• Journal of Radiation Protection and Research
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• 제48권2호
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• pp.68-76
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• 2023

Background: In the process of discussion on the possibility of using radionuclide-contaminated soil and debris generated by radiation disasters, a strategy for the proper management of radiation exposure protection while considering the source of the contaminated materials is necessary. Materials and Methods: The radiological protection criteria that are likely to be applied to the source-related approach based on the International Commission on Radiological Protection recommendations and the International Atomic Energy Agency safety standards are summarized. We proposed five interpretations of radiation protection to contribute to the promotion of discussion on the possibility of using a part of low-level-radionuclide-contaminated soil and debris in the post-accident rehabilitation. Interpretations I to III are based on the idea of "using a reference level to protect the public in post-accident rehabilitation," whereas IV and V are based on the idea of "using the dose constraint to protect the public in the post-accident rehabilitation when the sources are handled in a planned activity." The former idea is subdivided into three based on the definition of the source, which is managed by the reference level, and the latter idea is divided into two depending on whether or not additional dose from using contaminated materials is deemed acceptable. Results and Discussion: To confirm the applicability of the five interpretations presented, we suggested the concrete values of protection criteria via two feasible cases. In this case study, we proposed radiation protection by the dose constraint based on the Interpretation IV and chose 1 mSv/yr for the public and 20 mSv/yr for workers dealing with radionuclide-contaminated materials. Conclusion: We concretely and systematically demonstrated how the concept of radiation protection can be applied to the process of discussion on the possibility of using radionuclide-contaminated materials within the framework of an international system of protection. This study's findings can provide necessary information to discuss the possibility of using radionuclide-contaminated materials as an alternative option for recovery and reconstruction after a radiation disaster from the viewpoint of radiation protection.

• 치위생과학회지
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• 제5권2호
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• pp.83-88
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• 2005

구강진료기관에서 이용되는 방사선은 노출량이 극히 미량이라고 알려져 있지만, 장기간 방사선을 취급하는 경우에는 위해 작용이 나타날 수 있으므로 이에 대한 방사선 종사자의 인식 변화가 필요하다고 볼 수 있다. 따라서, 본 연구에서는 치과위생사를 대상으로 치과방사선 촬영실의 방사선 안전관리 실태 및 촬영업무 실태를 조사하여 치과위생사 뿐만 아니라 일반 이용자들의 방사선에 의한 건강장해를 예방하기 위한 방어계획 수립과 치과위생사의 방사선 안전에 대한 보건교육 프로그램을 설계함에 도움이 되는 시사점을 도출하고자 각 지역의 치과병원 및 치과의원에 근무하는 치과위생사를 대상으로 2003년 12월부터 2004년 3월까지 약 4개월 동안 조사하여 다음과 같은 결과를 얻었다. 1. 구내 방사선 촬영 실태를 살펴본 결과, 표준필름의 촬영은 1일 기준으로 1~5장이 47.5%로 가장 많았고, 디지털 촬영은 촬영하지 않는 경우가 69.8%로 가장 많았으며, 교익필름의 촬영은 1주일 기준으로 촬영하지 않는 경우가 67.7%로 가장 많았고, 교합필름의 촬영은 촬영하지 않는 경우가 95.0%로 대부분을 차지하였으며, 소아필름의 촬영은 1장이 47.1%로 가장 많았다. 2. 구외 방사선 촬영 실태를 살펴본 결과, panorama 촬영은 1~5장이 63.7%로 절반 이상을 차지하였고, 촬영을 하지 않는 경우도 20.9%로 나타났다. cephalo 촬영은 촬영하지 않는 경우가 72.3%로 가장 많았고, 다음으로 1~5장이 20.1%로 나타났다. 3. 방사선 안전관리에 대한 교육 실태를 살펴본 결과, 총 278명 중 안전관리 교육을 받은 경우는 18.7%에 불과했고, 또한 교육을 받았을 경우 방사선 안전교육 횟수는 1회가 94.2%로 대부분을 차지하였으며, 안전관리 교육형태로는 보수교육이 63.5%로 가장 많았다. 일반적 특성에 따른 방사선 안전관리에 대한 교육 경험을 살펴보면 연령에 따라(p<0.01), 근무경력에 따라(p<0.001), 결혼 여부에 따라(p<0.01) 통계적으로도 유의한 차이를 보였다. 4. 방사선 피폭에 대한 방어시설의 인식 수준은 보통이라고 인식한 경우가 40.6%로 가장 많았으며, 배치된 방어용구로는 납 에이프런이 71.1%로 가장 많았다.

• 대한방사선기술학회지:방사선기술과학
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• 제27권4호
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• pp.37-41
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• 2004

목 적 : 측정을 통한 장치의 성능관리 평가로 임상실무에서의 능력배양과 정확한 관전압, 조사시간, 출력선량을 측정하는 기술을 익히고 병원에서 사용 중인 간접촬영용 X-선 발생장치 성능현황을 파악하기 위함이다. 재료 및 방법 : 관전압, 조사시간, 출력선량 측정기를 이용하여 10개 대학병원 간접촬영용 X-선 발생장치(원내,외 각 10대)를 이용하였다. 결 과 : 관전압 정확도 시험 PAE 판정에 의해 부적합한 간접촬영기는 3대가 나왔으며, 조사시간의 정확도 시험에서는 2대, 또한 조사선량의 재현성 시험에서도 조사선량에 대한 변동계수를 계산한 결과 3대가 나왔다. 3가지 성능검사에서 원외(이동차량)의 부적합한 간접촬영기는 5대, 원내는 3대로 원외(이동차량)의 간접촬영기가 원내보다 부적합한 것이 높게 나타났다. 결 론 : 간접촬영기의 성능을 일정하게 유지함으로서 방사선 피폭경감, 화질관리, 재촬영 감소 등에 의해 환자에게 양질의 의료서비스를 제공할 수 있는 여건을 마련할 수 있을 것이다. 따라서 정기적인 성능검사가 필요하다고 사료된다.

• 한국콘텐츠학회논문지
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• 제17권11호
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• pp.383-388
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• 2017

방사선구역내의 종사자 간 선량 비교 및 동일한 구역 내에서 임상실습에 임하는 학생들의 선량을 추가하여 비교함으로써 방사선방어의 최적화 구현에 대한 기초자료를 제공하고자 하였다. 연구 대상은 2016년 1월부터 동년 12월까지 C대학병원 방사선 관리구역에 재직 중인 방사선관계종사자 121명과 방사선작업종사자 36명, 그리고 8주간의 임상실습을 이수한 121명의 학생을 비교 대상으로 하였다. 방사선관계종사자와 작업종사자 간의 심부 및 표층 선량은 관계종사자가 각각 $.7440{\pm}1.676mSv$와 $.7753{\pm}1.730mSv$로 가장 높게 나타났으며, 통계적으로 매우 유의하였다(p<.01). 세 그룹 간에는 심부 선량의 경우 임상실습학생이 $.143{\pm}.136mSv$로 가장 높게 나타났고, 표층 선량에서도 $.1513{\pm}.139mSv$로 가장 높게 나타났으며, 작업종사자가 두 경우 모두 가장 낮았다. 그룹 간의 평균의 차이는 통계적으로 매우 유의하였다(p<.01). 결론적으로 ALARA(As Low As Reasonably Achievable)원칙에 의거 철저한 관리가 필요하며, 특히 방사선안전관리의 사각지대에 놓여 있는 임상실습 학생에 대한 체계적인 피폭선량 관리가 필요할 것으로 사료된다.

• Journal of Radiation Protection and Research
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• 제33권2호
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• pp.77-86
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• 2008

방사성동위원소(RadioIsotope) 생산시설인 Cyclotron의 방사선안전관리는 방사선작업종사자뿐만 아니라 일반 이용자들의 방사선에 의한 건강장해를 예방하기 위해 중요한 부분이므로 방사선안전관리 행위에 영향을 미치는 예측모형을 도출하여 방사선안전관리 행위수준을 높이는데 필요한 근거자료를 제공하고자 하였다. 문헌고찰, 현장관찰, 전문가 포커스 토의를 통하여 도출되고 내용타당도가 확보된 설문지를 사용하여 국내 Cyclotron이 설치된 24개 허가기관의 방사선안전관리자를 대상으로 2008년 1월 2일부터 30일간 조사하여 다음과 같은 결과를 도출하였다. 방사선안전관리에 관한 경로는 1단계 생산준비, 2단계 RI생산, 3단계 합성, 4단계 분배, 5단계 품질관리, 6단계 운반용기 포장, 7단계 운반 단계로 지정하였다. 방사선피폭의 우려가 가장 높다고 생각하는 단계는 분배 15명(62.5%), 시설 설치부터 운영까지 가장 힘든 업무는 인허가 관련'과 설치시설 및 생산장비확보'가 각 9명(37.5%), 방사선피폭 관련 문제가 발생한 단계는 '합성과 분배'각 4번(30.8%)으로 높게 나타났다. 방사선안전관리 행위수준은 4점 만점을 기준으로 최소 2.42점, 최고 4.00점, 평균 $3.46{\pm}0.47$점으로 나타났다. 방사선안전관리 행위와 직업에 대한 복지후생(r=0.529)이 유의수준 5%에서 통계적으로 유의한 상관관계가 있는 것으로 나타났다. 방사선안전관리 행위에 영향을 미치는 변수를 기준으로 예측모델을 도출한 결과 일반적 특성, 기관 특성, 자기효능감은 통계적으로 유의한 경로를 나타내지 않았고 직업특성 중 복지후생이 방사선안전관리 행위에 영향을 미치는 것으로 나타났다. 따라서 방사선안전관리 행위수준을 높이기 위해 직업적 특성 중 복지후생 수준을 향상시킬 수 있는 전략이 필요하다고 본다. 본 연구는 최근 설치가 급격히 증가하는 Cyclotron의 방사선안전관리에 대한 국내 전수조사로 최초 수행하여 기초자료를 제공하는데 의미가 있다고 본다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제48권1호
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• pp.274-284
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• 2016

Purpose: The purpose of this work is to describe the spectrometric analysis of gaseous cloud formation over reactor mixed uranium-and-plutonium (UP) fuel $(U_{0.8}Pu_{0.2})O_2$ samples heated to a temperature $>2,000^{\circ}C$, and thus forecast and evaluate radiation hazards threatening humans who cope with the consequences of any accident at a fission reactor loaded by UP mixed oxide $(U_{0.8}Pu_{0.2})O_2$, such as a mixture of 80% U and 20% Pu in weight. Materials and methods: The UP nuclear fuel samples were heated up to a temperature of over $2,000^{\circ}C$ in a suitable assembly (apparatus) at out-of-pile experiments' implementation, the experimental in-depth study of metabolism of active materials in living organisms by means of artificial irradiation of pigs by plutonium. Spectrometric measurements were carried out on the different exposed organs and tissues of pigs for the further estimation of human internal exposure by nuclear materials released from the core of a fission reactor fueled with UP mixed oxide. Results: The main results of the research described are the following: (1) following the research on the influence of mixed fuel fission products (radioactive isotopes being formed during reactor operation as a result of nuclear decay of elements included into the fuel composition) on living organisms, the authors determined the quantities of plutonium dioxide ($PuO_2$) that penetrated into blood and lay in the pulmonary region, liver, skeleton and other tissues; and (2) experiments confirmed that the output speed of plutonium out of the basic precipitation locations is very small. On the strength of the experimental evidence, the authors suggest that the biological output of plutonium can be disregarded in the process of evaluation of the internal irradiation doses.

• 대한안전경영과학회:학술대회논문집
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• 대한안전경영과학회 2010년도 춘계학술대회
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• pp.231-237
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• 2010

The purpose of this study was to investigate the actual conditions of radiation safety supervision in animal clinics using quality assurance (QA) and quality control (QC) of diagnostic X-ray units. The surveys for QA/QC, equipment condition, and safety supervision were carried out in 18 animal clinics randomly. The QA/QC included reproducibility of dose exposure, kVp, mAs, collimator accuracy test, collimator luminance test, X-ray view box luminance test, grounding system equipment test and external leakage current test. As a result, 44.44% of reproducibility of dose exposure was proper, 81. 25% of kVp test was good, and 100% of mAs test was appropriate. Also, 66.66% of collimator accuracy test was proper, 61.11% of collimator luminance test was good, 53.13% of X-ray view box luminance test was suitable. In addition, only 5.55% of grounding system equipment and ground resistance was proper, 63.64% of external leakage current test was appropriate in grounding system equipment test.

• 대한안전경영과학회지
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• 제25권3호
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• pp.31-36
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• 2023

The use of hanging scaffolding for exterior wall painting and cleaning in building construction and maintenance carries the inherent risk of fall accidents. While periodic rope replacement is crucial for preventing accidents resulting from rope breakage, current regulations lack specificity in determining appropriate disposal period for fiber ropes. This study analyzed the tensile strength of the most commonly used PP fiber ropes with different diameters (16 mm, 20 mm) in the domestic construction industry. Additionally, the effect of outdoor exposure was examined by measuring the tensile strength of new ropes and ropes exposing to outdoor conditions for 30 days and 90 days. The results showed that the new ropes and those exposed to outdoor for 30 days met the KS (Korean Standards) criteria for tensile strength. However, a significant decrease in tensile strength was observed in ropes exposed to outdoor for 90 days compared to both the new ropes and those exposed for 30 days. Furthermore, the ropes exposed for 90 days did not meet the KS criteria. These findings indicate the degradation of PP fiber ropes due to UV (Ultra Violet) radiation, highlighting the importance of considering this factor when determining the replacement period for fiber ropes used in scaffolding work.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제55권11호
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• pp.4181-4190
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• 2023

Nuclear power plants are subjected to various processes during decommissioning, including cutting, decontamination, disposal, and treatment. The cutting of massive bio-shields is a significant step in the decommissioning process. Cutting is performed near the target structure, and during this process, workers are exposed to potential radioactive elements. However, studies considering worker exposure management during such cutting operations are limited. Furthermore, dismantling a nuclear power plant under certain circumstances may result in the unnecessary radiation exposure of workers and an increase in secondary waste generation. In this study, a cutting scenario was formulated considering the bio-shield as a representative structure. The specifications of a standard South Korean radioactive waste disposal drum were used as the basic conditions. Additionally, we explored the hot-to-cold and cold-to-hot methods, with and without the application of polishing during decontamination. For evaluating various scenarios, different cutting time points up to 30 years after permanent shutdown were considered, and cutting speeds of 1-10nullm²/h were applied to account for the variability and uncertainty attributable to the design output and specifications. The obtained results provide fundamental guidelines for establishing cutting methods suitable for large structures.

• Journal of Radiation Protection and Research
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• 제34권3호
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• pp.95-101
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• 2009

Protective behavior of radiological technologists against radiation exposure is important to achieve reduction of the patient doses without compromising medical achievements. This study attempts to provide a basic model for the sophisticated intervention strategy that increases the level of the protective behavior of the technologists. The model was applied to real situations in Korea to demonstrate its utility. The results of this study are summarized as follows: First, the protective environment showed the highest relationship in the factors considered, r=0.637 (p<0.01). Secondly, the important factors were protective environment in environment characteristics, expectation for the protective behavior 0.228 (p<0.001), self-efficacy 0.142 (p<0.001), and attitude for the protective behavior 0.178 (p<0.001) in personal characteristics, and daily patient -0.112 (p<0.001) and number of the participation in the education session for the protective behavior 0.074 (p<0.05). Thirdly, the final protective behavior model by a path analysis method had direct influence on the attitude 0.171 (p<0.01) and environment 0.405 (p<0.01) for the protective behavior, self efficacy 0.122 (p<0.01), expectation for the protective behavior 0.16 (p<0.01), and self-efficacy in the specialty of projects 0.154 (p<0.01). The acceptance of the model determined by the absolute fit index (GFI), 0.969, and by the incremental fit index (CFI), 0.943, showed very significant levels. Value of $x^2$/df that is a factor applied to verify the acceptance of the model was 37, which implies that the result can be accepted in the desirable range. In addition, the parsimonious fit index configured by AGFI (0.890) and TLI (0.852) was also considered as a scale that accepts the model in practical applications. In case of the establishment of some specific intervention strategies based on the protective behavior model against harmful radiation effects proposed in this study, the strategy will provide an effective way to prevent medical harmful radiation effects that could cause severe injuries to people.