안을 모색할 필요가 있다. 국내원전에 적용하고 있는 음식물 섭취량 자료를 개선하기 보건복지부 국민영양조사 결과를 분석하고, 원자력발전소 주변 주민을 대상으로 현장 조사를 실시하였다.

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환경시료 중 농산물에서 화학적 처리 방법에 의한 방사능 분석 (Radiation Analysis by Chemical Treatment of Agricultural Products in Environmental Samples)

  • 장은성;이효영
    • 한국방사선학회논문지
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    • 제11권6호
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    • pp.531-538
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    • 2017
  • 원전 주변의 농경지에서 생산되는 농산물은 방사능 오염으로 인해 체내 방사능 오염을 유발할 가능성을 가질 수 있다. 이에 원전 주변에서 채취된 농산물을 건조 처리하여 섭취에 의한 내부피폭선량 평가를 위해 $^{90}Sr$의 방사능 농도의 한계치를 알아보고자 하였다. 감마동위원소 분석결과 모든 시료에서 인공핵종은 검출되지 않았으며, 쌀에서 < 0.0166~0.0336 Bq/kg-fresh, 배추에서 <0.00586~0.0421 Bq/kg-fresh, 열무에서 <0.0135 ~0.106 Bq/kg-fresh, 배에서 0.0114 ~ 0.0901 Bq/kg-fresh 로서 평상변동범위 수준이었다. 일반인에 대한 연간 선량한도인 1.0 mSv 대비 쌀, 배추, 열무의 $^{90}Sr$에 대해 각각 0.0177%, 0.0222%, 0.0376%, 0.00243%가 나왔으며, 이 값은 일반인에 대한 법적 기준치 $1mSv/yr{\cdot}man$ 비해 0.1 % 미만의 값이 나타났다. 따라서 식생활에서 음식 섭취량 또는 연령을 고려하여 어린이, 어른이 섭취하는 식품에 대한 폭넓은 평가가 필요할 것으로 사료된다.

ICRP 호흡기 및 생체역동학적 모델을 이용한 우라늄 생물분석 결과의 해석 (Interpretation of Uranium Bioassay Results with the ICRP Respiratory Track and Biokinetic Model)

  • 김현기;이재기
    • Journal of Radiation Protection and Research
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    • 제28권1호
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    • pp.43-50
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    • 2003
  • 본 연구는 호흡을 통해 우라늄을 만성 또는 급성섭취한 경우 생물분석 결과의 해석을 통해 예탁유효선량을 평가하는 실질적인 방법을 기술하고 있다. 인체에서의 우라늄 거동의 해석을 위해 인체의 장기를 ICRP에서 권고하는 소화기 모델, 호흡기 모델 그리고 생체역동학적 모델에 따라 일련의 수학적 격실로 구성하였다. Birchall의 알고리듬을 이용하여 각 격실에서의 균형방정식의 해석적인 해를 얻었으며 우라늄의 소변 배설함수와 폐 잔류함수를 획득하였다. 소변 중 우라늄 농도와 폐 계수기로 측정된 폐 부하량에 각각 배설 및 잔류함수를 적용하여 섭취모드에 따른 초기 섭취량 또는 총 섭취량을 계산하였다. 예탁유효선량은 ICRP 78에서 제공하는 선량 환산계수를 계산된 섭취량에 적용함으로써 평가된다.

원전해체 시 콘크리트 구조물 절단을 위한 밀기형 절단장치 개발 (Development of the Pushing Type Cutting Device to Dismantle Concrete Structure for Decommissioning of Nuclear Power Plant)

  • 이봉재;권용규;홍창동;이동원;민경남
    • 방사성폐기물학회지
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    • 제18권1호
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    • pp.103-111
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    • 2020
  • 콘크리트 구조물 절단에 사용되고 있는 다이아몬드 와이어 쏘가 장착된 당김형 절단 장치의 단점을 개선하여 밀기형 절단장치를 개발하였다. 개발된 밀기형 절단장치에는 먼지 집진 커버가 부착되며 마찰열을 냉각하기 위한 건식이나 습식방법을 선택할 수 있다. 개발된 절단장치의 동작특성과 집진 먼지의 누설률 측정을 실험하였다. 시험결과 원활한 동작특성을 보였으며, 먼지의 누설률은 1.7%인 것으로 나타났다. 개발된 절단장비를 사용하여 생물학적 차폐 콘크리트 절단 시 작업자의 내부 피폭선량을 평가하였다. 보수적 평가를 위해 노심 중심부분을 절단하는 경우를 가정하였다. 비방사능이 99.5 Bq·g-1인 누설 먼지로 인해 반면마스크를 착용한 작업자의 예탁유효선량은 0.25 mSv로 평가되었다. 개발된 밀기형 절단장비 사용 시 미량의 먼지 누설률로 인해 작업자의 방사선 피폭이 저감되며, 사용의 편리성으로 세부 절단 계획을 수립할 수 있어 방사성 콘크리트 폐기물 감량에도 기여할 수 있다. 따라서 원전의 방사화된 생물학적 차폐 콘크리트를 비롯하여 철근 콘크리트 구조물 해체 작업 시 절단 장비로서 사용될 수 있을 것이다.

한국남자 성인을 대상으로 한 방사성옥소($^{131}I$)의 갑상선 및 각 장기별 잔류율과 소변 일일배설률 측정 (Measurement of Uptake Rates of Internal Organs Including Thyroid Gland and Daily Urinary Excretion Rates for Adult Korean Males)

  • 김정훈;김희근;황주호
    • Journal of Radiation Protection and Research
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    • 제32권2호
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    • pp.45-50
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    • 2007
  • 본 연구는 한국인 특성에 대해 보다 신뢰할 수 있는 방사성핵종의 체내 흡수선량 평가를 위한 일환으로 $^{131}I$을 선정하여 체내 각 장기별 잔류율 및 소변 일일배설률을 측정하였다. 실험방법은 성인남성 28명을 대상으로 $^{131}I$을 경구 투여한 후, 시간대별(2, 4, 6, 24시간) 갑상선, 간, 위, 소장, 신장, 소변의 방사능을 측정하고 이를 이용하여 각 장기별 잔류율 및 소변 일일배설률을 산출하였다. 그 결과, $^{131}I$ 투여 24시간 후 갑상선이 평균 19.70%의 잔류율과 71.12%의 소변 일일배설률을 나타냈으며, 갑상선을 제외한 각 장기는 투여 2시간 후 최고 잔류율 및 최고 소변 일일배설률을 보이나, 이후 감소하는 경향을 보였다. 또한 잔류율이 높은 장기 순서는 갑상선을 제외하고 위, 왼쪽 신장, 간, 소장, 오른쪽 신장으로 나타났다. 본 연구를 통해 산출된 방사성옥소의 섭취 24시간 후 갑상선 잔류율 변화는 기존 30%로 보고된 ICRP-54/67 및 25% 잔류율로 보고된 ICRP-78의 자료와 차이를 나타냈다. 한국인의 특성에 맞는 체내 흡수선량 평가의 올바른 접근과 그에 따른 기초 자료의 확보는 향후 원자력 발전소의 작업 종사자 내부피폭 및 임상에서 발생 가능한 체내 피폭의 정량적 평가에 도움을 줄 수 있을 것으로 판단된다.