• Journal of Radiation Protection and Research
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• 제26권3호
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• pp.249-253
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• 2001

Neutron dose assessment in criticality accidents using Whole Body Counter (WBC) was proved to be an effective method as rapid neutron dose estimation at the JCO criticality accident in Tokai-mura. The 1.36MeV gamma-ray of $^{24}Na$ in a body can be detected easily by a germanium detector. The Minimum Detectable Activity (MDA) of $^{24}Na$ is approximately 50Bq for 10miniute measurement by the germanium-type whole body counter at JNC Tokai Works. Neutron energy spectra at the typical shielding conditions in criticality accidents were calculated and the conversion factor, whole body activity-to-organ mass weighted neutron absorbed dose, corresponding to each condition were determined. The conversion factor for uncollied fission spectrum is 7.7 $[(Bq^{24}Na/g^{23}Na)/mGy]$.

• Journal of Radiation Protection and Research
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• 제39권1호
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• pp.46-53
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• 2014

방사선사고 시 내부오염 평가대상의 범위는 성인뿐만 아니라 소아까지 전 연령층으로 확대된다. 본 연구에서는 전신계수기의 측정 정확도를 향상시키기 위해 측정대상의 인체 크기와 측정 위치에 따른 계수효율을 평가하였다. 본 연구에서는 한국원자력의학원에서 사용하는 전신계수기인 FASTSCAN에 대해 방사선수송코드를 이용하여 전산 모사하였다. 측정한 계수효율과 계산한 계수효율의 상대편중은 4세 소아의 경우 2% 이하이였으며, 성인의 경우에도 5% 이하로 일치하였다. 측정 대상의 키가 작을수록 검출기와의 거리가 멀어지는 문제를 보완하고 인체 크기에 따른 계수효율의 일관적인 경향성을 도출하기 위해, 측정대상의 측정 위치를 조절하여 전신계수기의 계수효율을 평가하였다. 조절된 측정 위치에서의 전신계수기 계수효율을 바탕으로 측정 대상의 인체 크기 차이에 의한 내부오염도 평가 시 측정 오차를 줄일 수 있는 인체 크기 보정인자를 도출하였다. 도출된 보정인자는 전신계수기 측정결과에 곱하여 측정대상의 내부오염도를 쉽게 평가할 수 있으며, 궁극적으로 방사선사고 시 전신계수기를 이용한 내부오염도의 측정 정확도를 크게 향상시킬 수 있을 것이다.

• Journal of Radiation Protection and Research
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• 제34권3호
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• pp.121-128
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• 2009

국내 원전의 계획예방정비기간중에 원자로계통의 개방과정에서 원자로건물내 공기 중으로 누설된 $^{131}I$의 채내 흡입으로 원전 종사자의 내부피폭이 발생하였다. 이에 따라 원전에서 보유하고 있는 전신계측기(Whole Body Counter)를 이용하여 방사선작업 종료 후 즉시 원전종사자의 체내에 침적된 내부방사능을 측정하였고, 수일 경과 후 재측정하였다. 이러한 전신계측결과를 이용한 섭취량 산정 값을 원전종사자가 출입한 원자로 건물 내 공기 중의 $^{131}I$ 방사능 농도 측정결과와 원자로건물 출입기록에 근거하여 계산된 $^{131}I$ 채내 섭취량과 비교 평가하였다. 그 결과 전신계측기를 이용한 채내 방사능측정 결과와 공기중 농도를 이용한 섭취량 산정 결과는 비교적 잘 일치하는 것으로 평가되였다.

• Journal of Radiation Protection and Research
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• 제39권1호
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• pp.1-6
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• 2014

원전에서는 방사성핵종의 체내 섭취에 따른 작업종사자의 내부 방사능을 측정하기 위하여 전신계측기(WBC)를 이용하고 있다. 이 계측기는 인체 내 방사성핵종의 침적위치를 고려하여 다양한 측정 모드를 선택하여 측정할 수 있으나, 대부분 전신 모드를 적용하고 있다. 그런데 전신 모드를 적용한 내부방사능 측정값은 WBC 측정 모드 중에서 가장 보수적인 값을 나타내는 특성이 있고, 따라서 내부피폭 방사선량이 과대평가되는 문제점이 있다. 이러한 문제점을 해결하기 위해 WBC, 팬텀, 표준 방사선원을 이용하여 WBC의 측정 모드별 방사능측정 실험을 수행하였다. 이 결과에 대해 통계적 분석방법을 적용하여 WBC의 상부 및 하부 검출기 계측비율에 따라 WBC의 측정 모드를 선정할 수 있는 정량적인 기준을 제시하였다.

• Journal of Radiation Protection and Research
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• 제38권4호
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• pp.242-245
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• 2013

원전 방사선작업종사자의 내부선량평가를 위해 일반적으로 사용되고 있는 bed type 전신계측에 몬테카를로 방법을 적용하여 작업자에 대한 외부오염 계측특성을 평가하였다. 한국인 체형을 반영하는 voxel 모의 피폭체를 이용하여 내부오염시 측정 특성을 평가하였다. 외부오염 판별을 위해 BOMAB 모의 피폭체를 이용하여 신체 각 부위별 오염시 나타나는 측정 특성을 평가하였다. 가슴 부위 오염시 누운 자세와 엎드린 자세로 구분하여 외부오염시 계측 특성을 확인하였다. 정량적인 분석을 통해 bed type 전신계측기를 이용한 외부오염 판별이 가능함을 확인하였다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제54권8호
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• pp.3043-3050
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• 2022

In Korea, all nuclear power plants (NPPs) participate in annual performance tests including in vivo measurements using the FastScan, a stand type whole body counter (WBC), manufactured by Canberra. In 2018, all Korean NPPs satisfied the testing criterion, the root mean square error (RMSE) ≤ 0.25, for the whole body configuration, but three NPPs which participated in an additional lung configuration test in the fission and activation product category did not meet the criterion. Due to the low resolution of the FastScan NaI(Tl) detectors, the conventional peak analysis (PA) method of the FastScan did not show sufficient performance to meet the criterion in the presence of interfering radioisotopes (RIs), ¹³⁴Cs and ¹³⁷Cs. In this study, we developed an artificial neural network (ANN) to improve the performance of the FastScan in the lung configuration. All of the RMSE values derived by the ANN satisfied the criterion, even though the photopeaks of ¹³⁴Cs and ¹³⁷Cs interfered with those of the analytes or the analyte photopeaks were located in a low-energy region below 300 keV. Since the ANN performed better than the PA method, it would be expected to be a promising approach to improve the accuracy and precision of in vivo FastScan measurement for the lung configuration.

• Journal of Radiation Protection and Research
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• 제34권3호
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• pp.129-136
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• 2009

국내 원전의 계획예방정비기간 중에 원자로계통의 개방과정에서 원자로건물내 공기 중으로 누설된 $^{131}I$의 체내 흡입으로 원전종사자의 내부피폭이 발생하였다. 이에 따라 원전에서 보유하고 있는 전신계측기(Whole body counter)를 이용하여 내부방사능을 측정하였다. 이들 측정값을 근거로 국제방사선방호위원회(ICRP)의 내부피폭 선량평가 지침을 적용하여 섭취량을 산정하고, 내부 피폭 방사선량을 평가하였다. $^{131}I$은 체내에서 섭취와 배설이 빠르고 갑상선으로 재축적이 일어나기 때문에 섭취 후 측정시점에 따라 섭취량이 차이를 보였다. 또한 ICRP 간행물에서 $^{131}I$의 전선에 대한 섭취잔류분율 자료를 제공하고 있지 않아 갑상선 섭취잔류분율 자료를 이용함으로써 섭취량 평가에서 오차를 나타내었다. 이에 따라 수계산과정으로 섭취량을 산정하고 예탁유효선량을 평가하였다. 한편 전선에 대한 섭취잔류분율을 새로 계산하였으며, 이 결과를 검증하였다. 또한 국제적으로 이용되고 있는 내부 피폭 선량평가 전신코드들 이용하여 섭취량 산정과 내부피폭 선량평가 평가결과에 대한 비교 계산이 병행하여 이루어졌다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제55권1호
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• pp.295-303
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• 2023

Whole-body counters are widely used to assess internal contamination after a nuclear accident. However, it is difficult to determine radioiodine activity due to limitations in conventional calibration phantoms. Inhaled or ingested radioiodine is heterogeneously distributed in the human body, necessitating time-dependent biodistribution for the assessment of the internal contamination caused by the radioiodine intake. This study aims at calculating counting efficiencies considering the biodistribution of ¹³¹I in whole-body counting measurement. Monte Carlo simulations with computational human phantoms were performed to calculate the whole-body counting efficiency for a realistic radioiodine distribution after its intake. The biodistributions of ¹³¹I for different age groups were computed based on biokinetic models and applied to age- and gender-specific computational phantoms to estimate counting efficiency. After calculating the whole-body counting efficiencies, the efficiency correction factors were derived as the ratio of the counting efficiencies obtained by considering a heterogeneous biodistribution of ¹³¹I over time to those obtained using the BOMAB phantom assuming a homogeneous distribution. Based on the correction factors, the internal contamination caused by ¹³¹I can be assessed using whole-body counters. These correction factors can minimize the influence of the biodistribution of ¹³¹I in whole-body counting measurement and improve the accuracy of internal dose assessment.

• 대한방사선기술학회지:방사선기술과학
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• 제41권5호
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• pp.437-444
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• 2018

Whole-Body counters have been used to evaluate the internal contamination of gamma emitting radionuclides. Among the whole-body counters used in domestic nuclear facilities, Fastscan made by CANBERRA contains 2 NaI(Tl) detectors and is generally used to monitor the primary internal exposure. It has the advantage of achieving MDA even with short time measurements. Accuscan is a bed type, and has good energy resolution because it is composed of HPGe detector. Since the Accuscan with better energy resolution than Fastscan has better able to identify radionuclides, it is used to monitor secondary internal exposure. Some nuclear facilities have only Fastscan. We analyzed statistically whether Fastscan is enough to ensure accuracy and precision comparing with Accuscan. To do this, we prepared a CRM created by the Korea Research Institute of Standards and Science. We also obtained the data of 6 Fastscans and 5 Accuscans in domestic nuclear facilities. As a result of the study, although Fastscan compared with Accuscan is not as accurate as the Accuscan, the precision is statistically same. However, accuracy of Fastscan is in compliance with international standards except low energy range. In terms of accuracy and precision except radionuclides emitting low energy, it is possible to measure radioactivity inside workers even in nuclear facilities where only Fastscan is used.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제53권12호
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• pp.4122-4129
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• 2021

The counting efficiencies obtained using anthropomorphic physical phantoms are generally used in whole-body counting measurements to determine the level of internal contamination in the body. Geometrical discrepancies between phantoms and measured individuals affect the counting efficiency, and thus, considering individual physical characteristics is crucial to improve the accuracy of activity estimates. In the present study, the counting efficiencies of whole-body counting measurements were calculated considering individual physical characteristics by employing Monte Carlo simulation for calibration. The NaI(Tl)-based stand-up and HPGe-based bed type commercial whole-body counters were used for calculating the counting efficiencies. The counting efficiencies were obtained from 19 computational phantoms representing various shapes and sizes of the measured individuals. The discrepancies in the counting efficiencies obtained using the computational and physical phantoms range from 2% to 33%, and the results indicate that the counting efficiency depends on the size of the measured individual. Taking into account the body size, the equations for estimating the counting efficiencies were derived from the relationship between the counting efficiencies and the body-build index of the subject. These equations can aid in minimizing the size dependency of the counting efficiency and provide more accurate measurements of internal contamination in whole-body counting measurements.