연구로 1,2호기 해체과정에서 발생되는 많은 양의 철재폐기물 중 자체처분대상 철재폐기물을 대상으로 재활용하는 경우에 대해서 피폭방사선량을 평가하고, 규제해제농도기준(안)을 도출하였다. 평가도구는 RESRAD-RECYCLE ver 3.06을 이용하여 ICRP60에서 제시하고 있는 유효선량 개념에 근거한 내부피폭 선량환산인자를 수정하였고, IAEA Safety Series 111-P-1.1 및 NUREG-1640을 적용하여 예상되는 최대개인선량 및 집단선량을 평가하였다. 0.4 Bq/g의 철재폐기물에 대한 RESRAD-RECYCLE 전산코드의 평가결과 개인최대선량 및 집단선량은 23.9 $\mu$Sv/y, 0.11 man$.$Sv/y이다. 최종적인 핵종별 규제해제농도기준은 일반평가방법과 세부평가결과를 종합하여 가장 보수적인 평가결과를 추출하여 결정하였다. 그 결과 $Co^{60}$, C $s^{137}$ 핵종에 대한 규제해제농도준위는 1.14${\times}$$10^{-1}$ Bq/g미만이 되어야 국내 원자력법에서 정하고 있는 처분제한치(최대개인선량 : 10 $\mu$Sv/y, 집단선량 : 1 man$.$Sv/y)를 만족할 수 있다.
본 연구에서는 대덕 원자력부지에 위치한 원자력관계시설들에 의한 방사선환경의 안전성을 확인하기 위해, 기체상 및 액체상 유출물에 의한 주민선량평가를 수행하였다. 이를 위해 2010년부터 2012년까지의 3년간 대덕부지의 기상자료 및 환경으로 방출된 선원항 자료를 기반으로 하여 개인 최대피폭선량을 평가, 분석하였다. 기체상 유출물의 대기확산 인자 및 침적인자는 XOQDOQ 전산코드를 이용하여 계산하였다. 기체상과 액체상 방사성물질의 방출에 의한 최대개인선량(이하 개인선량)계산은 각각 ENDOS-G와 ENDOS-L 코드를 사용하였고, 원자력안전위원회 고시 제 2012-29에 제시된 부지당 연간기준치와 비교하였다. 최대피폭지점에서의 개인의 유효선량과 갑상선선량을 계산하였고, 이에 대한 피폭영향에 미치는 기여도를 분석하였다. 그 결과, 최대 피폭연령군은 소아로 평가되었으며 하나로 운영에 의한 영향이 90% 이상 지배적인 것으로 나타났다. 또한 기체상유출물에 의한 주요피폭경로는 섭취와 호흡에 의한 것이며, 유효선량에는 삼중수소가, 갑상선 등가선량에는 방사성옥소가 가장 영향을 많이 미치는 것으로 분석되었다. 선량평가시 기체상유출물이 90% 이상 기여하였고 액체상유출물에 의한 기여도는 상대적으로 낮은 것으로 나타났다. 결과적으로, 대덕부지의 원자력관계시설들에 의한 부지 내 개인선량은 최대 기준치의 3% 이내로 평가되어 환경에 미치는 영향이 매우 적은 것으로 확인되었다.
연구로 1,2호기 해체과정에서 발생되는 많은 양의 금속폐기물 중 자체처분대상 금속폐기물을 대상으로 재활용하는 경우에 대해서 피폭방사선량을 평가하고, 규제해제농도기준(안)을 도출하였다. 평가도구는 ,RESRAD-RECYCLE ver 3.06을 이용하여 ICRP60에서 제시하고 있는 유효선량 개념에 근거한 내부피폭 선량환산인자를 수정하였고, IAEA Safety Series III-P-1.1 및 NUREG-1640을 적용하여 예상되는 최대개인선량 및 집단선량을 평가하였다. 0.4Bq/g의 금속폐기물에 대한 RESRAD-RECYCLE 전산코드의 평가결과 개인최대선량 및 집단선량은 23.9 ${\mu}Sv/y$, 0.11 man$\cdot$Sv/y이다. 최종적인 핵종별 규제해제농도기준은 일반평가방법과 세부평가결과를 종합하여 가장 보수적인 평가결과를 추출하여 결정하였다. 그 결과 $Co^60$, $Cs^137$ 핵종에 대한 규제해제농도준위는 $1.67{\times}10_{-1}$ Bq/g미만이 되어야 국네 원자력법에서 정하고 있는 처분제한치(최대개인선량 : 10${\mu}Sv/y$, 집단선량 : 1man$\cdot$Sv/y)를 만족할 수 있다.
PET/CT 검사에서 $^{18}F$-FDG가 가장 널리 이용되며, 장비의 물리적 특성에 따라 환자 주입 $^{18}F$-FDF량이 다르게 권고되고 있다. 또한 검사 특성상 방사선종사자와 환자의 접촉으로 인하여 방사선의 피폭이 불가피하기에 본 연구에서는 각기 다른 PET/CT 장비를 대상으로 환자에게 주입되는 $^{18}F$-FDG가 방사선종사자에게 미치는 피폭선량과의 관계를 분석하였다. 총 3대의 각각 다른 PET/CT(Scanner1(S1): 0.15 mCi/kg, Scanner2(S2): 0.17 mCi/kg, Scanner3(S3): 0.12 mCi/kg)를 대상으로 각 장비에 숙련도를 고려하여 총 6명의 방사선종사자를 5개월간 순환근무하였고, 하루에 검사하는 환자수를 일정하게 유지하였다. 또한 검사진행 방법을 유사하게 유지하고, 방사선종사자의 개인피폭선량계인 열형광유리선량계(TLD)를 매월 판독하여 분석하였다. 개인의 월별 평균 피폭선량은 방비에 따라 S1은 0.76 mSv, S2는 0.93 mSv, S3는 0.47 mSv였다. 피폭선량은 개인 최대 1.12 mSv, 최저 0.42 mSv로 숙련도와 경험에 따라 유의한 차이를 보였고, 또한 각 주입량에 따른 PET/CT의 종류에 따라 피폭선량은 유의한 상관관계를 나타냈다. 본 연구를 통하여 주입 $^{18}F$-FDG가 적을수록 방사선종사자의 피폭선량이 낮았다. 또한 개인 숙련도에 따라 피폭선량이 감소하였으나, 장비의 특성에 따라 적은 방사선의약품 주입량의 영향이 방사선종사자의 피폭선량을 현저하게 감소할 수 있기에 이에 대한 연구가 보다 활성화 되어야 할 것이다.
방사선시설에서 작업자들의 피폭선량평가를 위해 개인선량계를 사용하는 경우에는 그 평가결과의 신뢰도를 우선적으로 확보하여 야 한다. 최근, 미국 표준연구소에서는 기존의 개인선량계 성능검정 프로그램 (ANSI N13. 11-1983)을 일부 개정하였으며, $^{204}$Tl 베타선에 대한 성능시험항목이 추가 신설되었다. 본 연구에서는 열형광선량계가 베타방사선의 단일선장 및 혼합선장에서의 피부선량평가를 위해 사용되는 경우에 대한 성능검사를 실시하고 이에 따른 베타보정함수를 도출하였다. 실험에 사용된 열형광선량계는 Korea Atomic Energy Research Institute에서 개인피폭관리용으로 사용되고 있는 Teledyne PB-3를 사용하였고, 선량계의 조사에 사용된 선원은 PTB 2차 베타표준신원을 사용하였다. 성능시험결과, Teledyne PB-3 선량계시스템은 $^{90}$ Sr/ $^{90}$ Y 베타선장에서는 우수한 재현성을 나타내었다. 반면, $^{204}$Tl 베타선이 기여하는 방사선장에 대한 PB-3 선량계의 재현성은, 기존 사용중인 베타보정인자를 적용하는 경우에는 최대 60%까지의 상대오차를 보였다. 또한, 이러한 $^{204}$Tl 베타선량산정의 오차는 본 연구에서 도출된 베타보정함수를 적용하는 경우에는 15%까지 감소하는 것으로 나타났다.
원전주변의 주민에 대한방사선량의 대부분을 음식물 섭취에 의한 내부피폭이 차지하고 있다. 그러나 우리나라 원전에 적용하고 있는 음식물 섭취 관련 인자는 1989년 한국원자력연구소가 고리원전 주변지역을 대상으로 수행한 현장조사 결과를 계속 적용하고 있어 최근의 식습관 변화를 적절히 반영하지 못하고 있다. 또한 우리나라는 미국 NRC (Nuclear Regulatory Commission) 에서 적용하고 있는 최대개인에 근거하여 음식물 섭취율을 결정하고 있다. 그러나 최근의 ICRP (International Commission on Radiological Protection) 의 권고 및 유럽의 관련 지침에서는 결정집단 또는 결정집단을 대표하는 개인에 대해 선량을 평가토록 권고하고 있다. 따라서 이러한 식습관의 변화추이나 피폭평가대상에 대한 국제적인 권고기준에 준하는 음식물 섭취율 설정방법에 대한연구가 필요하다. 보건복지가족부에서는 국민건강증진법에 의거 매 3년마다 전국 규모의 국민의 식품 및 영양섭취실태 조사를 실시하고 있다. 따라서 본 연구에서는 이러한 정부조사자료를 활용하여 주기적으로 음식물 섭취량 자료를 갱신할 수 있는 방안을 연구하였다. 보건복지가족부에서 $2001{\sim}2002$년에 수행한 국민영양조사원자료(raw data)를 분석하여 결정집단을 대표하는 개인의 음식물 섭취율을 결정하는데 이용할 수 있는 기초통계량을 제시하고, 또한 현재 국내 원전에서 적용하고 있는 최대개인의 음식물 섭취율을 재설정하였다.
2011년 국제방사선방호위원회(ICRP)는 최근 역학 조사들을 근거로 방사선영향으로 발생할 수 있는 암 외 질환의 위험에 대한 권고를 개정하였다. 특히 수정체 조직반응의 발단선량을 0.5 Gy로 하향 조정하면서, 계획 피폭상황에서 직무 피폭 시 수정체 등가선량한도를 "정해진 5년 기간 동안 평균해서 연간 20 mSv, 그 중 어느 한 해에도 50 mSv를 초과하지 않아야 한다"로 권고하였다. 방사선작업종사자의 외부선량은 개인 열형광선량계(TLD)를 사용하여 감시하고 있으며 판독한 열형광소자별 반응도를 선량평가 알고리즘에 적용하면 개인의 수정체 등가선량을 구할 수 있다. 본 논문에서는 성능검사에 사용된 Harshaw TLD의 소자반응도를 사용하여 현재 사용 중인 알고리즘들에 의한 수정체 등가선량을 평가하였다. 그 결과 성능검사에 사용된 TLD의 소자반응도를 사용하여 수정체 등가선량을 평가한 경우 알고리즘 간의 상대오차는 최대 48.84% 내에 있는 것으로 나타났다.
방사선 구역 내부의 공간선량은 의학의 발전과 더불어 방호시설이 잘 되어 있어도 작업종사자의 피폭을 증가시킬 우려가 있다. 핵의학과 내의 분배실은 항상 공간선량이 존재하므로 작업종사자의 피폭선량을 예측하기 위하여 분배실 내부의 공간선량을 측정, 분석 하였다. 핵의학과 $^{18}F$ 분배실의 공간선량률 측정결과 최대 $6.78{\pm}0.083{\mu}Sv/h$, $^{99m}Tc$, $^{131}I$ 분배실의 공간선량률이 최대 $9.248{\pm}0.013{\mu}Sv/h$로 나타났다. 또한, $^{18}F$ 분배실의 경우 1m 거리에서 간호사가 IV시 연간 외부피폭선량은 $42.5{\mu}Sv$로 나타났다. 분배실의 분배창을 기준으로 오른쪽 사방향에서 공간선량률이 높게 나타났다. 따라서 방사성의약품을 분배실에서 분배할 경우 방사선 작업종사자의 머무르는 시간을 짧게 해야 하며, 분배창의 오른쪽 사방향의 경우 피폭을 줄이기 위한 분배창의 설계가 필요하며, IV시 작업종사자의 개인피폭선량을 줄이기 위한 최선의 노력이 필요하다고 사료된다.
가상적인 1,000MWe의 석탄화력발전과 원자력 발전소로부터 배출되는 방사성물질에 의한 피폭 영향을 상호 비교 연구하였다. 본 논문에서는 정상가동중에 배출되는 기체상 방사성물질에 국한하였으며 석탄화력발전소에 대한 방사선원은 국내자료가 부족하여 외국자료에 근거했고, 원자력발전소에 대해서는 표준발전소에 대해 계산된 방사선원을 사용하였다. 고리 기상탑의 1년 기상자료를 이용하여 Gaussian모델에 의해 방사성물질의 대기확산을 평가했으며, 개인 피폭선량은 대기확산인자가 최대인 지점의 성인에 대해 계산하였다. 방사선피폭선량은 석탄화력발전소보다 원자력발전소의 경우가 약간 컸으며 석탄화력의 경우는 원자력발전소와 달리 피폭선량의 73.5%가 오염된 엽채류의 섭취에 따른 것이었다.
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[게시일 2004년 10월 1일]
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