• 대한방사선기술학회지:방사선기술과학
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• 제33권4호
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• pp.327-334
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• 2010

전리방사선의 피폭에 의한 암 유발확률은 소아가 성인에 비해 크기 때문에 소아 X선 검사 시의 환자선량을 정확히 파악하는 일은 중요하다. 그러나 우리나라는 소아 환자선량에 대한 연구가 활발하지 않다. 그러므로 본 연구에서는 7세 미만 소아를 대상으로 전리함을 이용하여 흉부검사 시의 입사피부선량(entrance skin dose, ESD)을 측정하여 나이, 키, 체중, 가슴두께와 ESD의 관계를 비교한 결과는 다음과 같았다. 소아는 나이에 따라서 키, 체중 및 가슴두께가 비슷한 양상으로 증가하므로, 흉부촬영 시 측정하기 힘든 가슴두께 대신에 나이에 따라서 촬영조건을 설정해도 무방함을 알 수 있었다. 2세 미만 소아의 흉부 A-P 검사 시, kVp는 A병원에서 더 높았으나, mAs는 반대로 B병원에서 높아, ESD 값이 B병원에서 약 1.7배 높았다. 그러나 4세 이상 소아의 흉부 P-A 검사 시에는 mAs는 같았고 kVp는 B 병원에서 7 kVp 높았으나, ESD값은 FID가 먼 B병원(180 cm)에서보다 더 가까운 A병원(130 cm)에서 1.4배 정도 높았다. 또한 같은 나이라도 A-P가 P-A보다 ESD값이 높았다. 나이별에 따른 ESD값을 보면, 1세 미만은 $154{\mu}Gy$, 1세에서 4세 미만은 $194{\mu}Gy$, 4세에서 7세 미만은 $138{\mu}Gy$으로 나타났다. 이 값은 일본의 JART의 권고량($200{\mu}Gy$)보다 낮으나, EC(유럽위원회)나 영국의 NRPB의 권고량보다 높으며, 2009년 12월에 식품의약품안전평가원에 제출된 용역보고서의 진단참고준위(5세 소아에서의 중간값이 $100{\mu}Gy$)보다 높다. 결론적으로 ESD는 X선장치 시스템의 차이보다는 방사선사의 경험적 실행에 의한 촬영조건의 차이에 의해서 크게 달라짐을 알 수 있었으며, 또한 나이가 많다고 더 많은 선량을 받는 것은 아니다. 따라서 나이에 따른 소아의 적정 참고준위의 확립과 점진적인 환자선량의 저감화가 반드시 필요하다.

• Journal of Radiation Protection and Research
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• 제22권2호
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• pp.85-95
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• 1997

전통적으로 개인방사선감시에 열형광선량계와 필름배지가 공식개인선량계로 이용되어 왔고 현재까지도 여전히 가장 보편적으로 사용되고 있지만, 최근에는 Si 다이오드와 G-M관을 이용한 능동형 전자개인선량계가 개발 보급되고 있다. 전자개인선량계는 누적선량을 곧바로 알 수 있다는 분명한 장점을 가지고 있을 뿐만 아니라 선량률에 관한 정보도 제공하므로 높은 비용부담에도 불구하고 피폭관리의 용이함으로 인해 주목을 받고 있다. 이에 세 종류의 전자개인선량계 즉, EPD2, STEPHEN6000, PD-3i에 대하여 재현성, 정확성, 선형성, 에너지와 방향 의존성, 반응시간을 포함하는 선량계의 전반적인 성능을 실험적으로 평가한 후 판단기준으로 IEC standard 그리고 Ontario Hydro standard와 비교함으로써 전자개인선량계가 방사선방호의 핵심인 개인선량측정에 충분한 신뢰도를 제공하여 공식선량계로 적합한가를 논의하였다. STEPHEN6000 및 PD-3i는 표층선량 측정능력의 보완이 필요하였다.

• Journal of Radiation Protection and Research
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• 제28권3호
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• pp.173-182
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• 2003

베타선 방출 핵종 측정을 위한 프로토 타입(prototype) 액체섬광검출기를 개발하고 이의 특성을 분석하였다. 액체섬광계수시스템의 신호처리부는 2개의 광전자증배관(photomultiplier tube, PMT)과 동시 계수 회로를 이용하여 구성하였다. 제작한 프로토 타입 시스템의 특성 분석을 위하여 4종류의 베타 핵종 $(^3H,\;^{14}C,\;^{36}Cl,\;^{90}Sr)$에 대한 샘플을 조제하여 베타 스펙트럼을 측정하였다. 차폐체를 전혀 사용하지 않은 상태에서 측정한 4종류의 핵종에 대한 베타 스펙트럼을 구하고, 최소 검출 한계를 계산한 다음, 법적 규제치 및 계산된 검출한계와 비교하였다. 이들 대부분의 선원들은 수분이내의 측정으로 배수중 방사선물질에 대한 법적 규제치 이하로 충분히 검출 가능함을 확인하였다.

• Journal of Radiation Protection and Research
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• 제14권2호
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• pp.23-29
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• 1989

이중관 형태의 라돈 표준선원을 제작하여 루카스셀의 계수치 (cph)를 라돈농도로 나타내기 위한 환산인자를 측정한 결과 라돈 표준선원을 실온으로 하였을 때는 0.031$\pm$0.001 (pCi/l)/(cph/Cell)였다. 사무실 내에서 라돈과 라돈 자핵종의 농도를 측정한 값은 $^{222}Rn,\;{\rightarrow}^{218}Po\;{\rightarrow}^{214}Pb,\;{\rightarrow}^{214}Bi$ 의 평균 농도가 각각 0.87, 0.53, 0.35, 0.26 pCi/l 였다. 이때 전체 방사평형인자와 WL의 평균 값은 각각 0.40, 3.33${\times}10^{-3}$ 이며 측정 지점에서 연간 피폭되는 방사선량으로 환산하면 약 30 mren 이다.

• 한국방사선학회논문지
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• 제5권3호
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• pp.155-159
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• 2011

이 연구의 목적은 방사선 발생 장치에 의한 환자나 작업 종사자들의 피폭과 사용시설에 대한 방어 상태를 조사하는데 있다. 수도권 대학병원의 엑스선 발생장치들을 대상으로 관전압 80 kVp, 관전류 200 mA, 1 sec의 최대 조사조건하에서 제어실출입문, 제어실감시창, 촬영실출입문, 인접주위 등에서 측정하였다. 주당누설선량은 제어실 출입문에서 0.11 mR/week, 제어실 감시창에서 0.15 mR/week, 촬영실 출입문에서 0.12 mR/week, 인접 주위에서 0.06 mR/week로 측정되었다. 그리고 주당평균누설선량은 0.11 mR/week 이었다. 구해진 주당평균누설선량은 기준치 100 mR/week 이하로 나타났으나 누설선량은 주기적인 측정으로 관리가 필요할 것으로 생각된다.

• Journal of Radiation Protection and Research
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• 제20권2호
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• pp.85-95
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• 1995

GM 계수관을 방사선 검출기로서 사용하고, 검출기의 신호를 디지탈 펄스로 변환하는 펄스처리회로와 디지탈 통신방식의 하나인 FSK(frequency shift keying) 변복조회로를 설계하였으며, 휴대용 무전기로 송수신되는 방사선 검출신호를 방사선량과 방사선량율로 개인용 컴퓨터의 화면에 표시하는 단일채널 무선 방사선측정 시스템을 개발하고 성능을 평가하였다. 성능검증 실험에서 펄스를 입력한 경우와 검출기에 방사선을 조사시킨 경우 펄스처리회로에서 약 5V의 동일한 디지탈 펄스가 출력되었고, 무선통신계통에서도 입력과 출력이 왜곡없이 송수신되고 있음을 확인하였다. 검출기에 표준방사선원(Cs-137)으로 방사선을 조사시켜 선량률을 측정한 결과 측정오차는 조사된 선량률의 10% 이내를 나타내었다. 본 시스템은 국내에선 처음으로 설계되었으며, 향후 다중채널로 구성하여 실시간 개인방사선피폭선량계, 방사선감시기 등 여러 용도의 방사선측정기에 응용함으로써 방사선방어에 기여할 것으로 기대된다.

• Journal of Radiation Protection and Research
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• 제29권4호
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• pp.257-261
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• 2004

핀홀 감마카메라의 민감도를 향상시키기 위하여 픽셀화된 CsI(Tl) 섬광체와 위치민감형 광증배관을 이용하여 부호화 구경 감마카메라를 개발하였다. Rounded-hole로 이루어진 $13{\times}11$ 픽셀구조의 개조된 uniformly reductant array (URA) 가 계측기의 공간해상도를 고려하여 부호화된 마스크로 선택되었다. 부호화된 구경 카메라와 핀홀 카메라의 성능을 비교하기 위하여 Tc-99m 소스의 여러 가지 형태를 이용하여 테스트 하였으며, 신호 대 잡음비 또는 민감도의 향상에 대한 카메라의 성능을 분석하였다. 그 결과 공간해 상도에 있어서 약간의 저하가 있었으나 영상의 질은 매우 향상되었다. 비록 카메라의 개발과 테스트가 저에너지 영역에서 이루어졌지만, 부호화 구경 카메라의 구상은 방사성 물질 감시 그리고 다른 응용들에 있어서도 효과적으로 사용되어질 수 있을 것이다.

• Journal of Radiation Protection and Research
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• 제35권1호
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• pp.26-33
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• 2010

비파괴검사 분야의 방사선 검사(RT) 방식은 image plate (IP)를 사용한 Computed Radiography(CR) 영상시스템의 도입에 따라 필름 방식의 아날로그 영상이 점차 디지털 영상으로 교체되고 있다. 비파괴검사에서 결함을 효과적으로 검출할 수 있는 영상의 품질은 촬영 조건, 영상획득매체, 사용 선원의 종류 및 촬영 거리, 검사체 두께등이 영향을 미친다. 본 논문에서는 비파괴 검사 분야에 적용할 수 있는 감마선원의 기본 특성을 조사하였고, FUJI사에서 개발한 CR 영상 시스템에 $^{75}Se$, $^{192}Ir$ 동위원소를 적용하여 영상을 획득하였다. 획득된 영상의 gray scale을 이미지 소프트웨어를 통해 추출한 후에 대조도 및 신호대잡음비를 계산하고 비교 분석하였다. 또한 투과도계를 이용한 비교 영상을 통하여 식별도를 분석하였다.

• Journal of Radiation Protection and Research
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• 제28권2호
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• pp.127-135
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• 2003

The primary contributors to the total occupational radiation exposure in operating nuclear power plants are operation and maintenance activities doting refueling outages. The Advanced Power Reactor 1400 (APR1400) includes a number of design improvements and plans to utilize advanced maintenance methods and robotics to minimize the annual collective dose. The major radiation exposure reduction features implemented in APR1400 are a permanent refueling pool seal, quick opening transfer tube blind flange, improved hydrogen peroxide injection at shutdown, improved permanent steam generator work platforms, and more effective temporary shielding. The estimated average annual occupational radiation exposure for APR1400 based on the reference plant experience and an engineering judgment is determined to be in the order of 0.4 man-Sv, which is well within the design goal of 1 man-Sv. The basis of this average annual occupational radiation exposure estimation is an eighteen (18) month fuel cycle with maintenance performed to steam generators and reactor coolant pumps during refueling outage. The outage duration is assumed to be 28 days. The outage work is to be performed on a 24 hour per day basis, seven (7) days a week with overlapping twelve (12) hour work shifts. The occupational radiation exposure for APR1400 is also determined by an alternate method which consists of estimating radiation exposures expected for the major activities during the refueling outage. The major outage activities that cause the majority of the total radiation exposure during refueling outage such as fuel handling, reactor coolant pump maintenance, steam generator inspection and maintenance, reactor vessel head area maintenance, decontamination, and ICI & instrumentation maintenance activities are evaluated at a task level. The calculated value using this method is in close agreement with the value of 0.4 man-Sv, that has been determined based on the experience aid engineering judgement. Therefore, with the As Low As Reasonably Achievable (ALARA) advanced design features incorporated in the design, APR1400 design is to meet its design goal with sufficient margin, that is, more than a factor of two (2), if operated on art eighteen (18) month fuel cycle.

• Journal of Radiation Protection and Research
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• 제34권4호
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• pp.176-183
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• 2009

원전 계획예방정비기간 증기발생기 수실작업 등은 매우 높은 방사선량율을 보이는 지역으로, 짧은 시간 동안 작업으로 종사자는 높은 피폭을 받을 가능성이 있다. 특히, 방사성물질과 접촉작업을 하는 손 부위에서 고피폭이 예상된다. 이런 점을 고려하여 2004년 수행된 국내 원전의 복수선량계 알고리즘 적용성 시험의 TLD 판독결과를 이용하여 고피폭 접촉 작업의 방사선장을 분석하였다. 그 결과, 원전 고피폭 접촉작업의 입사방사선장은 고에너지 광자(High Energy Photon Field)에 의한 피폭으로 해석되었다. 한편 2009년 울진 4호기 계획예방정비기간 S/G 정비작업과 월성 1호기 압력관 교체작업에 참여한 방사선작업종사자에 대해 말단선량 현황과 방사선장을 분석하기위한 현장시험을 실시하였다. 그 결과 입사방사선장은 고에너지 방사선장으로 확인되었다.