• 대한방사선기술학회지:방사선기술과학
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• 제43권5호
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• pp.389-395
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• 2020

The evaluation of radioactivated components of heavy-ion accelerator facilities affects the safety of radiation management and the exposure dose for workers. and this is an important issue when predicting the disposal cost of waste during maintenance and dismantling of accelerator facilities. In this study, the FLUKA code was used to simulate the proton treatment device nozzle and classify the radio-nuclides and total radioactivity generated by each component over a short period of time. The source term was evaluated using NIST reference beam data, and the neutron flux generated for each component was calculated using the evaluated beam data. Radioactive isotopes caused by generated neutrons were compared and evaluated using nuclide information from the International Radiation Protection Association and the Korea Radioisotope association. Most of the nuclides produced form of beta rays and electron capture, and short-lived nuclides dominated. However, In the case of ⁵⁴Mn, which is a radioactive product of iron, the effect of gamma rays should be considered. In the case of tritium generated from a material with a low atomic number, it is considered that handling care should be taken due to its long half-life.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제55권1호
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• pp.238-247
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• 2023

The present work represents a technical guideline for decommissioning a disused teletherapy machine model Theratron-780 and contains category one ⁶⁰Co radioactive source. The first section predicts the dose rate from the source in case of normal and radiological emergency situations via FLUKA-MC simulation code. Moreover, the dose assessment for the occupational during the whole process is calculated and compared to the measured values. A suggested cordoned area for safety and security in a radiological emergency is simulated. The second section lists the whole process's technical procedures, including (preview, dismantle, securing, transport and storage) of the disused teletherapy machine. Results show that the maximum obtained accumulated dose for occupational were found to be 24.5 ± 4.9 μSv in the dismantle and securing process in addition to 3.5 ± 1.8 μSv during loading on the transport vehicle and unloading at the storage facility. It was found that the measured accumulated dose for workers is in good agreement with the estimated one by uncertainty not exceeding 5% in normal operating conditions.

• 한국재난정보학회 논문집
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• 제10권1호
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• pp.91-97
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• 2014

본 연구는 기존 설치된 주민대피시설의 실태조사를 통해 주민대피시설의 계획 및 설계에 필요한 기초자료로서의 활용을 목적으로 진행되었다. 그 결과, 첫째, 주민대피시설이 고폭탄 위주의 방호만을 고려하여 설계된 것으로 판단되나, 시설물의 출구방향, 주출입구 방호능력 등을 살펴보았을 때 실제 고폭탄에 대한 방호능력은 상당히 떨어지는 것으로 판단된다. 둘째, 전체 7개 시설은 외부에서 내부로 유입되는 공기에 대한 공기여과청정기가 설치되어 있지 않으며, 외부에 설치된 흡 배기구의 높이도 지상과 근접하게 위치하고 있어 공기보다 무거운 오염공기의 내부 유입을 발생 시킬 수 있다. 셋째, 일부시설은 방폭문이 설치되어 있으나 개구부, 방폭밸브의 역방향 등의 적절하지 못한 설치와 배관 배선의 관통부 마감상태로 인해 정상적인 방폭문의 기능유지 및 기밀성 확보는 어려울 것으로 판단된다.

• 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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• 제35권1호
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• pp.43-48
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• 2010

방사선의 선질은 X선관의 target에 따라 결정된다. 유방검사의 경우 Molybdenum target을 사용하는데 22~28 kV 범위에서 평균 17.9~19.5 keV의 Mo 특성에너지를 얻어 유방의 high contrast 영상을 얻을 수 있다. 따라서 본 연구에서는 최근 대부분의 유방 검사장치에 이용되는 Mo/Mo 조합 유방장치의 미세병변 탐지능력을 측정하기 위하여 ALVIM TRM 팬텀을 이용하여 그 기초적인 실험으로 획득한 영상을 ROC(receiver operating characteristic) curve를 통해 분석하였다. 유방의 평균 피사체 두께가 40 mm로 가정하고 kV와 mAs, 그리고 두께변화에 따른 질환 검출능력을 실험한 결과, kV 변화에서는 Speck과 Fiber의 병소 검출능력이 거의 차이를 보이지 않은 것으로 나타났으며, mAs와 피사체두께 변화에서는 많은 차이를 보이는 것으로 나타났다. 즉, 유방의 피사체 평균두께인 약 40 mm에서는 관전압 변화가 병소의 검출능력에 많은 영향을 끼치지 않으므로 평균 두께의 피사체에서는 관전압을 높여서는 안된다.

• Journal of Radiation Protection and Research
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• 제42권2호
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• pp.83-90
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• 2017

Background: Different cases exist in the measurement of thyroid radiobioassays owing to the individual characteristics of the subjects, especially the potential variation in the counting efficiency. An In situ Object Counting System (ISOCS) was developed to perform an efficiency calibration based on the Monte Carlo calculation, as an alternative to conventional calibration methods. The purpose of this study is to evaluate the applicability of ISOCS to thyroid radiobioassays by comparison with a conventional thyroid monitoring system. Materials and Methods: The efficiency calibration of a portable high-purity germanium (HPGe) detector was performed using ISOCS software. In contrast, the conventional efficiency calibration, which needed a radioactive material, was applied to a scintillator-based thyroid monitor. Four radioiodine samples that contained $^{125}I$ and $^{131}I$ in both aqueous solution and gel forms were measured to evaluate radioactivity in the thyroid. ANSI/HPS N13.30 performance criteria, which included the relative bias, relative precision, and root-mean-squared error, were applied to evaluate the performance of the measurement system. Results and Discussion: The portable HPGe detector could measure both radioiodines with ISOCS but the thyroid monitor could not measure $^{125}I$ because of the limited energy resolution of the NaI(Tl) scintillator. The $^{131}I$ results from both detectors agreed to within 5% with the certified results. Moreover, the $^{125}I$ results from the portable HPGe detector agreed to within 10% with the certified results. All measurement results complied with the ANSI/HPS N13.30 performance criteria. Conclusion: The results of the intercomparison program indicated the feasibility of applying ISOCS software to direct thyroid radiobioassays. The portable HPGe detector with ISOCS software can provide the convenience of efficiency calibration and higher energy resolution for identifying photopeaks, compared with a conventional thyroid monitor with a NaI(Tl) scintillator. The application of ISOCS software in a radiation emergency can improve the response in terms of internal contamination monitoring.

• 대한방사선기술학회지:방사선기술과학
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• 제34권2호
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• pp.123-129
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• 2011

본 연구는 방사선사들의 방사선방어에 대한 인식, 지식 및 행위를 조사하여 종사자 본인은 물론 환자 및 환자보호자의 불필요한 방사선피폭을 줄이는 방안을 마련하고자 수행하였다. 자료수집은 구조화된 설문지를 사용하여 부산시내에 근무하는 방사선사 225명을 대상으로 하였다. 회수된 자료에 대한 분석은 SPSS/PC+ Win 13 버전을 사용하였다. 또한 집단 간 차이 검증을 위해 일원분산분석(oneway ANOVA)을 시행하였으며, 일반변인(지식, 학력, 연령, 근무경력)이 방사선안전관리측면에 미치는 영향력을 분석하기 위하여 중다회귀분석(Multiple regression)을 시행하여 검증하였다. 학력, 연령, 근무경력에 따른 방사선/능의 지식은 차이가 없는 것으로 분석되었으며, 방사선안전관리의 경우 40대 이상과 대졸이상에서 가장 높은 수치를 나타냈다. 또한 방사선안전관리와 방사선/능의 지식정도와의 상관관계에서는 모두 정적상관을 나타냈으며, 일반변인이 방사선안전관리측면에 미치는 영향력을 분석한 결과 방사선/능의 지식이 높을수록 방사선안전관리에 대한 인식이 높은 것으로 나타났다. 방사선 종사자 및 환자에 대한 방사선피폭을 줄이기 위해서는 종사자 교육을 통한 올바른 방사선/능의 관리에 있다고 판단된다.

• 한국방사선학회논문지
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• 제14권7호
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• pp.907-913
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• 2020

의료용 X선 방호는 끊임없이 논쟁이 되고 불필요한 피폭을 막으려는 노력은 많은 연구자들의 관심사였다. X선은 환자를 투과하고 영상을 얻기 까지 피사체와 광전효과, 컴프턴산란 등의 상호작용을 하여 산란선을 만든다. 이 때문에 의료방사선 종사자뿐만 아니라 검사를 받는 환자도 환부 외 영역에 불필요한 산란선 피폭을 받게 된다. 이에 본 연구는 본 연구에서는 여성의 인체를 가정하여, 요추정면 검사 조건으로 X선을 팬텀에 조사한 후 유방근처의 산란선과 갑상샘 근처의 산란선을 측정하였다. 이후 jelly type의 차폐체를 제작하여 산란선 차폐 및 방사선감수성이 높은 부위에서 차폐효과를 확인하는 것이 목표이다, 실험결과 차폐체를 적용하였을 때의 갑상선 측정시 평균 0.16 mR, 왼쪽, 오른쪽 유방 측정 시 평균 0.6 mR, 왼쪽 겨드랑이 0.64 mR, 오른쪽 겨드랑이 0.54 mR 의 산란선 평균을 나타내었으며 약 82%의 산란선 차폐효과를 확인 할 수 있었다. 향후 기존 방호도구와 비교하여 Jelly type의 차폐 체와의 요추 검사에서 발생하는 피폭의 차폐율을 비교하여 기존 방호도구를 대체할 방안으로 제시 될 수 있을 것으로 사료된다.

• 방사성폐기물학회지
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• 제12권2호
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• pp.171-178
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• 2014

원전 해체 시 원자력설비는 안전하게 해체되어야 한다. 고리 1호기나 월성 1호기와 같은 노후화된 원전의 경우 곧 원전 해체를 계획하고 있는 대상 원전이지만, 이 원전들의 가동 중단 후 해체 시 선원항 평가 기준, 제염 및 해체 기술 등의 독자적인 국내 기술 확보는 미흡한 실정이다. 본 연구의 목적은 원전 선원항 평가 기술 중 하나로 In-Situ 기법을 이용하여 대형 원전 기기를 직접 측정하여 측정대상체에 대한 선원항 평가방법을 개발하는 것이다. 원자로 헤드를 별도의 해체 없이 이동형 감마핵종분석기를 이용하여 직접 측정법으로 분석하고 간접 측정을 병행하여 측정 결과를 보완하였다. 그리고, 표면오염시료는 방사화학분석을 수행하였다. 분석 결과를 확장하여 원자로의 핵종 재고량을 계산하였다. 본 연구 결과를 토대로 각 핵종별 방사능량 변화에 따라 해체 시점을 결정할 수 있으며, 원전 해체 시 작업자의 피폭 저감에 도움이 될 것으로 기대한다.

• 한국의학물리학회지:의학물리
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• 제33권4호
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• pp.164-171
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• 2022

The number of facilities using radiation generators increases and related regulations are strengthened, the establishment of a shielding management and evaluation technology has become important. The characteristics of the radiation generator used in previous report differ from those of currently available high-frequency radiation generators. This study aimed to manufacture lead, iron, and concrete shielding materials for the re-verification of half-value layers, tenth-value layers, and attenuation curve. For a comparison of attenuation ratio, iron, lead, and concrete shields were manufactured in this study. The initial dose was measured without shielding materials, and doses measured under different types and thicknesses of shielding material were compared with the initial dose to calculate the transmission rate on 50-300 kVp X-ray. All the three shielding materials showed a tendency to require greater shielding thickness for higher energy. The attenuation graph showed an exponential shape as the thickness decreased and a straight line as the thickness increased. The difference between the measurement results and the previous study, except in extrapolated parts, may be due to the differences in the radiation generation characteristics between the generators used in the two studies. The attenuated graph measured in this study better reflects the characteristics of current radiation generators, which would be more effective for shield designing.