원자력발전소를 안전하게 해체하기 위해서는, 해체부지 개방기준의 준수여부를 확인하기 위해 수행되는 환경이나 설비의 방사선학적 조사의 계획, 실시 그리고 평가에 대한 상세 지침을 제공하는 절차가 필요하다. 본 연구에서는 해외 원전 해체 사례와 MARSSIM을 근간으로 부지운영이력평가, 오염범위조사, 오염현황 상세 조사, 제염복구 지원조사, 최종부지조사의 순으로 해체 부지내 잔류방사능을 조사하는 절차를 제시하였다.
TRIGA Mark-II, III 연구로를 폐로함에 따라, 원자로를 비롯한 관련 시설로부터 작업자의 방사선피폭을 최소화하고 환경으로의 방사성물질 누출을 사전에 방지하며, 안전한 해체방법을 모색하여 해체공사시의 기술기준을 수립하기 위하여 해체대상 시설내에 잔존하고 있는 방사성물질의 방사선/능 준위를 측정 및 분석 평가하였다. 측정대상은 시설내의 바닥 및 벽면과 잔존 실험시설물의 표면, 수조내 방사화 물질의 표면, 시설내 잔존하고 있는 냉각수 등이다. 이들 측정대상에 대한 방사선량율과 표면오염도, 핵종 등을 측정, 분석 및 평가하였다. 또한 전산코드 Fispin 을 사용하여 원자로 수조내의 주요 방사화 물질에 대한 방사능양과 핵종을 평가하였다. 본 평가 결과는 해체계획서 작성시 기본자료로서 유용하게 사용되었다.
Isolated calf thymus nuclei were in vitro methylated with S- adenosy-L-methyl-$^{14}C$ methionine, and the proteins were fractionated according to their solubilities. Histone fraction ($H_{2}SO_{4}$-soluble fraction) contained approximately 60% total radioactivity incorporated, while "residual protein" which was ($H_{2}SO_{4}$-insoluble contained the remaining radio-activity. The "residual protein" was further fractionated into various acidic proteins, which contained very littel of the radioactivity. However, the protein fraction eluted from DEAE-cellulose with 0.5 N NaOH contained the largest amount of radioactivity. This protein was found to be basic in nature by amino analysis.
Concerning the apprehensions about naturally occurring radioactive materials (NORM) residues, the International Atomic Energy Agency (IAEA) and its member nations have acknowledged the imperative to ensure the radiation safety of NORM industries. Residues with elevated radioactivity concentrations are predominantly produced during NORM processing, in the form of scale and sludge, referred to as technically enhanced NORM (TENORM). Substantial quantities of TENORM residues have been released externally due to the dismantling of NORM processing factories. These residues become concentrated and fixed in scale inside scrap pipes. To assess the radioactivity of scales in pipes of various shapes, a Monte Carlo simulation was employed to determine dose rates corresponding to the action level in TENORM regulations for different pipe diameters and thicknesses. Onsite gamma spectrometry was conducted on a scrap iron pipe from the titanium dioxide manufacturing factory. The measured dose rate on the pipe enabled the estimation of NORM concentration in the pipe scale onsite. The derived action level in dose rate can be applied in the NORM regulation procedure for on-site judgments.
본 연구는 PET(positron emission tomography) 검사를 위해 내원한 환자를 대상으로 방사성의약품 18F-FDG 동위원소를 주사 할 때, 주사 방법과 생리식염수의 용량에 따른 주사기의 잔량의 차이를 비교하였다. 조영제를 사용하는 CT 혹은 MRI 검사 후, 3-way를 제거하지 않고, PET 검사를 위해 내원한 40명의 환자를 대상으로 18F-FDG를 주사 할 때, 주사기와 3-way에 남게 되는 방사능을 측정하여, 실제 환자에게 투여된 방사능을 확인했다. 이때 20명의 환자들로 나누어 생리식염수의 용량을 달리하였다. 또 다른 주사 방법은 extension을 이용하여 주사 하였을 때, 주사기의 잔량 비교와 생리식염수 용량에 따른 잔량 차이를 비교하였다. 18F-FDG 를 주사 한 후, 주사기와 3-way 또는 extension에 남아 있는 방사능을 검량기로 측정하여 실제 투여된 용량을 확인 했다. 방사성의약품을 투여하기 전의 주사기의 방사능과 투여한 후 주사기와 3-way 또는 extension 의 방사능을 측정한 결과, 생리식염수 10 cc에 3way 의 주입 방식이 잔류량이 가장 낮았고, 생리식염수 10 cc에 extension, 생리식염수 5 cc에 3way 순으로 잔량이 증가하였다. 5 cc의 생리식염수에 extension 주사 방법이 잔량이 가장 많이 남아 있었다. 잔량이 가장 적게 남은 주사 방법과의 잔량 차이는 0.053 mCi이다. PET 검사 시, 3-way와 extension에 남게 되는 방사능을 감안하고, 생리식염수의 투여 용량을 조절함에 따라, 실제 환자에게 투여하고자 하는 목적 용량을 고안한다면 좀 더 정확하게 환자에게 방사성의약품을 투여할 수 있을 것이다.
국내 유통 중인 건조 목이 8건(국내산 3건, 중국산 5건)을 수집하여 잔류농약 321종, 중금속 7종, 방사능 3종의 유해물질 잔류성분을 조사하였다. 잔류농약 검사결과 국내산 3건에서는 검출되지 않았으나, 중국산 5건 중 4건에서 Chlorpyrifos, Isoprocarb, Mepiquat chloride, Carbendazim이 검출되었다. 농산물 농약 잔류허용기준에 의하면 목이는 Mepiquat chloride(0.5 mg/kg 이하)만 기준치가 설정되어 있다. 또한 중금속 검사결과는 모든 건조 목이에서 미량의 중금속이 검출되었으나, 기준치 이하로 낮게 나타났다. 다만 국내산 시료 1건에서 납 함량이 기준치(0.3 mg/kg)보다 높게 나타나 정확한 원인 규명을 위해서는 톱밥배지, 지하수, 보관·유통 과정에 대한 추가적인 조사가 필요할 것으로 보여진다. 방사능 조사결과에서는 모든 건조 목이에서 방사능 농도가 MDA값 이하로 불검출 수준으로 나타났다. 국내산과 중국산의 평균 방사능 농도는 요오드(131I)와 세슘(134Cs)은 비슷한 수준으로 나타났으며, 세슘(137Cs)은 국내산보다 중국산에서 다소 높게 나타났다. 방사성 세슘(137Cs)은 버섯류에 잘 농축되는 것으로 알려져 있는데 이번 조사에서는 국내 유통 중인 건조 목이는 방사능에 안전하게 나타났다.
PET/CT에서 18F-FDG의 주사용량은 SUV(Standard Uptake Value)에 직접적인 영향을 끼쳐 판독결과에 영향을 미칠 수 있다. 따라서 정확한 18F-FDG의 dose 값을 주사하는 것이 중요하다. 본 연구에서는 18F-FDG 주사 시 플러싱 횟수에 따른 주사기와 혈관삽입기구의 잔류방사능간의 상관관계분석을 실시하였다. 실험장비는 CRC-25R 검량계, 3WAY line과 needle, 3 cc 주사기 및 50 cc 생리식염수를 사용하였고 결과값을 SP SS 21 Statics로 통계 분석하였다. 그 결과, 주사기와 혈관삽입기구의 총 잔류 방사능은 2회 플러싱 시 5.84 % 로 가장 높았고 5회 플러싱 시 1.49 % 로 가장 낮게 잔류하였다. 상관관계분석결과, 플러싱 횟수는 주사기의 잔류방사능과 -0.436, 혈관삽입기구와 - 0.300으로 음(-)의 상관관계를 보였다. 플러싱횟수에 따른 주사기, 혈관확보기구의 잔류 방사능 평균값을 일원배치 분산분석(One way - ANOVA)를 실시한 결과, 주사기의 잔류방사능은 4회부터 유의미한 감소를 보였고, 혈관확보기구의 잔류방사능은 5회부터 유의미한 감소를 보였다. 그러나 혈관확보기구의 평균 잔류방사능이 총 잔류방사능의 0.8 %라는 점을 고려할 때, 4회의 플러싱횟수가 가장 합리적으로 보인다.
세계적으로 원전의 가동 년수 증가로 인하여 증기발생기와 같은 중요 설비의 교체가 지속적으로 이루어지고 있으며, 해체 시에는 대량의 방사성 금속 폐기물이 일시에 발생한다. 이러한 방사성 폐기물을 규제해제 후에 재활용하기 위해서는 정확한 잔류방사능을 측정하여야 한다. 그러나, 원자력시설에서 발생되는 금속 폐기물은 형상이 복잡하고, 재질별 특성이 다양하기 때문에 잔류방사능을 정확히 측정하기가 어렵다. 본 연구에서는 방사성 금속 폐기물의 정확한 잔류방사능을 측정하기 위한 절차를 수립하였고, 오염 대상 선원항 평가, 시료 대표성 확보 방안, 대면적 오염도 측정 장치 제작 및 밀도에 의한 자체흡수 보정인자 등을 평가하였다. 특히, 복잡한 구조의 금속 폐기물에 대하여 시료의 대표성을 확보하기 위하여 용융시킨 후 단순한 형태의 시료를 제조하였으며, 금속의 밀도 차이에 따른 보정인자를 결정하여 방사능 측정 결과의 신뢰성을 향상시켰다.
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[게시일 2004년 10월 1일]
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