• Journal of Radiation Protection and Research
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• 제47권4호
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• pp.181-194
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• 2022

Internal dosimetry is a discipline which brings together a set of knowledge, tools and procedures for calculating the dose received after incorporation of radionuclides into the body. Several steps are necessary to calculate the committed effective dose (CED) for workers or members of the public. Each step uses the best available knowledge in the field of radionuclide biokinetics, energy deposition in organs and tissues, the efficiency of radiation to cause a stochastic effect, or in the contributions of individual organs and tissues to overall detriment from radiation. In all these fields, knowledge is abundant and supported by many works initiated several decades ago. That makes the CED a very robust quantity, representing exposure for reference persons in reference situation of exposure and to be used for optimization and assessment of compliance with dose limits. However, the CED suffers from certain limitations, accepted by the International Commission on Radiological Protection (ICRP) for reasons of simplification. Some of its limitations deserve to be overcome and the ICRP is continuously working on this. Beyond the efforts to make the CED an even more reliable and precise tool, there is an increasing demand for personalized dosimetry, particularly in the medical field. To respond to this demand, currently available tools in dosimetry can be adjusted. However, this would require coupling these efforts with a better assessment of the individual risk, which would then have to consider the physiology of the persons concerned but also their lifestyle and medical history. Dosimetry and risk assessment are closely linked and can only be developed in parallel. This paper presents the state of the art of internal dosimetry knowledge and the limitations to be overcome both to make the CED more precise and to develop other dosimetric quantities, which would make it possible to better approximate the individual dose.

• 한국방사선학회논문지
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• 제9권3호
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• pp.175-181
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• 2015

본 연구는 디지털 흉부엑스선 검사에서 화질의 저하 없이 환자선량을 감소시키기 위한 부가필터와 Ion chamber 센서 조합을 알아보고자 하였다. 실험은 관전압 125 kVp, 관전류 320 mA, AEC모드로 하여 부가필터와 Ion chamber의 센서를 네 가지 조합으로 나누어 선량을 측정하고, PCXMC를 이용하여 장기선량을 산출하였다. 또한 MTF로 물리적 화질을 평가하였다. 그 결과 동일 부가필터의 조건하에서 Ion chamber의 좌우 양쪽 센서 모두를 선택했을 때 입사표면 선량과 장기선량이 가장 낮게 나타났으며, 화질평가에서는 좌우 Ion chamber의 선택과 0.1 mmCu 필터를 선택했을 때 공간주파수 값이 2.494 lp/mm로 가장 높게 나타났다. 결론적으로 디지털 흉부촬영 시 Ion chamber의 좌우 양쪽 센서와 0.1 mmCu 필터를 선택하는 것이 우수한 화질의 영상을 획득하고 환자선량 저감에 도움이 될 것이다.

• 방사성폐기물학회지
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• 제21권2호
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• pp.255-269
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• 2023

Compared to operational wastes, nuclear power plant (NPP) decommissioning wastes are generated in larger quantities within a short time and include diverse types with a wider range of radiation characteristics. Currently used 200 L drums and IP-2 type transport containers are inefficient and restrictive in packaging and transporting decommissioning wastes. Therefore, new packaging and transport containers with greater size, loading weight, and shielding performance have been developed. When transporting radioactive materials, radiological safety should be assessed by reflecting parameters such as the type and quantity of the package, transport route, and transport environment. Thus far, safety evaluations of radioactive waste transport have mainly targeted operational wastes, that have less radioactivity and a smaller amount per transport than decommissioning wastes. Therefore, in this study, the possible radiation effects during the transport from NPP to disposal facilities were evaluated to reflect the characteristics of the newly developed containers and decommissioning wastes. According to the evaluation results, the exposure dose to transport workers, handling workers, and the public was lower than the domestic regulatory limit. In addition, all exposure dose results were confirmed, through sensitivity analysis, to satisfy the evaluation criteria even under circumstances when radioactive materials were released 100% from the container.

• Journal of Radiation Protection and Research
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• 제39권4호
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• pp.176-181
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• 2014

The object of this paper is to evaluate the fission product inventories and radiological doses in a non-LOCA event, based on the U.S. NRC's regulatory methodologies recommended by the TID-14844 and the RG 1.195. For choosing a non-LOCA event, one fuel assembly was assumed to be melted by a channel blockage accident. The Hanul nuclear power reactor unit 6 and the CE $16{\times}16$ fuel assembly were selected as the computational models. The burnup cross section library for depletion calculations was produced using the TRITON module in the SCALE6.1 computer code system. Based on the recently licensed values for fuel enrichment and burnup, the source term calculation was performed using the ORIGEN-ARP module. The fission product inventories released into the environment were obtained with the assumptions of the TID-14844 and the RG 1.195. With two kinds of source terms, the radiological doses of public in normal environment reflecting realistic circumstances were evaluated by applying the average condition of meteorology, inhalation rate, and shielding factor. The statistical analysis was first carried out using consecutive three year-meteorological data measured at the Hanul site. The annual-averaged atmospheric dispersion factors were evaluated at the shortest representative distance of 1,000 m, where the residents are actually able to live from the reactor core, according to the methodology recommended by the RG 1.111. The Korean characteristic-inhalation rate and shielding factor of a building were considered for a series of dose calculations.

• 대한방사선기술학회지:방사선기술과학
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• 제28권2호
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• pp.117-122
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• 2005

1999년 개정된 국내 원자력법 시행령 제2조 5항에 의하면 2003년부터 원전 작업종사자들에 대해 외부 피폭 선량뿐만 아니라 내부피폭 선량도 합산하여 평가하도록 하였으며 또한 각 선량평가에 대한 오차도 50% 이내로 유지되어야 한다고 규정한 바 있어 전신이나 갑상선 계측기와 같은 내부피폭선량 측정 장비의 정밀한 계측이 요구되고 있다. 이러한 국내 원자력법의 개정에 부합하여 본 연구에서는 내부피폭 선량측정 결과치의 정확도를 향상시키기 위해서 현재 개발 중인 갑상선 내부피폭선량 측정 시스템의 검출효율을 계산하기 위한 몬테카를로 모의실험 코드(CALEFF)를 개발하였으며, 이 코드를 사용하여 다양한 실험조건에서 검출효율을 계산하였다. 향후 갑상선 내부피폭선량 측정 시스템의 보정인자로 사용하고자 한다.

• 대한방사선기술학회지:방사선기술과학
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• 제38권2호
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• pp.107-114
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• 2015

간 역동적 CT(Liver Dynamic Computed Tomography; LDCT) 검사에서 일반적으로 사용하는 프로토콜과 관전압을 낮게 설정한 후 프로토콜을 변화시켰을 때 방사선량과 영상의 질을 비교하여 영상의 질을 유지하면서 방사선량을 감소시킬 수 있는 방안을 알아보고자 하였다. LDCT를 시행한 환자 중 신체질량지수(body mass index; BMI)가 18.5~24인 환자 40명을 대상으로 일반적인 복부 CT 검사 프로토콜을 적용한 A그룹 20명(관전압: 120 kVp, SAFIRE strength1)과 관전압을 낮게 설정한 B그룹 20명(관전압: 100 kVp, SAFIRE strength 0~5 적용)이었다. 영상의 질 평가는 동맥기의 간 실질 조직, 대동맥, 상장간막동맥, 복강동맥, 내장지방 그리고 백그라운드에 관심영역(region of interest; ROI)을 설정해 잡음(noise), 신호대 잡음비(signal to noise ratio; SNR), 대조도 대 잡음비(contrast to noise ratio; CNR), CT number를 측정 비교하였다. 또한 정성적 평가는 경험이 풍부한 영상의학과 전문의 2명이 0~3점까지로 평가하였다. 방사선량은 총 DLP(dose length product)와 유효선량, CTDIvol(volume computed tomography dose index)을 비교하였다. 관전압 100 kVp에서 SAFIRE가 높을수록 잡음은 감소하고, CT number는 증가하였다. 따라서 SNR과 CNR은 SAFIRE 단계가 높을수록 증가하였다. 관전압 120 kVp와 비교하여 잡음, SNR, CNR이 SAFIRE strength 2, 3에서 가장 유사하였다. 정성적 평가는 SAFIRE strength 2가 가장 많았고 관전압이 100 kVp일 때 영상의 질이 더 좋다고 평가한 경우는 SAFIRE 1이었다. 방사선량은 120 kVp에 비해 100 kVp에서 21.69% 감소하였다. BMI가 비교적 높지 않은 LDCT 검사의 경우 공장에서 출고될 당시에 관전압이 높게 설정되어 있어 불필요한 방사선피폭이 우려되고 있는 현실을 고려하면, 본 연구 결과에 따라 관전압을 낮게 설정하고 SAFIRE strength를 2로 조정하면 영상의 질 저하 없이 방사선량도 감소시킬 수 있을 것으로 사료된다.

• 한국방사성폐기물학회:학술대회논문집
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• 한국방사성폐기물학회 2005년도 추계 학술대회 논문집
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• pp.307-316
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• 2005

원전 주변의 주민에 대한 방사선량의 대부분을 음식물 섭취에 의한 내부피폭이 차지하고 있다 그러나 우리나라 원전에 적용하고 있는 음식물 섭취량은 1989년 한국원자력연구소가 고리원전 주변지역을 대상으로 현장조사한 결과로 최근의 식습관 변화를 적절히 반영하지 못하고 있다. 보건복지부에서는 국민건강증진법에 의거 매 3년마다 전국 규모의 국민의 식품 및 영양 섭취실태 조사를 실시하고 있다 따라서 이러한 정부 조사자료를 활용하여 주기적으로 음식물 섭취량 자료를 갱신할 수 있는 방안을 모색할 필요가 있다. 국내원전에 적용하고 있는 음식물 섭취량 자료를 개선하기 보건복지부 국민영양조사 결과를 분석하고, 원자력발전소 주변 주민을 대상으로 현장 조사를 실시하였다.

• 방사성폐기물학회지
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• 제18권spc호
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• pp.63-74
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• 2020

The operational safety assessment is an important part of a safety case for the deep geological repository of spent fuels. It consists of different stages such as the identification of initiating events, event tree analysis, fault tree analysis, and evaluation of exposure doses to the public and radiation workers. This study develops a probabilistic safety assessment method for the operational safety assessment and establishes an assessment framework. For the event and fault tree analyses, we propose the advanced information management system for probabilistic safety assessment (AIMS-PSA Manager). In addition, we propose the Radiological Safety Analysis Computer (RSAC) program to evaluate exposure doses to the public and radiation workers. Furthermore, we check the applicability of the assessment framework with respect to drop accidents of a spent fuel assembly arising out of crane failure, at the surface facility of the KRS⁺ (KAERI Reference disposal System for SNFs). The methods and tools established through this study can be used for the development of a safety case for the KRS⁺ system as well as for the design modification and the operational safety assessment of the KRS⁺ system.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제55권6호
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• pp.1959-1965
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• 2023

The objective of this study was the establishment of clearance method that can ensure radiological safety and reasonably minimize radioactive waste when demolishing contaminated buildings at KRR-1&2. By reviewing Korean and international laws related to decommissioning, the method for clearance of contaminated buildings presented in this study is to first decontaminate the building and then conduct a radiological safety assessment, such as measuring residual radioactivity, to determine whether the radiation dose criteria for clearance are satisfied. The measurement results meet the radiation dose criteria, the contaminated buildings are regarded as clearance and can be converted into the general buildings. The demolition of the cleared buildings is carried out using conventional demolition methods. The waste generated during the demolition is classified as general construction waste and is disposed of according to relevant laws. The proposed method significantly optimized the number of samples analyzed and reduced the time and cost associated with the decommissioning. The established method will be applied to the ongoing decommissioning of contaminated buildings at KRR-1&2, and its application will be verified by regulatory bodies. The study suggests that this method could be used for the decommissioning of contaminated buildings at other Korean nuclear facilities in the future.

• 대한방사선기술학회지:방사선기술과학
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• 제37권3호
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• pp.195-201
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• 2014

본 연구에서는 구내 촬영시 방사선작업종사자와 X선관 사이 거리의 증가에 따라 방사선작업종사자의 안면부 피폭선량 감소의 변화를 측정하고자 하였다. 우선 인체조직과 유사한 안면부 Phantom을 제작하였다. 구내 촬영 장치를 이용하여 촬영조건을 성인 상악 대구치부 노출조건 (60kVp, 10mA. 50msec)과 소아 상악 대구치부 노출조건 (60kVp, 10mA, 20msec)으로 설정 하고 방사선작업종사의 안면부의 위치에 Chamber를 고정시켰다. X선 관구와 Phantom을 Chamber로 부터 10cm, 15cm, 20cm, 25cm, 30cm, 35cm, 40cm 위치시킨 후 각 검사조건으로 Phantom을 20회 조사한 후 평균 산란선량을 측정 하였다. 연구 결과 성인 조건으로 조사한 후 감소율은 10cm에서 조사한 산란선량을 기준으로 하였을 때 40cm 에서는 감소율이 7.43%로 약 92.6%가 감소가 되었다. 또한 소아 조건으로 조사한 후 감소율은 10 cm에서 조사한 산란선량을 기준으로 하였을 때 40 cm 에서는 감소율이 2.58 %로 약 97.6%가 감소가 되었다. 결론적으로 치과 방사선 검사 시 방사선 피폭에 대한 방호가 필요할 것으로 사료된다.