• Journal of Radiation Protection and Research
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• 제45권2호
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• pp.81-87
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• 2020

Background: Kori unit #1 is permanently shut down after a 40-year lifetime. The Nuclear Safety and Security Commission recommends establishing initial decommissioning plans for all nuclear and radwaste treatment facilities. Therefore, the Korea Atomic Energy Research Institute (KAERI) must establish an initial and final decommissioning plan for radwaste-treatment facilities. Radiation safety assessment, which constitutes one chapter of the decommissioning plan, is important for establishing a decommissioning schedule, a strategy, and cost. It is also a critical issue for the government and public to understand. Materials and Methods: This study provides a method for assessing external radiation dose to workers during decommissioning. An external dose is calculated following each exposure scenario, decommissioning strategy, and working schedule. In this study, exposure dose is evaluated using the deterministic method. Physical characterization of the facility is obtained by both direct measurement and analysis of the drawings, and radiological characterization is analyzed using the annual report of KAERI, which measures the ambient dose every month. Results and Discussion: External doses are calculated at each stage of a decommissioning strategy and found to increase with each successive stage. The maximum external dose was evaluated to be 397.06 man-mSv when working in liquid-waste storage. To satisfy the regulations, working period and manpower must be managed. In this study, average and cumulative exposure doses were calculated for three cases, and the average exposure dose was found to be about 17 mSv/yr in all the cases. Conclusion: For the three cases presented, the average exposure dose is well below the annual maximum effective dose restriction imposed by the international and domestic regulations. Working period and manpower greatly affect the cost and entire decommissioning plan; hence, the chosen option must take account of these factors with due consideration of worker safety.

• 한국환경과학회지
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• 제15권4호
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• pp.311-317
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• 2006

The purpose of this study was to investigate Rn concentration and annual radiation exposure level in the basement and first floor. The Rn Cup monitors were placed in different environments such as shopping stage, office building, Apartment, Hospital, house in Seoul from Match 1996 to April 1997 and CR-39 films were collected every two months. The mean radon concentration in the basement of house($88.6\;Bq/m^3$) showed the highest level among the areas, while radon concentration on the first floor of house($50.5\;Bq/m^3$) showed the higher than other areas. The annual radiation exposure dose that person on the floor / in the basement of differential place in the seoul can be exposed during living was estimated from 24.11 to 87.64 mRem/yr. This radiation dose is significantly lower than 130mRem maximum radiation dosage from the radon nuclide prescribed by the ICRP, with respect to the overall average exposure of the working adult. this study indicated that possible radon sources on the first floor / in the basement areas are radon intrusion from soil gas, construction materials, or ground water leaking. Further study is needed to quantitatively assess major contributions of radon-222 and health effect to radon exposure.

• 한국환경보건학회지
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• 제33권4호
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• pp.264-275
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• 2007

The objective of this study was to offer basic and scientific data for decision-making of policy for improvement and management of radon, natural radiation gas, in Korea and to form the foundation of radon related international cooperation. Therefore, this study collected and re-analysed the articles on exposure of radon in various indoor environment in journals related environment in Korea since 1980 and estimated the annual exposure dose and effective dose by exposure of radon received by inhabitants in them. The highest pooled average radon concentration of $50.17{\pm}4.08\;Bq/m^3$ (95% CI : $42.17{\sim}58.17\;Bq/m^3$) was found in dwelling house among various indoor environment. All of pooled average radon concentration estimated in this study showed lower than the guideline concentration ($148\;Bq/m^3)$ of US EPA and the Korean Ministry of Environment. The annual effective dose received by inhabitants in various indoor environment was estimated 1.071 mSv/yr. That is equal to annual effective dose (1.0 mSv/yr) by exposure of radon estimated by UNSCEAR.

• Nuclear Medicine and Molecular Imaging
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• 제43권4호
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• pp.259-279
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• 2009

Radioiodine ablation therapy has been considered to be a standard treatment for patient with differentiated thyroid cancer after total thyroidectomy. Patients may need to be hospitalized to reduce radiation exposure of other people and relatives from radioactive patients receiving radioiodine therapy. Medical staffs, nursing staffs and technologists sometimes hesitate to contact patients in radioiodine therapy ward. The purpose of this paper is to introduce radiation dosimetry, estimate radiation dose from patients and emphasize the safety of radiation exposure from patients treated with high dose radioiodine in therapy ward. The major component of radiation dose from patient is external exposure. However external radiation dose from these patients treated with typical therapeutic dose of 4 to 8 GBq have a very low risk of cancer induction compared with other various risks occurring in daily life. The typical annual radiation dose without shielding received by patient is estimated to be 5 to 10 mSv, which is comparable with 100 to 200 times effective dose received by chest PA examination. Therefore, when we should keep in mind the general principle of radiation protection, the risks of radiation exposure from patients are low and the medical personnel are considered to be safe from radiation exposure.

• 한국방사선학회논문지
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• 제11권5호
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• pp.321-328
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• 2017

D-Shuttle (Chiyoda Technol Corporation, Tokyo, Japan) 선량계를 이용하여 개인피폭관리 및 자연방사선량의 모니터링을 위한 기초자료를 제공하는데 연구의 목적이 있다. D-Shuttle을 이용하여 선량을 산출하였다. 선량보고서에서 400 일 노출되었을 때에 1.346 mSv 이었고, 연간선량 (annual dose per year)은 1.228 mSv/year, 평균시간선량 (average dose per hour)은 $0.014{\mu}Sv/hr$ 이었다. 국내의 개인 외부피폭선량 (1.295 mSv/year =Korea average natural individual external dose), 국내의 연간부가선량 (additional dose per year)은 -0.0663 mSv/year 이다. D-Shuttle은 방사선모니터링을 위한 개인선량계로 방사선의 검출성능 우수한 기능, 실시간 방사선 피폭관리, 방사선 작업의 경보 기능, 효율적이고 사용이 편리한 개인 방사선선량의 피폭관리로 ALARA에 매우 유용한 선량계로 사용할 수 있다. 방사선작업종사자와 지역주민의 방사선모니터링 측정기기로 병원, 산업, 의료현장, 원전사고 지역과 비파괴 분야의 위험한 지역에서 방사선모니터링으로 활용될 수 있다.

• Journal of Radiation Protection and Research
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• 제30권4호
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• pp.185-196
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• 2005

의료 목적으로 X선 촬영이나 CT, PET과 같은 진단방사선 피폭은 불가피하지만 선진국에서 의료 방사선이 최대의 인공 피폭원을 구성하고 있고 또 빠르게 증가하는 경향에 있음을 고려하면 의료상 피폭의 특성이나 그 결과로 인한 환자 선량 크기를 이해하는 것은 매우 중요하다. 이에 2002년도를 기준으로 단위 진료행위별 선량과 국내 의료보험 통계자료를 결합하여 방사선 진료절차별 집단선량과 1인당 유효선량 평가하였다. 절차의 유효선량 값은 NRPB 보고서, ICRP 80, MIRDOSE3.1 및 우리가 독립적으로 산출한 자료들로부터 편집하였다. 평가 결과 연간 집단선량은 진단방사선 22880man-Sv, 핵의학 4560man-Sv로서 총 27440 man-Sv로 나타났으며 따라서 인구 4770만 명을 나눈 1인당 연평균 의료상 피폭선량은 0.58mSv였다. 이 집단선량은 2002년 16기의 원전을 가동한 우리나라의 직업상피폭 70man-Sv보다 크게 많다. 특히 CT 촬영만의 집단선량도 9960man-Sv에 이름은 주목할 일이다. 이 결과는 국가의 방사선방호 정책이 의료에서 환자선량 최적화에 보다 주목해야 함을 시사한다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제53권1호
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• pp.351-356
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• 2021

Korean nuclear power plants (NPPs) have various radiation protection programs to attain radiation exposure as low as reasonably achievable (ALARA). In terms of ALARA, this paper provides a comprehensive overview of administrative dose control for occupationally-exposed workers in Korean NPPs. In addition to dose limits, administrative dose constraints are implemented to resolve an inequity of radiation exposure in which some individuals in NPPs receive relatively higher doses than others. Occupational dose constraints in Korean NPPs are presented in this paper with the background of how those values were determined. For pressurized water reactors, 80% and 90% of the annual average limit for an effective dose, 20 mSv/y, are set as the primary and secondary dose constraints, respectively. Pressurized heavy water reactors (PHWRs) have also established the primary and secondary dose constraints corresponding to 70% and 80% of the effective dose limit, and additional constraints for tritium concentration are provided to control internal exposure in PHWRs. Follow-up measures for exceeding these administrative dose constraints are also introduced compared to exceeding the dose limits. Finally, analysis results of dose distributions show how the implementation of administrative dose constraints impacted the occupational dose distributions in Korean NPPs during the years 2009-2018.

• 방사성폐기물학회지
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• 제17권3호
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• pp.299-311
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• 2019

최근 한국에서 원전해체는 중요한 이슈이다. 원전의 운영 시와 비교해볼 때, 원전 해체 시에는 방사성물질의 방출이 크지 않을 것으로 예상되지만, 주민은 항상 방사선피폭으로부터 보호되어야 한다. 이에 대한 효과적인 관리를 위해, 연간 방출관리치와 방출한도치를 원자력안전위원회 고시 및 일반인 선량한도 기준으로부터 유도하였다. 기체상 유출물에 의한 대기 확산 및 침적 인자는 신고리 발전소 기상탑에서 2008년부터 2010년까지 3년간 수집 된 기상자료를 토대로 XOQDOQ 컴퓨터 코드를 이용해서 평가하였다. 선량평가는 ENDOS-G 컴퓨터 코드를 사용하였다. 이 컴퓨터 코드를 이용하여 기체상 유출물의 연간 방출관리치 및 방출한도치를 평가한 결과, 핵종별로 차이가 있었는데, 이는 연령에 따른 방사선민감도의 차이에 기인한다고 할 수 있다. 본 평가 방법 및 결과는 향후 원전 해체 시 방사성유출물 관리에 중요한 정보를 제공할 수 있을 것으로 판단된다.

• 핵의학기술
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• 제14권2호
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• pp.9-16
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• 2010

본 연구는 방사성동위원소의 의학적 이용도가 증가함에 따라 의료기관 핵의학과 방사선 관계종사자의 직무 별 방사선 이용에 대한 개인 방사선 피폭선량의 실태를 파악하여, 방사선 위험에 대해 경각심을 고취시키고, 방사선 관계종사자들에게 안전관리와 합리적인 피폭선량 관리에 도움을 주고자 분석하였다. 2007년 1월 1일부터 2009년 12월 31일까지 의료기관에서 근무하는 핵의학 방사선 관계종사자로 분류되어 개인 방사선피폭선량 측정을 정기적, 연속적으로 3년 간 조사 관리된 40명의 종사자를 대상으로 직종 별, 영상실 별, 연령 별, 선량구간 별, 직무 별 관련업무를 파악하여 심부선량에 대하여 연간평균피폭선량을 각각 분석하였다. 분석법으로는 빈도분석과 ANOVA를 시행하였다. 3년 간 영상실 별 연간피폭선량은 PET 및 PET/CT 영상실이 11.06~12.62 mSv로 가장 높은 피폭선량을 보였고, 감마카메라 주사실이 11.72 mSv로 높았으며, 직종 별 연간평균피폭선량은 임상병리사가 8.92 mSv로 가장 높았고, 방사선사 7.50 mSv, 간호사 2.61 mSv, 연구원 0.69 mSv, 접수 0.48 mSv, 의사 0.35 mSv 순으로 나타났으며, 세부업무에 따른 직무별 연간평균피폭선량은 PET 및 PET/CT 업무가 12.09 mSv로 가장 높은 피폭선량을 보였으며, 감마카메라 주사실이 11.72 mSv, 싸이크로트론 관련 합성 업무 8.92 mSv, 감마카메라 영상업무 4.92 mSv, 치료 및 안전관리 2.98 mSv, 간호사 업무 2.96 mSv, 관리 업무 1.72 mSv, 영상분석 업무 0.92 mSv, 판독업무 0.54 mSv, 접수업무 0.51 mSv, 연구업무 0.29 mSv 순으로 나타났다. 선량구간 별 연간평균피폭선량은 연구대상자의 15명(37.5%)이 1 mSv이하의 선량분포와 5명(12.5%)이 1.01~5.0 mSv이하의 선량분포를 가지고 있었고, 5.01~10.0mSv에서 14명(35.0%), 10.01~20.0 mSv에서 6명(15.0%)의 분포로 분석되었다. 연령에 따른 연간평균피폭선량은 방사선사 직종에서는 25~34세 종사자가 8.69 mSv로 가장 높은 평균선량을 보였고, 근무기간에 따른 연간평균피폭선량은 방사선사 직종에서 5~9년 종사자가 9.5 mSv로 가장 높은 평균선량을 나타냈다. 고용형태에 따른 연간평균피폭선량은 정규직 임상병리사 8.92 mSv, 방사선사 7.82 mSv, 계약직 방사선사 7.55 mSv, 인턴직 방사선사 5.62 mSv, 계약직 간호사 2.61 mSv, 정규직 연구원 0.69 mSv, 접수 0.55 mSv, 의사 0.35mSv 순으로 피폭을 받는 것으로 나타났다. 이와 같은 결과로 볼 때 의료기관에서 근무하는 핵의학 방사선 관계종사자의 대부분이 현재의 방사선 안전관리가 실효성 있게 이루어지고 있었으며, 직무특성에 따라 많은 차이가 있는 것을 알게 되었다. 그러나 방사선 피폭을 최소화시키는 노력이 필요하며, 이를 위해서 체계적 교육과 합리적 피폭량 관리를 위한 체계가 필요하다고 사료된다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제55권5호
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• pp.1935-1945
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• 2023

The radiological safety of workers in a newly developed microwave-based spent resin treatment facility was assessed based on work location and operational scenarios. The results show that the remote-operation room worker was exposed to maximum annual dose of 3.19E+00 mSv, which is 15.9% of the dose limit, thereby confirming radiological safety. Inside the pathway, annual doses in the range of 7.87E-02-2.07E-01 mSv were measured initially at the mock-up tank and later at the point between the spent resin separation and treatment parts. The dose of emergency maintenance workers was below the dose limit (4.08E-03-4.99E+00 mSv); however, before treatment (separation and microwave), the dose of maintenance and repair workers exceeded the dose limit. The doses of the effluent removal workers at the zeolite and activated carbon storage tank and spent resin storage tank were the lowest at 2.79E-01-2.87E-01 mSv and 9.27E-01 mSv in "1 h" and "4-5 h of operation", respectively. The immediately lower and upper layers of the facility room exhibited the highest annual doses of 1.84E+00 and 3.22E+00 mSv, respectively. Through this study, a scenario that can minimize the dose considering the movement of spent resin through the facility can be developed.