• Journal of Radiation Protection and Research
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• 제32권1호
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• pp.1-8
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• 2007

도시지역의 방사능 오염으로 거주민의 피폭영향을 평가할 수 있는 모델 METRO-K를 개발하였다. 모델의 특성으로 1) 실험 또는 경험자료를 사용하기 때문에 수학식이 간단하여 이해가 쉬울 뿐 아니라 계산에 필요한 변수의 수가 적으며 2) 도시환경을 구성하는 5가지 기본표면 만을 사용하여 복잡하고 다양한 주변 환경을 쉽게 구성할 수 있으며 3) 각기 다른 오염 표면으로 인한 선량을 평가함으로써 표면마다 적합한 제염대책을 수립하는데 용이하다. 피폭자의 특정 위치에서 각기 다른 오염표면으로부터 받게 되는 선량은 감마에너지와 오염 표면별 공기커마 값을 데이터 라이브러리로 만들어 평가에 이용하였다. 유럽 도시지 역의 4가지 대표적 거주형태 에 대한 공기커마 값을 사용하여 우리나라 도시지역의 7가지 대표적 주거형태에 적합하도록 공기커마 값을 조합하여 적용하였다. 장기간 방사성물질의 누설을 고려하여 하루 단위의 핵종별 공기중 농도, 강우량, 핵종의 화학적 형태 구성분율이 입력되면 침적 후 시간에 따른 각기 다른 표면에서의 공기중 흡수선량률과 피폭자의 거주 위치에 따른 인체 선량률이 평가된다. 아파트 밀집지역에 대한 가상 오염 시나리오의 적용결과 피폭자의 거주위치 뿐 아니라 피폭자가 거주하는 주변 환경에 따라 인체 선량률은 확연한 차이를 나타냈다.

• Journal of Radiation Protection and Research
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• 제41권2호
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• pp.101-104
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• 2016

Background: To protect the public from natural radioactive materials, the 'Act on safety control of radioactive rays around living environment" was established in Korea. There is an annual effective dose limit of 1 mSv for products, but the activity concentration limit for products is not established yet. Materials and Methods: To suggest the activity concentration limits for consumer goods containing NORM, in this research, we assumed the "small room model" surrounding the ICRP reference phantom to simulate the consumer goods in contact with the human bodies. Using the Monte Carlo code MCNPX, we evaluate the effective dose rate for the ICRP reference phantom in a small room with dimension of phantom size and derived the activity concentration limit for consumer goods. Results and Discussion: The consumer goods have about 1600, 1200 and $19000Bq{\cdot}kg^{-1}$ for $^{226}Ra$, $^{232}Th$ and $^{40}K$, and the activity concentration limits are about six times comparing with the values of building materials. We applied the index to real samples, though we did not consider radioactivity of $^{40}K$, indexes of the some samples are more than 6. However, this index concept using small room model is very conservative, for the consumer goods over than index 6, it is necessary to reevaluate the absorbed dose considering real usage scenario and material characteristics. Conclusion: In this research, we derived activity concentration limits for consumer goods in contact with bodies and the results can be used as preliminary screening tool for consumer goods as index concept.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제2권2호
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• pp.85-95
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• 1970

두개의 threshold detector로서 인자로의 폭발사고시에 방출되는 속 중성자의 속도분포를 측정하고 그로부터 속 중성자의 인체흡수선량을 계산하였다. 이때 속 중성자의 속도분포는 하나의 스펙트럼 매개변수에 의하여 결정된다는 가정으로부터 얻어지는데 이 매개변수는 threshold detector의 반응율을 측정하므로서 구해진다. 속 중성자의 인체흡수선량은 속 중성자의 속도분포 변화에 따라 큰 변동이 없었으나 threshold detector의 평균반응단면적은 크게 변하였다. 따라서 속 중성자의 속도분포에 관계없이 threshold detector의 평균반응단면적을 고정된 값으로 취하여 속 중성자선량을 계산한다면 큰 오차를 일으키게 될 것이라는 것을 보여주었다. 한편 핵분열에서 방출되는 속 중성자의 속도분포에 대한 세 해석적 표현인 즉 Watt, Cranberg및 Maxwellian 공식들로부터 속 중성자 선량을 계산하여 서로 비교하였다. Watt 및 Cranberg 공식들로 부터 얻어진 속 중성자선량은 Maxwellian 공식으로부터 얻어진 그것보다 약간 높은 값을 보여 주었으며 Watt 공식에 의한 선량계산치는 Cranberg 공식에 의한 그것과 비슷한 값을 보여주었다.

• 대한방사선기술학회지:방사선기술과학
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• 제37권1호
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• pp.7-14
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• 2014

인공방사선 사용이 가장 많은 진단방사선 분야의 피폭선량 저감에 착안하여 X-선 조사의 1차적 사용자인 방사선사의 기술적인 연구에 의해 피폭선량을 감소시키고자 흉부팬텀인 DUKE phantom을 이용하여 X-선 발생장치에서 부가여과를 적용해 피폭선량의 감소 효과를 알아보고 PC-Based Monte Carlo Program(PCXMC)을 이용하여 환자가 받는 유효선량 및 장기선량에 대해 알아보기 위해 본 연구를 시행하였다. 본 실험에서는 설정된 조건을 사용하여 알루미늄만을 이용한 단일여과와 구리와 알루미늄을 이용한 복합여과를 적용하여 DUKE Phantom에서 나타난 구리 원반(copper disc)의 개수를 측정하여 단일여과와 복합여 과의 조합에서 구리 원반의 개수가 같으면서 흡수선량이 가장 적은 부가여과의 조합을 찾고 PCXMC 2.0 프로그램을 이용하여 유효선량 및 장기선량을 산출하였다. 사용 관전류에 따라 다르지만 관전압 80 kVp, AP Projection 조건에서는 최소 약 30 % ~ 최대 약 84 %의 유효선량을 감소시킬 수 있었고 관전압 120 kVp, PA Projection 조건에서는 최소 약 41 % ~ 최대 약 71 %의 유효선량을 감소시킬 수 있었다. 장기선량은 각 장기마다 선량 감소율이 달랐으나 최소 30 % ~ 최대 100 %의 선량 감소율을 보였다. 본 연구를 통하여 같은 촬영 조건을 사용하더라도 부가여과를 통해 낮은 선량으로 영상의 품질 면에서 변화가 없었으며 DUKE Phantom과 PCXMC 2.0 프로그램을 이용한 장기선량과 유효선량에 대한 저감 효과를 산출하는 것에 적합하였음을 알 수 있었다.

• 방사성폐기물학회지
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• 제18권spc호
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• pp.37-50
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• 2020

In this paper, an overview of the scoping calculation results is provided with respect to criticality and radiation shielding of two KBS-3V type PWR SNF disposal systems and one NWMO-type CANDU SNF disposal system of the improved KAERI reference disposal system for SNFs (KRS⁺). The results confirmed that the calculated effective multiplication factors (k_eff) of each disposal system comply with the design criteria (< 0.95). Based on a sensitivity study, the bounding conditions for criticality assumed a flooded container, actinide-only fuel composition, and a decay time of tens of thousands of years. The necessity of mixed loading for some PWR SNFs with high enrichment and low discharge burnup was identified from the evaluated preliminary possible loading area. Furthermore, the absorbed dose rate in the bentonite region was confirmed to be considerably lower than the design criterion (< 1 Gy·hr^-1). Entire PWR SNFs with various enrichment and discharge burnup can be deposited in the KRS⁺ system without any shielding issues. The container thickness applied to the current KRS⁺ design was clarified as sufficient considering the minimum thickness of the container to satisfy the shielding criterion. In conclusion, the current KRS⁺ design is suitable in terms of nuclear criticality and radiation shielding.

• Radiation Oncology Journal
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• 제19권1호
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• pp.66-73
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• 2001

목적 : 붕소-중성자 포획치료법(Boron Neutron Capture Therapy, BNCT)을 위해 원자력병원 싸이클로트론에서 발생되는 최대에너지 34.4 MeV의 속중성자(Fast neutron)를 70 cm 파라핀으로 감속시킨 후 선량 특성을 조사하였다. 그 결과를 토대로 열외중성자(Epithermal neutron) 선량 측정법에 대한 프로토콜을 확립하여 원자로에서 방출되는 열외 중성자 선량 특성 평가의 기초를 삼고, 가속기를 이용한 BNCT 연구에 대한 타당성 여부를 조사하고자 한다. 대상 및 방법 : 공기 중 선량 및 물질 내 선량 분포 측정을 위해 Unidos 10005 (PTW, Germany) 전기계와 조직 등가 물질인 A-150 플라스틱으로 제작된 IC-17 (Far West, USA) 및 IC-18, ElC-1 이온함을 사용하였고, 감마선의 측정을 위해서는 마그네슘으로 제작된 IC-l7M 이온함을 이용하였으며 조직등가 기체와 아르곤 기체를 분당 5cc 씩 주입하며 측정하였다. 중성자, 광자, 전자가 혼합된 장의 모의 수송 해석을 위해 이용되는 Monte Carlo N-Particle (MCNP) transport code를 사용하여 2차원적 선량 분포 및 에너지 분포를 계산하였으며 이 결과를 측정값과 비교하였다. 결과 : BNCT에서의 유효 치료 깊이인 물 팬텀 4 cm에서의 선량은 치료기 1 MU 당 $6.47\times10^{-3}\;cGy$로 미세하였으며, 이때 감마 오염도(contamination)는 $65.2{\pm}0.9\%$로 중성자보다는 감마선에 의한 선량 기여분이 우세하였다. 깊이에 따른 선량 분포 특성에서는 중성자 선량은 선형적으로 감쇠 되었고, 감마선량은 지수적으로 보다 급격히 감쇠되는 경향을 보였으며 전체 선량의 $D_{20}/D_{10}$은 0.718 이었다. MCNP에 의한 에너지 분포 전산 계산의 결과 2.87 MeV 이하에서 중성자 피크가 나타났으며, 저에너지 영역에서는 감마선이 연속적으로 분포되는 양상을 보였다. 결론 : 벽 물질이 서로 다른 두 개의 이온함을 사용한 직접 선량 측정과 MCNP 전산 시뮬레이션을 이용한 공간 선량분포 계산으로 미세 속중성자 빔에 대한 선량 특성을 파악할 수 있었으며, 원자로 열외중성자 주(Epithermal neutron column)에 대한 선량 평가 자료로 확보하였다. 아울러 가속기에 대한 연구가 진행되어 고전압, 고전류를 발생시키는 전원 공급장치와 표적핵(Target) 물질이 개발되고 비스무스나 납 등에 의해 감마 오염도를 줄일 경우, 싸이크로트론에 의한 보론-중성자 포획치료도 가능해질 것으로 판단된다.

• 대한핵의학회지
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• 제28권3호
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• pp.364-370
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• 1994

원자력병원에 설치된 MC-50 싸이클로트론에서 생산된 무담체 $^{51}Cr$-EDTA의 합성법 및 정상 성인 남자자원자를 대상으로 무담체 $^{51}Cr$-EDTA 주사후 사구체여과율을 측정하고, 이 검사 중 피검자가 받는 방사능 흡수선량을 MIRD system의 계산법으로 계산하여 다음과 같은 결과를 얻었다. 1) $^{51}Cr$-EDTA는 bicarbonate 촉매하에 합성하였으며 이 방법은 기존의 방법보다 짧은 시간내에, 상온에서 반응이 완결되는 장점이 있으며 이 연구를 통하여 국내에서도 비방사능이 월등히 높은 무담체 $^{51}Cr$-EDTA의 사용이 가능하게 되었다. 2) GFR 측정시 $^{51}Cr$-EDTA 주사후 두경부 방사능 계측으로 혈액채취를 대신 할 수 있고, 경험적 공식이 아닌 2-compartment model에 의한 계산법을 이용할 수 있어 간편하게 임상이용이 가능하며 한국인의 체형에 맞는 새로운 공식의 유도가 가능할 것으로 기대된다. 3) $50{\mu}Ci$ $^{51}Cr$-EDTA의 전신방사능 흡수선량은 무시할 수 있는 정도임을 알 수 있었으며, MIRD system은 아주 적은 방사능 오염의 피폭 선량측정에 유용함을 알 수 있었다.

• 한국의학물리학회지:의학물리
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• 제10권1호
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• pp.17-22
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• 1999

임상에서 사용되는 가속기의 설계특성변화가 빔 출력변화에 미치는 영향을 알아봄으로써 보다 효율적인 정도관리를 수행하고자 한다. 선형가속기를 구성하고 있는 여러 가지 요소 중에서 빔 조정 인자들인 이온원부의 입사전류 (INJ-I), 이온원부의 입사전압 (INJ-E), 가속전압 (PFN), 휨자석 전류 (BMI), 펄스반복주파수 (PRF)를 선택하여 디지털 메바트론 제어프로그램 상에서 선형가속기가 자동 제어되는 허용범위를 조사한 후 그 영역내에서 전류값들을 변화시켜가면서 선량에 어떠한 영향을 미치는지 알아보았다. 이온함을 사용하여 홉수선량을 측정하고 오실로스코프를 사용하여 빔 출력의 파형을 분석하였으며 방사선 계측장치로 대칭성과 평평도를 계측하였다. 방사선 가속 장치는 선형가속기 (Mevatron MD, Siemens, Germany)를 이용하였으며, 계측장치로는 RFAplus (Scanditronix, Sweden)를 사용하였다. 그리고 가속기의 설계특성변화 즉 , 빔 조정 인자들의 변화가 선량분포특성에 변화를 주는 것을 측정하기 위해 0.6cc 이온함(Capintec PR06C, USA), 미소전위계(Capintec192, USA)와 오실로스코프 (Tektronix, USA)를 사용하였다. 선형가속기의 선량률과 에너지변화에 영향을 미치는 인자들인 INJ-I, INJ-E, PFN, BMI, PRF의 전압과 전류값들을 변화시켰을 때 인자들마다 차이는 있었지만, 이온함을 사용하여 측정했을 때와 오실로스코프로 출력펄스의 변화를 보았을 때는 선량률의 변화를 확인할 수 있었다. 그러나 RFAplus로 에너지와 대칭성 등에 관한 그래프를 그렸을 때는 거의 동일한 결과를 나타내었다. 인자 INJ-I, INJ-E, PFN, BMI, PRF 들의 D10/D20은 0∼0.02, 대칭성은 0.1-0.2%, 평평도는 0.1∼0.4%의 미세한 변화를 보였다. 디지털화 된 각 인자들의 전류와 전압값들을 변화시킬 때 선량률에는 미세한 영향을 미치게 되지만, 기계자체에서 기준값에 맞추기 위해 자동 제어가 되어 선량분포에는 크게 영향을 미치지는 못하는 것으로 평가되어졌으나 빔 조정 인자들의 특성을 파악함으로써 정도관리의 기초자료를 확보하였다.

• 한국환경보건학회지
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• 제40권5호
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• pp.407-412
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• 2014

Objectives: The internal dose of ethyl parabens is important in order to evaluate the risk of this chemical. However, there are little PK model data for parabens to apply this. This experiment attempted PK modeling to ascertain PK values. Methods: Twenty mg/kg ethyl paraben was administered orally to Sprague-Dawley rats at the same point in time. The rats were sacrificed at times 0, 15, 30 and minutes, and 1, 2, 4, 8, 12, 24 hours after oral gavage. Blood and urine were collected and pretreated for analysis. Accuracy, precision and LOD (limit of detection) were calculated for this analysis. Ethyl paraben, detected by HPLC-MS, was applied to PK modeling using Berkeley Madonna. Results: This study showed 100.1-103.7% accuracy, 1.4-3.7% precision and a 1.0 ng/mL limit of detection. Orally administered ethyl paraben reached maximum concentration after 30 minutes of dosing in serum and urine of rats. The concentrations were 2,354 ng/mL in serum and 386,000 ng/mL in urine samples. These peak concentrations were excreted after one hour of intubation over 12 hours. For the pharmacokinetic parameters of ethyl paraben revealed using Berkeley Madonna, the absorption rate was 5.539/hour, the excretion rate was 0.048/hour, the half-life was 14.441 hours and AUC was 481,186 ng hour/mL. Conclusion: Orally administered ethyl paraben was absorbed rapidly in rats and excreted in urine. This chemical, ethyl paraben, accumulated in the body but was excreted over 12 hours after dosing.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제51권3호
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• pp.755-760
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• 2019

Compound samples based on the mineral-like magnesium potassium phosphate matrix $MgKPO_4{\times}6H_2O$ were synthesized by solidification of high level waste surrogate. Phase composition and structure of synthesized samples were studied by XRD and SEM methods. Compressive strength of the compounds is $12{\pm}3MPa$. Coefficient of thermal expansion of the samples in the range $250-550^{\circ}C$ is $(11.6{\pm}0.3){\times}10^{-6}1/^{\circ}C$, and coefficient of thermal conductivity in the range $20-500^{\circ}C$ is $0.5W/(m{\times}K)$. Differential leaching rate of elements from the compound, $g/(cm^2{\times}day)$: $Mg-6.7{\times}10^{-6}$, $K-3.0{\times}10^{-4}$, $P-1.2{\times}10^{-4}$, $^{137}Cs-4.6{\times}10^{-7}$; $^{90}Sr-9.6{\times}10^{-7}$; $^{239}Pu-3.7{\times}10^{-9}$, $^{241}Am-9.6{\times}10^{-10}$. Leaching mechanism of radionuclides from the samples at the first 1-2 weeks of the leaching test is determined by dissolution ($^{137}Cs$), wash off ($^{90}Sr$) or diffusion ($^{239}Pu$ and $^{241}Am$) from the compound surface, and when the tests continue to 90-91 days - by surface layer depletion of compound. Since the composition and physico-chemical properties of the compound after irradiation with an electron beam (absorbed dose of 1 MGy) are constant the radiation resistance of compound was established.