• Journal of Radiation Protection and Research
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• 제41권3호
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• pp.291-300
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• 2016

Background: It is necessary to assess radiation dose to workers due to inhalation of airborne particulates containing naturally occurring radioactive materials (NORM) to ensure radiological safety required by the Natural Radiation Safety Management Act. The objective of this study is to develop an internal dose assessment procedure for workers at industries using raw materials containing natural radionuclides. Materials and Methods: The dose assessment procedure was developed based on harmonization, accuracy, and proportionality. The procedure includes determination of dose assessment necessity, preliminary dose estimation, airborne particulate sampling and characterization, and detailed assessment of radiation dose. Results and Discussion: The developed dose assessment procedure is as follows. Radioactivity concentration criteria to determine dose assessment necessity are $10Bq{\cdot}g^{-1}$ for $^{40}K$ and $1Bq{\cdot}g^{-1}$ for the other natural radionuclides. The preliminary dose estimation is performed using annual limit on intake (ALI). The estimated doses are classified into 3 groups ( < 0.1 mSv, 0.1-0.3 mSv, and > 0.3 mSv). Air sampling methods are determined based on the dose estimates. Detailed dose assessment is performed using air sampling and particulate characterization. The final dose results are classified into 4 different levels ( < 0.1 mSv, 0.1-0.3 mSv, 0.3-1 mSv, and > 1 mSv). Proper radiation protection measures are suggested according to the dose level. The developed dose assessment procedure was applied for NORM industries in Korea, including coal combustion, phosphate processing, and monazite handing facilities. Conclusion: The developed procedure provides consistent dose assessment results and contributes to the establishment of optimization of radiological protection in NORM industries.

• Journal of Radiation Protection and Research
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• 제47권1호
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• pp.16-21
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• 2022

Background: Epidemiological observations such as mental retardation, physical deformities, etc., in children besides different types of cancer in the adult population of the Malwa region have been reported. The present study is designed to get insight into the role of naturally occurring radioactive material (NORM) in causing detrimental health effects observed in the general population of this region. Materials and Methods: Deep soil samples were collected from different locations in the Malwa region. Their activity concentrations were determined using low-level background gammaray spectrometry. High efficiency and high purity germanium detector capped in a lead-shielded chamber having a resolution of 1.8 keV at 1,173 keV and 2.0 keV at the 1,332 keV line of ⁶⁰Co was used in the present work. Data were evaluated with Genie-2000 software. Results and Discussion: Mean activity concentrations of ²³⁸U, ²³²Th, and ⁴⁰K in deep soil were found to be 101.3 Bq/kg, 65.8 Bq/kg, and 688.6 Bq/kg, respectively. The mean activity concentration of ²³⁸U was found to be three and half times higher than the global average prescribed by the United Nations Scientific Committee on the Effects of Atomic Radiation (UNSCEAR). It was further observed that the activity concentration of ²³²Th and ⁴⁰K has a magnitude that is nearly one and half times higher than the global average prescribed by UNSCEAR. In addition, the radioisotope ¹³⁷Cs which is likely to have its origin in radiation fallout was also observed. It is postulated that the NORM present in high quantity in deep soil somehow get mobilized into the water aquifers used by the general population and thereby causing harmful health problems. Conclusion: It can be stated that the present work has been able to demonstrate the use of low background gamma-ray spectrometry to understand the role of NORM in causing health-related effects in a general population of the Malwa region of Punjab, India.

• Journal of Radiation Protection and Research
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• 제41권4호
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• pp.359-367
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• 2016

Background: As new legislation has come into force implementing radiation safety management for the use of naturally occurring radioactive materials (NORM), it is necessary to establish a rapid and accurate measurement technique. Measurement of $^{238}U$ and $^{232}Th$ using conventional methods encounter the most significant difficulties for pretreatment (e.g., purification, speciation, and dilution/enrichment) or require time-consuming processes. Therefore, in this study, the applicability of ED-XRF as a non-destructive and rapid screening method was validated for raw materials and by-product samples. Materials and Methods: A series of experiments was conducted to test the applicability for rapid screening of XRF measurement to determine activity of $^{238}U$ and $^{232}Th$ based on certified reference materials (e.g., soil, rock, phosphorus rock, bauxite, zircon, and coal ash) and NORM samples commercially used in Korea. Statistical methods were used to compare the analytical results of ED-XRF to those of certified values of certified reference materials (CRM) and inductively coupled plasma mass spectrometry (ICP-MS). Results and Discussion: Results of the XRF measurement for $^{238}U$ and $^{232}Th$ showed under 20% relative error and standard deviation. The results of the U-test were statistically significant except for the case of U in coal fly ash samples. In addition, analytical results of $^{238}U$ and $^{232}Th$ in the raw material and by-product samples using XRF and the analytical results of those using ICP-MS ($R^2{\geq}0.95$) were consistent with each other. Thus, the analytical results rapidly derived using ED-XRF were fairly reliable. Conclusion: Based on the validation results, it can be concluded that the ED-XRF analysis may be applied to rapid screening of radioactivities ($^{238}U$ and $^{232}Th$) in NORM samples.

• 방사선산업학회지
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• 제10권4호
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• pp.173-179
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• 2016

Coals and coal ashes, raw materials and by-products, in coal-fired power plants contain naturally occurring radioactive materials (NORM). They may give rise to internal exposure to workers due to inhalation of airborne particulates containing radioactive materials. It is necessary to characterize radioactivity concentrations of the materials for assessment of radiation dose to the workers. The objective of the present study was to analyze radioactivity concentrations of coals and by-products at four coal-fired plants in Korea. High purity germanium detector was employed for analysis of uranium series, thorium series, and potassium 40 in the materials. Radioactivity concentrations of $^{226}Ra$, $^{228}Ra$, and $^{40}K$ were $2{\sim}53Bq\;kg^{-1}$, $3{\sim}64Bq\;kg^{-1}$, and $14{\sim}431Bq\;kg^{-1}$ respectively in coal samples. For coal ashes, the radioactivity concentrations were $77{\sim}133Bq\;kg^{-1}$, $77{\sim}105Bq\;kg^{-1}$, and $252{\sim}372Bq\;kg^{-1}$ in fly ash samples and $54{\sim}91Bq\;kg^{-1}$, $46{\sim}83Bq\;kg^{-1}$, and $205{\sim}462Bq\;kg^{-1}$ in bottom ash samples. For flue gas desulfurization (FGD) gypsum, the radioactivity concentrations were $3{\sim}5Bq\;kg^{-1}$, $2{\sim}3Bq\;kg^{-1}$, and $22{\sim}47Bq\;kg^{-1}$. Radioactivity was enhanced in coal ash compared with coal due to combustion of organic matters in the coal. Radioactivity enhancement factors for $^{226}Ra$, $^{228}Ra$, and $^{40}K$ were 2.1~11.3, 2.0~13.1, and 1.4~7.4 for fly ash and 2.0~9.2, 2.0~10.0, 1.9~7.7 for bottom ash. The database established in this study can be used as basic data for internal dose assessment of workers at coal-fired power plants. In addition, the findings can be used as a basic data for development of safety standard and guide of Natural Radiation Safety Management Act.

• 한국광물학회지
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• 제23권4호
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• pp.347-356
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• 2010

알루미늄과 수산화알루미늄을 제조하는 (주)KC에서 사용하는 보오크사이트는 '자연기원방사성물질(NORM)'에, 가공 중 발생하는 폐기물 또는 부산물인 red mud는 '인위적으로 농축된 자연기원방사성물질(TENORM)'에 해당된다. 이 연구는 NORM의 대량사용시설인 (주)KC 공장 내부 및 주변 지역의 지질특성, 토양에 대한 광물학적 및 지화학적 분석을 수행하여 향후 작업장과 그 주변 지역의 방사능 피복량을 측정하고 방호하기 위한 과학적인 기초자료를 제공하고자 한다. (주)KC 공장 내부 및 인근지역 토양의 광물조성은 석영, 장석, 운모, 고령토, 깁사이트, 세피올라이트 등 모암으로부터 유래된 광물조성과 적철석, 보에마이트, 방해석 등 원광석인 보오크사이트로부터 유래된 광물조성으로 혼화되어 있다. 이 지역 토양의 평균 U 함량은 4.7 ppm, Th 함량은 23.6 ppm으로서 Th 함량이 다소 높게 나타난다. 토양의 $^{40}K$의 농도는 100~1,433 Bq/kg, $^{226}Ra$의 농도는 8.4~179 Bq/kg이고 $^{232}Th$의 농도는 13.5~300 Bq/kg으로서 높은 농도는 보이지 않으나 상대적으로 높은 $^{226}Ra$ 농도는 red mud 적재장 주변에서 확인된다. 토양시료의 외부 위해지수 범위는 0.10~1.66이며 평균 0.63으로서 전체적으로 는 위해 기준치로 제시되는 1.0 이하이지만 41개 지점 중 4개 지점이 1.0 이상을 나타난다.

• 분석과학
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• 제30권5호
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• pp.252-261
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• 2017

천연방사성핵종을 함유한 물질들은 인간 활동에 의해 인위적인 조작과정을 거치면서 농축되는 경우 방사선 노출에 따른 위해를 증가시킬 수 있다. 본 연구는 다양한 전처리 방법 및 분석 방법 간 비교를 통해 분석정확도를 평가하고 실내 건축자재 중 $^{232}Th$, $^{235}U$, $^{238}U$의 천연방사성핵종을 분석하기 위한 최적의 분석 방법을 확립하고자 하였다. ICP-MS를 이용한 실내 건축자재 중 천연방사성핵종 분석방법을 확립하기 위하여, 인증표준물질 5종을 왕수, 불산, 과염소산의 습식산화법과 용융법의 전처리법에 따른 U, Th의 분석 정확도 및 정밀도를 평가하였고, 최적의 전처리법으로써 용융법과 $Fe(OH)_3$ 공침법을 선정하였다. 확립된 분석방법을 석고보드, 벽돌, 시멘트, 페인트, 타일과 벽지 총 51 종의 실내 건축자재 시료에 적용하여 천연방사성핵종의 농도를 정량 분석하였다. 또한 동일한 시료에 대해 감마분광분석법 중 간접측정법을 사용하여 $^{238}U$, $^{232}Th$의 농도를 정량하고 ICP-MS 분석 결과와 비교하였다.

• Journal of Radiation Protection and Research
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• 제41권1호
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• pp.71-79
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• 2016

연구배경: 생활주변방사선 안전관리법에 의한 가공제품의 방사선학적 안전성 평가를 위해서는 가공제품에 함유된 천연방사성핵종의 정량적 평가가 필요하다. 기존 분석법을 위한 파괴적 전처리는 높은 수준의 기술과 많은 시간이 소요되고, 측정 후 가공제품의 재사용을 불가능하게 하는 단점이 있다. 본 연구에서는 가공제품에 함유된 천연방사성핵종인 토륨계열의 방사능을 평가하기 위해 전처리 과정이 생략되거나 최소화된 방법인 간단/신속 분석법을 개발하였다. 재료 및 방법: 개발된 분석법은 감마분광분석 시스템을 이용하여 전처리 없이 가공제품의 방사능을 간단하고 신속하게 측정하고, 시료의 구성물질, 밀도, 기하학적 형태에 대한 보정을 통하여 방사능을 정확하게 평가할 수 있는 방법이다. 상기 요소에 대한 보정을 위해 변환상수 개념을 도입하였으며, 방사선수송 전산모사를 통해 변환상수를 도출하였다. 본 연구의 대상으로는 일반인이 흔하게 사용하고, 인체에 착용하거나 인체 접촉이 많은 가공제품, 즉 일반인에게 상대적으로 높은 피폭방사선량을 초래할 수 있는 대표적인 가공제품이 선정되었다. 본 연구에서 선정된 가공제품은 건강목걸이, 건강팔찌, 남성용 건강보조기구, 매트 형태의 가공제품에 장착된 타일이었다. 결과 및 고찰: 상기 제품에 대한 변환상수를 Monte Carlo N-Particle eXtended (MCNPX)를 이용하여 도출하였으며, 도출된 변환상수는 0.31-0.47의 범위에 분포하였다. 전처리 없이 가공제품 원형을 그대로 측정한 단순 측정 분석법의 경우 가공제품에 함유된 토륨계열의 방사능은 실제보다 약 2.8배까지 과대평가 되었다. 본 연구에서 개발한 간단/신속 분석법을 사용하는 경우에는 전처리를 통한 정밀분석법과 비교하여 그 차이가 3-24% 정도로 크게 줄어들었다. 결론: 본 연구에서 개발한 분석법은 향후 추가적인 가공제품의 재질 및 형태에 대한 변환상수의 개발을 통해 다양한 가공제품의 방사선학적 안정성 평가에 활용될 수 있을 것이다.

• Journal of Radiation Protection and Research
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• 제39권1호
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• pp.7-13
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• 2014

인광석 취급 산업체에서는 천연방사성물질(NORM)을 함유한 물질을 다량으로 취급하고 있어, 종사자들은 각 공정에서 발생하는 공기 중 입자의 흡입에 의해 내부피폭을 받을 수 있다. 흡입에 의한 내부피폭 방사선량은 입자의 특성에 의해 크게 좌우된다. 따라서 본 연구에서는 국내 최대 인광석 취급 산업체에서 공기 중 부유 입자의 크기 분포 및 농도, 입자의 모양 및 밀도, 그리고 방사능 농도를 평가 하였다. 다단계입자채집기를 이용하여 공기 중 입자를 채집하고 입자의 크기분포, 농도, 그리고 모양을 분석하였다. 입자의 공기역학적 직경은 0.03-100 ${\mu}m$까지 광범위하게 분포하였으며, 입자크기가 4.7-5.8 ${\mu}m$(기하학적 평균직경 = 5.22 ${\mu}m$) 혹은 5.8-9.0 ${\mu}m$(기하학적 평균직경 = 7.22 ${\mu}m$)인 범위에서 공기 중 입자의 농도가 최댓값을 나타냈다. 공기 중 부유입자의 농도는 공정에 따라 최대 수백 배 이상 차이를 보였으며, 중장비 작업이 이루어지는 창고에서 높은 농도를 보였다. 반면에 인산석고 적치장에서는 입자의 부유방지를 위한 덮개 및 살수 그리고 비료공장 제어실에서는 환기시설을 갖추고 있어 상대적으로 입자의 공기 중 농도가 낮게 나타났다. 입자의 모양은 모든 측정 장소에서 구형에 가깝게 나타났으므로, 인광석 취급 시설에서 발생하는 입자의 모양인자 값을 1로 정하였다. 각 공정에서 시료를 채집하여 입자의 밀도를 분석하였다. 인광석의 밀도는 약 3.1-3.4 $gcm^{-3}$, 염화칼륨의 밀도는 약 2.7 $gcm^{-3}$, 공정 부산물인 인산석고의 밀도는 약 2.1-2.6 $gcm^{-3}$, 최종제품인 복합비료의 밀도는 약 1.7 $gcm^{-3}$으로 나타났다. 감마분석기를 이용하여 원료물질, 공정부산물, 생산제품 내 $^{226}Ra$, $^{228}Ra$, $^{40}K$ 핵종의 방사능 농도를 측정하였다. 인광석에는 주로 우라늄계열 핵종을 많이 함유하고 있었으며, 그 농도는 원료 산지에 따라 94-866 $Bqkg^{-1}$ 정도였다. 인광석 내에 존재하는 우라늄계열 핵종 중 우라늄은 생산품인 인산 혹은 비료에 농축되었으며, 라듐은 부산물인 인산석고에 농축되었다. 최종제품인 비료의 경우에는 $^{226}Ra$과 $^{228}Ra$이 거의 존재하지 않았으나, 제품생산을 위해 첨가한 염화칼륨에 의해 $^{40}K$의 방사능 농도가 5,000 $Bqkg^{-1}$로 높게 나타났다. 본 연구에서 생산한 인광석 취급 산업체의 입자의 특성 평가 자료는 인산염 취급 산업체 종사자에 대한 방사선학적 안전성 평가에 이용될 수 있을 것이며, 최근 시행된 생활주변방사선 안전관리법에 따른 생활주변방사선 안전관리의 체계를 수립하기 위한 자료로 활용될 수 있을 것이다.

• Journal of Radiation Protection and Research
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• 제40권4호
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• pp.216-222
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• 2015

천연방사성물질을 취급하는 산업시설의 종사자들은 공정에서 발생하는 공기 중 입자의 흡입에 의해 만성적인 내부피폭을 받을 수 있다. 방사성 물질을 함유한 공기 중 입자 흡입에 의한 내부피폭은 입자의 크기, 모양, 밀도, 흡수형태에 따라 달라진다. 본 연구에서는 공기 중 부유 입자의 물리화학적 특성에 따른 피폭방사선량 민감도를 평가하였다. 흡입에 의한 내부피폭선량 평가는 국제방사선방호위원회 66 인체호흡기모델을 이용하였다. 일반적으로 입자의 크기가 감소할수록 예탁유효선량은 증가하는 경향을 보였으며, 입자 크기 $0.01{\mu}m$와 $100{\mu}m$ 에서의 피폭방사선량은 $^{238}U$ 의 경우 약 100 배, $^{230}Th$ 의 경우 약 50 배 차이를 보였다. 모양인자가 작을수록 피폭방사선량은 높게 나타났으며, 모양인자가 1 일 때 피폭방사선량은 모양인자가 2 일 때 보다 18% 높았다. 입자의 밀도가 증가할수록 피폭방사선량은 높게 나타났으며, 입자 밀도가 $11g{\cdot}cm^{-3}$ 인 경우 피폭방사선량은 밀도가 $0.7g{\cdot}cm^{-3}$ 인 경우에 비해 60% 높게 나타났다. $^{238}U$ 의 경우 피폭방사선량은 흡수형태 S, M, F 순으로 높게 나타났으며, 흡수형태 S 의 경우 F 에 비해 피폭방사선량이 약 9 배 높게 나타났다. $^{230}Th$ 의 경우 피폭방사선량은 흡수형태 F, M, S 순으로 높게 나타났으며, 흡수형태 F 의 경우 S 에 비해 피폭방사선량이 약 16 배 높게 나타났다. 민감도 평가에서 나타난 것처럼 입자의 물리화학적 특성을 고려하지 않고 피폭방사선량을 평가하는 경우 평가값은 실제값에 비해 수십 혹은 수백 배 이상 왜곡 될 수 있다. 천연방사성물질을 취급하는 작업장에서 종사자의 정확한 피폭방사선량 평가를 위해서는 취급하는 물질, 작업환경 등을 고려하고 입자의 물리화학적 특성값을 실측하여 실시하는 것이 바람직하다.

• Journal of Radiation Protection and Research
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• 제39권4호
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• pp.159-167
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• 2014

국내에서는 2012년 천연방사성핵종이 포함된 가공제품의 규제를 위해 생활주변방사선 안전관리법이 시행되었지만, 해당 가공제품 사용에 대한 인체 피폭선량을 평가할 수 있는 기초자료나 피폭선량 평가기술이 미비하다. 따라서 본 연구는 사용자 피폭선량을 정량적으로 평가하기 위한 방법을 제안하고, 방사선의 종류 및 에너지에 따른 피폭선량 특성의 확인을 목적으로 한다. 피폭선량 평가를 위해서 몬테칼로 방법을 사용한 Monte Carlo N-Particle Extended (MCNPX) 코드를 통해 International Commission on Radiological Protection (ICRP)의 기준팬텀이 전산모사 되었으며, 대표적 천연방사성핵종인 우라늄 계열에서 발생되는 알파선, 베타선, 감마선의 최소, 중간, 최대 에너지가 선원항으로 사용되었다. 연간 유효선량은 가공제품 사용시간 및 사용위치를 고려한 피폭시나리오를 기반으로 평가되었다. 짧은 비정의 알파선 및 베타선은 대부분의 선량을 피부에 전달한 반면, 감마선은 대부분의 장기에 유사한 선량을 전달하였다. 방사능이 $1Bq{\cdot}g^{-1}$ 인 돌침대에 포함된 천연방사성핵종의 함유율이 10%라고 가정하고 한국인 평균 수면시간인 7시간 50분간 돌침대를 사용하였을 때 최대 연간 유효선량은 알파선, 베타선, 감마선에 대해서 각각 0.0222, 0.0836, $0.0101mSv{\cdot}y^{-1}$로 평가되었다.