• 제목/요약/키워드: 방사선작업종사자

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원전 불균일 방사선장하에서 유효선량 평가를 위한 복수선량계 알고리즘 적용방안 연구 (A Study on the Application of Two-dosimeter Algorithm to Estimate the Effective Dose in an Inhomogeneous Radiation Field at Korean Nuclear Power Plants)

  • 김희근;공태영
    • Journal of Radiation Protection and Research
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    • 제33권4호
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    • pp.151-160
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    • 2008
  • 국내 원전에서는 과거에 불균일 방사선장이 형성되는 고피폭 방사선작업에 2개의 복수선량계(TLD)를 머리와 기슴에 패용하였으며, 이들 선량계 판독값 중에서 최대값을 유효선량으로 평가함으로써 일정 부분이 과대평가되고 있는 것으로 나타났다. 따라서 이러한 문제점을 개선하고자 국제적인 기관에서 제시된 복수선량계 알고리즘을 대상으로 적절한 알고리즘을 선정하기 위한 현장적용 시험을 실시하였다. 여기에는 캐나다 원전사업자(OPG), 미국표준기술협회(ANSI HPS N13.41), NCRP(55/50), NCRP(70/30), EPRI (NRC), Lakshmanan, Kim(Texas A&M University) 알고리즘 등을 대상으로 하였고, 국내 원전의 계획예방정비기간동안 고피폭이 예상되는 방사선작업을 대상으로 작업종사자에게 3개의 복수선량계를 가슴, 머리, 등에 동시에 패용하였고 판독하였다. 이 시험 결과에 따르면 Lakshmanan 알고리즘을 제외하고 유효선량 평가에서 모든 복수선량계 알고리즘이 거의 유사한 경향을 보이는 것으로 나타났다. 한편 현장적용시험 결과와 이들 알고리즘의 기술적 배경과 방사선작업과정에서의 편의성 등을 종합적으로 고려하여 NCRP(55/50) 알고리즘을 최종적으로 선정하였다. 또한 복수선량계 지급조건은 INPO와 ANSI의 지침을 검토하여 빙사선량율이 1 mSv/hr 이상이면서 인체 특정부위 간의 선량율이 30% 이상차이가 나고 단일 작업에서 2mSv 이상피폭을 받을 것으로 예상될 때 지급하는 것으로 결정하였다.

방사성동위원소 사용시설(내/외) 화장실의 외부선량률 (Dose Rate of Restroom in Facilities using Radioisotope)

  • 조용귀;안성민
    • 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.

최대 신호 대 잡음비를 이용한 방사선 방어용 앞치마의 융복합 성능평가 (Convergence Performance Evaluation of Radiation Protection for Apron using the PSNR)

  • 김대호;김상현
    • 디지털융복합연구
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    • 제13권10호
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    • pp.377-383
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    • 2015
  • 본 연구는 방사선을 이용한 검사 시 방사선 방어용 앞치마(apron)의 성능이 좋지 못할 경우 방사선 작업종사자의 피폭이 상대적으로 높아질 수밖에 없음에 따라 영상평가 프로그램인 Image J의 최대 신호 대 잡음비 값을 측정하여 융복합 방어 성능평가와, 우수한 성능의 apron을 구비 할 수 있는 기초자료를 도출하고, 선량계 없이도 성능 평가 방법의 접근을 용이하게 하여 주기적이고 철저한 apron관리의 용이성을 확보하고자 하였다. 각각 32벌의 apron 9군데의 최대 신호 대 잡음비 값을 비교한 결과 상태가 양호한 apron의 경우 27 dB이상으로 나타났고 상태가 불량한 apron의 경우 24 dB미만으로 측정되어 각각의 성능이 뚜렷하게 구별 되는 것이 확인되었다. 통계분석결과 정규성 분포를 보여 t-test를 실시한 결과 p<0.001로 두 결과 값은 통계적으로 유의하였다. 이에 따라 방사선 작업종사자의 방사선피폭을 최대한 줄이기 위해 선량계 없이 최대 신호 대 잡음비 값 측정만으로 apron의 성능 평가가 용이하여 방사선 작업종사자 및 환자의 불필요한 피폭 관리가 용이하게 되었다.

중수로 원전 종사자의 방사선량 평가를 위한 $^{14}C$ 인체대사모델 분석 (An Analysis of Carbon-14 Metabolism for Internal Dosimetry at CANDU Nuclear Power Plants)

  • 김희근;이형석;하각현
    • Journal of Radiation Protection and Research
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    • 제28권3호
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    • pp.207-213
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    • 2003
  • $^{14}C$은 중수로원전에서 연돌(Stack)을 통해 방출되는 중요한 방사성 핵종중의 하나로, 대략 95% 가량이 이산화탄소의 형태로 발생되고 방출되고 있다. 방사성탄소는 발생에너지가 낮은 베타 방출체로서 외부피폭은 크게 영향을 미치지 않는다. 따라서 중수로에서 탄소는 흡입이나 섭취를 통해 작업자 체내로 유입되는 경우에만 내부피폭을 일으키고 있다. 일반적으로 탄소는 신체에서 불활성 기체와 같은 거동을 보이기 때문에 섭취경로에 의한 피폭이 흡입경로에 의한 피폭보다 훨씬 높은 것으로 알려져 있다. 따라서 작업장에서 탄소의 흡입에 의한 방사선 피폭은 거의 일어나지 않으나 캐나다 원전의 압력관 교체 작업시 아주 소량의 피폭을 일으킨 경험이 있다. 본 논문은 원전 작업장에서 일어날 수 있는 방사성탄소의 흡입에 대비하여 방사선 피폭평가를 위한 방사선방호 프로그램을 수립할 목적으로 방사성탄소의 인체 대사모델 등에 대한 분석을 수행하였다.

방사선 작업종사자의 피폭선량 비교 평가 (Comparative evaluation of radiation exposure in radiation-related workers)

  • 백성민;장은성
    • 한국방사선학회논문지
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    • 제5권4호
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    • pp.195-200
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    • 2011
  • 최근의 방사선 피폭 선량을 조사하여 그 경각심을 일깨워주기 위함이다. 그 분석결과, K병원의 2008년도 평균피폭 선량은 $0.75{\pm}0.26mSv$, 2009년은 $0.67{\pm}0.30mSv$, 2010년은 $0.92{\pm}0.33mSv$였다. P병원은 2008년이 $0.43{\pm}0.13mSv$, 2009년 $0.43{\pm}0.20mSv$, 2010년이 $0.33{\pm}0.85mSv$로 나타났으며, 연령별 평균 피폭선량은 K병원의 20대가 13.39mSv, 30대 8.37mSv, 40대 1.19mSv, 50대 0.28mSv, 60대 0.32mSv로 나타났고 P병원은 20대 0.33mSv, 30대 1.41mSv, 40대 0.83mSv, 50대 1.66mSv, 60대 1.12mSv 였다. 또한 3년간 피폭선량의 평균을 성별로 나누어서 나타냈는데 K병원에서 남자의 피폭선량은 $2.92{\pm}1.03mSv$, 여자의 피폭선량은 $0.94{\pm}0.93mSv$였다. P병원에서의 남자의 피폭 선량은 $0.66{\pm}0.18mSv$이고 여자는 $1.80{\pm}0.60mSv$로 나타났다. 방사선을 취급하는 과별로 받는 년간 평균 피폭 선량은 영상의학과 $1.65{\pm}1.54mSv$, 방사선종양학과 $1.17{\pm}0.82mSv$, 핵의학과 $1.79{\pm}1.42mSv$, 기타 $0.99{\pm}0.51mSv$였으며 상대적으로 저선량율 에너지를 사용하는 핵의학과에서 다른 과와 비교해서 방사선 피폭이 높게 나타났으며(p<0.05), 핵의학과내에서는 특히 동위원소 조작실과 주입실의 년간 평균 피폭량이 $3.69{\pm}1.81mSv$으로 많은 피폭을 받고 있었다(p<0.01). 직종별 연평균 피폭선량은 의사 $1.75{\pm}1.17mSv$, 방사선사 $1.60{\pm}1.39mSv$, 간호사 $0.93{\pm}0.35mSv$, 기타 $1.00{\pm}0.3mSv$로 의사와 방사선사가 다른 직종에 비해 높게 나타났다(p<0.05). 방사선 작업 종사자에 대한 피폭측정 및 평가가 철저히 이루어져 피폭 가능성을 줄이는데 관심과 주의가 필요하며 누적 선량을 최소화하여 방사선 작업 종사자의 건강을 유지하고 증진 시켜야 할 것이다.

18F-FDG Whole Body PET/CT 수검자의 거리별 선량 변화에 따른 방사선 작업종사자의 유효선량 고찰: 환자 고유특성 및 응대시간 측면 (The Consideration of nuclear medicine technologist's occupational dose from patient who are undergoing 18F-FDG Whole body PET/CT : Aspect of specific characteristic of patient and contact time with patient)

  • 김성환;류재광;고현수
    • 핵의학기술
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    • 제22권1호
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    • pp.67-75
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    • 2018
  • 방사선 안전에 대한 관심과 염려가 전 세계적으로 점차 증가되고 있는 가운데, 의료 실무 현장에 종사하는 방사선 작업종사자의 외부피폭 관리 또한 중요한 이슈로 부각되고 있다. 특히, $^{18}F-FDG$WholeBodyPET/CT검사의 경우 높은 에너지의 방사성동위원소를 사용하므로 검사자의 피폭선량 저감화에 더욱 관심을 기울여야 한다. 따라서, 본 연구는 $^{18}F-FDG$ Whole Body PET/CT 수검자의 거리 별 외부선량률을 측정 및 분석하고, 방사선 작업종사자의 업무 행위 별 누적선량을 확인하여 피폭선량 저감화에 도움이 되는 주요한 요소를 알아보고자 한다. $^{18}F-FDG$WholeBody PET/CT검사를 받은 106명의 환자를 대상으로 검사 종료($75.4{\pm}3.3min$) 후 가슴을 기준 0, 10, 30, 50, 100 cm 거리에서 외부선량률을 측정하였다. 환자측면에서 외부선량률에 영향을 줄 수 있는 개별적 요인을 분석하기 위해 성별, 연령, BMI, 금식시간, 당뇨병 유무, 약물 투여정보, 크레아틴 수치 정보를 수집하였다. 수집된 정보의 통계분석은 ANOVA 분석 및 T-test를 시행하였다. 방사선 작업종사자 측면에서 피폭선량에 영향을 줄 수 있는 요인을 분석하기 위해 주사 업무를 하는 3명의 직원($T_1$, $T_2$, $T_3$)과 스캔 업무를 하는 3명의 직원($T_4$, $T_5$, $T_6$)에 각각 Personal pocket dosimeter를 착용시켜 업무시간 동안 누적된 선량을 기록하였다. 또한 방사선 작업종사자 별 응대시간을 측정하여 분석하였다. 각 거리 별 외부선량은 $246.9{\pm}37.6$, $129.9{\pm}16.7$, $61.2{\pm}9.1$, $34.4{\pm}5.9$, $13.1{\pm}2.4{\mu}Sv/hr$로 산출되었다. 환자측면에서, 근거리에서 성별, BMI, 선량, 크레아틴 수치에 의해 유의미한 차이가 있었지만, 거리가 증가할수록 그 차이는 감소하였다. 그 중 크레아틴 수치의 경우 100 cm에서 집단 간 통계적으로 유의한 차이를 보이지 않는 특징이 있었다. 환자 1명으로부터 받은 선량은 주사 업무를 하는 직원($T_1$, $T_2$, $T_3$)의 경우 0.70, 1.09, $0.55{\mu}Sv/person$이었고, 스캔($T_4$, $T_5$, $T_6$)의 경우 1.25, 0.82, $1.23{\mu}Sv/person$이었다. 응대시간이 상대적으로 적은 $T_4$직원의 경우 $T_3$, $T_5$보다 34% 낮은 누적선량을 확인할 수 있었다. 이를 토대로 환자와의 적정거리 유지와 응대시간 감소가 누적선량에 크게 작용함을 알 수 있었다. 위와 같은 점을 고려했을 때, 환자의 충분한 수분 섭취 및 배뇨, 방사선 작업종사자와 환자 간 적정거리유지(최소 100 cm이상) 및 응대시간 감소를 위해 노력해야 할 것이고, 환자의 video tracking system과 장비의 원격조정 등을 통해 피폭선량 저감화를 위해 노력해야 한다.

중수로원전 종사자의 삼중수소 체내섭취에 따른 인체대사모델과 유효반감기 분석 (Analysis of Metabolism and Effective Half-life for Tritium Intake of Radiation Workers at Pressurized Heavy Water Reactor)

  • 김희근;공태영
    • Journal of Radiation Protection and Research
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    • 제34권2호
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    • pp.87-94
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    • 2009
  • 삼중수소는 중수로형 원전에서 방사선작업종사자의 내부피폭을 일으키는 주요 방사성핵종 중의 하나이다. 이 핵종은 계통에서 HTO 형태로 비교적 쉽게 누설되며, 호흡과정을 통해 작업종사자의 신체내부로 유입된다. 이러한 삼중수소는 신체 내에서 약 2시간 후에 평형에 도달하며, 약 10일의 유효반감기를 가지고 신체로부터 제거된다. 신체내의 삼중수소는 체액을 따라 유동하기 때문에 전신이 피폭을 받게 된다. 원전의 운영경험에 의하면 원전종사자의 전체 피폭방사선량의 약 20$\sim$40% 정도가 삼중수소에 의한 내부피폭으로 발생하고 있다. 따라서, 원전의 방사선안전관리 측면에서 볼 때 중요하게 관리되는 방사성핵종이다. 본 논문에서는 중수로 원전에서 삼중수소의 흡입에 따른 뇨시료 중의 삼중수소 방사능 측정 자료를 이용하여 삼중수소의 인체 대사모델을 수립하고, 이를 근거로 피폭방사선량 평가의 중요 인자인 유효반감기를 분석하였다. 이 결과에 따르면 국내 원전 종사자의 유효반감기는 국제방사선 방호위원회에서 제시한 10일보다 짧은 것으로 나타났다.

천장 개방형 RT 사용시설의 방사선 안전성 평가 연구 (A Study on the Evaluation of Radiation Safety in Opened-Ceiling-Facilities for Radiography Testing)

  • 허성회;박원석;허승욱;민병인
    • 한국방사선학회논문지
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    • 제16권6호
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    • pp.741-749
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    • 2022
  • 산업체에서 용접구조물을 파괴 없이 품질을 검증하는 방사선투과검사는 압도적으로 많이 이용되지만, 방사선을 이용함에 따라 많은 안전사항이 요구된다. 방사선투과검사 작업종사자는 검사부재의 이동유무에 따라 감마선조사기인 운반용기에 내장된 Iridium-192 방사선원을 사용시설 내 혹은 사용시설 외의 장소에서 이동시켜 작업을 수행 한다. 일반적인 사용시설은 두꺼운 콘크리트로 외부와 방사선을 전면 차단한 시설이지만, 검사부재의 취급이 용이하지 않은 등의 사유로 천장이 개방된 사용시설이 있다. 일반적인 사용시설은 외부가 모두 차단되어 이론적인 선량 평가 방법을 통하여 건설하여도 무방하지만, 천장이 개방된 경우 스카이샤인효과로 인하여 단순 이론적인 계산 방법으로 방사선 안전성을 평가하는 것은 적합하지 않다. 따라서 본 연구에서는 실제 현장에서 해당 시설의 방사선 안전성을 이온챔버형 방사선측정기와 누적선량계형인 OSLD를 통하여 평가하고, 실제 평가 환경을 몬테카를로 시뮬레이션 코드인 플루카를 이용하여 모델링 및 평가를 하였다. 해당 시설에서 조사방향에 따라 시설 경계의 방사선량은 규제기관에서 정하는 기준을 만족하기 어려웠고, 추가의 방법을 통하여 방사선 안전성을 확보할 수 있었다. 또한, Iridium-192 선원을 이용한 시뮬레이션 결과가 실제 측정값과 유효한 결과임을 확인할 수 있었다.

방사성 액체폐기물 처리 시설 내 공기오염에 의한 작업종사자 방사선학적 영향 평가에 대한 연구 (A Study on the Evaluation of Radiological Effects on Workers from Air Contamination in Radioactive Waste Treatment Facilities)

  • 이민호;하우범;이상헌;송종순
    • 방사선산업학회지
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    • 제18권2호
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    • pp.147-153
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    • 2024
  • Radioactive liquid waste generated during operation and overhaul is collected and reused through the radioactive liquid waste treatment system and continuous monitoring system in the nuclear power plant or discharged to the outside if it satisfies the limit within the control and monitoring. However, there are concerns about boric acid management, which controls the power output of nuclear power plants in radioactive liquid waste. Due to the behavior of boric acid, it is difficult to remove it in the existing liquid radwaste system, and the concentration of boric acid water discharged tends to be higher than the natural state of 5 ppm, so additional facilities should be considered. Therefore, this study aims to evaluate the radiological effects of radioactive waste treatment facilities that are under development and use them as a basis for managing worker exposure and evaluating the safety of facilities in the future.

MCNPX 시뮬레이션을 이용한 무납 방사선 차폐 시트 기반의 공간산란 저감화 평가 (Evaluating the Reduction of Spatial Scattering based on Lead-free Radiation Shielding Sheet using MCNPX Simulation)

  • 양승우;박금별;허예지;박지군
    • 한국방사선학회논문지
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    • 제14권4호
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    • pp.367-373
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    • 2020
  • 물체와 X선의 상호작용로 발생하는 산란선으로 야기되는 공간 산란선량은 대부분이 저에너지 영역의 전자기파로 인체에 비교적 쉽게 흡수되어 방사선 피폭정도가 증가하게 된다. 이러한 공간 산란 선량은 방사선작업 종사자 및 환자의 방사선 피폭 정도 지표로도 사용되고 있으며 간접적으로 발생하는 공간 산란 선량을 줄여 피폭을 저감화하기 위한 방안의 필요성이 마련될 필요성이 있다. 이에 본 연구에서는 공간산란 선량을 저감화 방안으로 무납 방사선 차폐 시트를 제시하였고 가슴 X선 촬영검사를 기준으로 몬테카를로(MC; Monte Carlo) 시뮬레이션을 수행하여 거리 변화에 따른 갑상샘과 생식선 위치에서 흡수되는 산란선의 흡수선량을 산출하였고 실측치와 차폐율을 비교 평가하였다.