• Journal of Radiation Protection and Research
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• 제36권4호
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• pp.183-189
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• 2011

To quantitatively evaluate how setup errors in conjunction with dose gradients contribute to the error in IMRT dose quality assurance (DQA) measurements. The control group consisted of 5 DQA plans of which all individual field dose differences were less than ${\pm}5%$. On the contrary, the examination group was composed of 16 DQA plans where any individual field dose difference was larger than ${\pm}10%$ even though their total dose differences were less than ${\pm}5%$. The difference in 3D dose gradients between the two groups was estimated in a cube of $6{\times}6{\times}6\;mm^3$ centered at the verification point. Under the assumption that setup errors existed during the DQA measurements of the examination group, a three dimensional offset point inside the cube was sought out, where the individual field dose difference was minimized. The average dose gradients of the control group along the x, y, and z axes were 0.21, 0.20, and 0.15 $cGy{\cdot}mm^{-1}$, respectively, while those of the examination group were 0.64, 0.48, and 0.28 $cGy{\cdot}mm^{-1}$, respectively. All 16 plans of the examination group had their own 3D offset points in the cube. The individual field dose differences recalculated at the offset points were mostly diminished and thus the average values of total and individual field dose differences were reduced from 3.1% to 2.2% and 15.4% to 2.2%, respectively. The offset distribution turned out to be random in the 3D coordinate. This study provided the quantitative data that support the large individual field dose difference mainly stems from possible geometric errors (e.g., random setup errors) under the influence of steep dose gradients of IMRT field.

• Translational and Clinical Pharmacology
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• 제26권4호
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• pp.150-154
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• 2018

This tutorial reviews the principles of dose individualisation with an emphasis on target concentration intervention (TCI). Once a target effect is chosen then pharmacodynamics can predict the target concentration and pharmacokinetics can predict the target dose to achieve the required response. Dose individualisation can be considered at three levels: population, group and individual. Population dosing, also known as fixed dosing or "one size fits all" is often used but is poor clinical pharmacology; group dosing uses patient features such as weight, organ function and comedication to adjust the dose for a typical patient; individual dosing uses observations of patient response to inform about pharmacokinetic and pharmacodynamics in the individual and use these individual differences to individualise dose.

• 한국방사선학회논문지
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• 제11권5호
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• pp.321-328
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• 2017

D-Shuttle (Chiyoda Technol Corporation, Tokyo, Japan) 선량계를 이용하여 개인피폭관리 및 자연방사선량의 모니터링을 위한 기초자료를 제공하는데 연구의 목적이 있다. D-Shuttle을 이용하여 선량을 산출하였다. 선량보고서에서 400 일 노출되었을 때에 1.346 mSv 이었고, 연간선량 (annual dose per year)은 1.228 mSv/year, 평균시간선량 (average dose per hour)은 $0.014{\mu}Sv/hr$ 이었다. 국내의 개인 외부피폭선량 (1.295 mSv/year =Korea average natural individual external dose), 국내의 연간부가선량 (additional dose per year)은 -0.0663 mSv/year 이다. D-Shuttle은 방사선모니터링을 위한 개인선량계로 방사선의 검출성능 우수한 기능, 실시간 방사선 피폭관리, 방사선 작업의 경보 기능, 효율적이고 사용이 편리한 개인 방사선선량의 피폭관리로 ALARA에 매우 유용한 선량계로 사용할 수 있다. 방사선작업종사자와 지역주민의 방사선모니터링 측정기기로 병원, 산업, 의료현장, 원전사고 지역과 비파괴 분야의 위험한 지역에서 방사선모니터링으로 활용될 수 있다.

• 방사성폐기물학회지
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• 제19권2호
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• pp.243-253
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• 2021

In the dismantling process of a reactor coolant system (RCS) piping, a radiation protection plan should be established to minimize the radiation exposure doses of dismantling workers. Hence, it is necessary to estimate the individual effective dose in the RCS piping dismantling process when decommissioning a nuclear power plant. In this study, the radiation exposure doses of the dismantling workers at different positions was estimated using the MicroShield dose assessment program based on the NUREG/CR-1595 report. The individual effective dose, which is the sum of the effective dose to each tissue considering the working time, was used to estimate the radiation exposure dose. The estimations of the simulation results for all RCS piping dismantling tasks satisfied the dose limits prescribed by the ICRP-60 report. In dismantling the RCS piping of the Kori-1 or Wolsong-1 units in South Korea, the estimation and reduction method for the radiation exposure dose, and the simulated results of this study can be used to implement the radiation safety for optimal dismantling by providing information on the radiation exposure doses of the dismantling workers.

• 한국방사선학회논문지
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• 제8권2호
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• pp.81-88
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• 2014

진단영상의학에서 일반영상촬영의 경우 각각의 부위를 연속(series)촬영으로 검사하는 경우가 대부분이다. 그러나 환자선량권고량(DRL)의 경우 각 부위의 전후(AP)방향과 측면(lateral)자세의 촬영 측정값만이 설정되어있는 것이 현실이다. 병원에서는 환자의 연속 촬영에 의해 누적 선량이 발생되며, 이는 환자선량권고량(DRL)과 누적된 피폭선량을 비교할 수 없거나, 과소평가할 수 있다. 본 연구에서 각 부위별 연속촬영의 누적선량을 측정한 결과, 조사야에 포함된 경우 입사표면선량(ESD)을 유효선량으로 변환하면 공중의 선량한도(Individual dose)의 최대 38.06%에서 최소 0.23%까지 측정되었다. 그리고 조사야에 포함되지 않은 각 부위의 입사표면선량(ESD)을 유효선량(Effective dose)으로 변환한 경우 공중의 선량한도(Individual dose)의 최대 5%에서 최소 0.04%까지 측정되었다. 연구결과 각 부위별 연속촬영에서 입사표면선량(ESD)이 많이 증가하는 것을 알 수 있다. 따라서 병원에서는 환자선량권고량(DRL)을 구체적으로 설정할 필요가 있으며, 불필요한 검사를 줄이기 위해 환자 촬영 order의 세분화가 필요하다고 판단된다. 또한, 여러 부위의 검사에서는 정확한 조사야의 필요성이 강조된다.

• Journal of Radiation Protection and Research
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• 제30권4호
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• pp.175-183
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• 2005

2002년 기준으로 국내 52733명의 방사선 작업종사자에 대해 5개 대분류와 28개의 세분류 카테고리로 나눈 직업군별 연간 피폭선량의 분포를 분석하였다. 진단용 X선 분야(치과용 포함) 종사자의 선량 통계는 식품의약품안전청이 제공하였으며 기타 종사자의 선량자료는 한국방사성동위원소협회가 제공하였다. 직업군에 따른 선량준위별, 연령별 성별 종사자수와 연간 평균선량을 분석한 결과 거의 80% 정도의 종사자들이 연간 1.2mSv 이하로 피폭하는 것으로 나타났다. 방사선작업 종사자의 총 집단선량은 66.4man-Sv로 나타났고 평균 선량은 1.26mSv였다. 직업군별로는 체내 핵의학 분야와 비 파괴검사 분야 종사자가 다른 분야에 비해 평균선량이 현저히 높게 나타났다. 진단용 X선 분야 종사자에게서 연간 20mSv 이상 피폭자 수가 상당하여 이에 대한 추가 분석이 필요한 것으로 나타났다. 16기의 원자력발전소 작업종사자 중에는 20mSv를 초과하는 종사자가 한명도 없는 것으로 나타났다. 연령별로 30대 종사자 수가 가장 많았고 20대 종사자의 선량이 상대적으로 높았다. 여성이 전체 작업종사자의 20%정도를 차지하고 있었으며 평균 피폭선량은 남성의 반 정도인 것으로 나타났다.

• Journal of Radiation Protection and Research
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• 제23권3호
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• pp.149-157
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• 1998

개인 선량한도를 하향조정 하였을 경우 추가적으로 요구되는 방사선작업 자 수와 집단선량을 예측하기 위한 연구가 수행되었다. 연구대상은 한국원자력안전기술원에서 선택한 기관 모두를 포함하였고 해석기준의 선량한도는 ICRP Publ. 60. 및 BEIR V 보고서가 권고한 값으로 하였다. 해석자료로 사용된 데이터베이스는 원자력법에 의거 원자력발전사업 허가자와 비파괴검사 허가자가 한국방사성동위원소협회에 제출한 개인피폭선량 기록의 편집자료에 근거하였다. 연간 개인선량한도의 하향 설정에 따른 영향은 상관모델을 사용하여 계산하였다. 본 연구모델의 민감도는 종사자가 방사선작업환경 내에 있는 동안의 비생산성을 가정하여 분석하였다. 최상의 방사선작업환경조건에서도 종사자의 최저 비생산성 인자에 접근하는 것이 대단히 어렵기 때문에 최저 비생산성 가정은 보수적인 가정이라는 주장을 쉽게 변호할 수 있다는 것이 장점이다. 개인선량한도가 연평균 2cSv로 하향 조정되고 개인 작업자의 비생산성율이 0.1이라고 가정하면 1997년 동안 방사선시설에서 추가로 요구되는 방사선작업종사자수는 231명으로부터 269명으로 증가되고, 집단선량 man-cSv는 근사적으로 14%만큼 증가된다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제55권2호
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• pp.725-733
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• 2023

The Korea Institute of Radiological and Medical Sciences has started a radiation epidemiological study, titled "Korean Radiation Worker Study," to evaluate the health effects of occupational exposure to radiation. As a part of this study, we investigated the methodologies and results of reconstructing organ-specific absorbed doses based on personal dose equivalent, H_p(10), reported from 1984 to 2019 for 20,605 Korean radiation workers. For the organ dose reconstruction, representative exposure scenarios (i.e., radiation energy and exposure geometry) were first determined according to occupational groups, and dose coefficients for converting H_p(10) to organ absorbed doses were then appropriately taken based on the exposure scenarios. Individual annual doses and individual cumulative doses were reconstructed for 27 organs, and the highest values were observed in the thyroid doses (on average 0.77 mGy/y and 10.47 mGy, respectively). Mean values of individual cumulative absorbed doses for the red bone marrow, colon, and lungs were 7.83, 8.78, and 8.43 mSv, respectively. Most of the organ doses were maximum for industrial radiographers, followed by nuclear power plant workers, medical workers, and other facility workers. The organ dose database established in this study will be utilized for organ-specific risk estimation in the Korean Radiation Worker Study.

• 방사성폐기물학회지
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• 제2권1호
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• pp.60-67
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• 2004

연구로 1,2호기 해체과정에서 발생되는 많은 양의 철재폐기물 중 자체처분대상 철재폐기물을 대상으로 재활용하는 경우에 대해서 피폭방사선량을 평가하고, 규제해제농도기준(안)을 도출하였다. 평가도구는 RESRAD-RECYCLE ver 3.06을 이용하여 ICRP60에서 제시하고 있는 유효선량 개념에 근거한 내부피폭 선량환산인자를 수정하였고, IAEA Safety Series 111-P-1.1 및 NUREG-1640을 적용하여 예상되는 최대개인선량 및 집단선량을 평가하였다. 0.4 Bq/g의 철재폐기물에 대한 RESRAD-RECYCLE 전산코드의 평가결과 개인최대선량 및 집단선량은 23.9 $\mu$Sv/y, 0.11 man$.$Sv/y이다. 최종적인 핵종별 규제해제농도기준은 일반평가방법과 세부평가결과를 종합하여 가장 보수적인 평가결과를 추출하여 결정하였다. 그 결과 $Co^{60}$, C $s^{137}$ 핵종에 대한 규제해제농도준위는 1.14${\times}$$10^{-1}$ Bq/g미만이 되어야 국내 원자력법에서 정하고 있는 처분제한치(최대개인선량 : 10 $\mu$Sv/y, 집단선량 : 1 man$.$Sv/y)를 만족할 수 있다.

• Journal of Radiation Protection and Research
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• 제33권4호
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• pp.183-196
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• 2008

원전주변의 주민에 대한방사선량의 대부분을 음식물 섭취에 의한 내부피폭이 차지하고 있다. 그러나 우리나라 원전에 적용하고 있는 음식물 섭취 관련 인자는 1989년 한국원자력연구소가 고리원전 주변지역을 대상으로 수행한 현장조사 결과를 계속 적용하고 있어 최근의 식습관 변화를 적절히 반영하지 못하고 있다. 또한 우리나라는 미국 NRC (Nuclear Regulatory Commission) 에서 적용하고 있는 최대개인에 근거하여 음식물 섭취율을 결정하고 있다. 그러나 최근의 ICRP (International Commission on Radiological Protection) 의 권고 및 유럽의 관련 지침에서는 결정집단 또는 결정집단을 대표하는 개인에 대해 선량을 평가토록 권고하고 있다. 따라서 이러한 식습관의 변화추이나 피폭평가대상에 대한 국제적인 권고기준에 준하는 음식물 섭취율 설정방법에 대한연구가 필요하다. 보건복지가족부에서는 국민건강증진법에 의거 매 3년마다 전국 규모의 국민의 식품 및 영양섭취실태 조사를 실시하고 있다. 따라서 본 연구에서는 이러한 정부조사자료를 활용하여 주기적으로 음식물 섭취량 자료를 갱신할 수 있는 방안을 연구하였다. 보건복지가족부에서 $2001{\sim}2002$년에 수행한 국민영양조사원자료(raw data)를 분석하여 결정집단을 대표하는 개인의 음식물 섭취율을 결정하는데 이용할 수 있는 기초통계량을 제시하고, 또한 현재 국내 원전에서 적용하고 있는 최대개인의 음식물 섭취율을 재설정하였다.