Earticle

현장 감마분광분석의 참고지로서 제주는 일정 수준 이상의 137Cs이 존재하며 교란 받지 않은 개활지가 많다는 점에서 의미 있는 지역이다. 본 논문은 제주 지역 내 여러 개활지 중 한라산 국립공원 내에 위치하고 있는 방목지를 선정하였으며, 측정 계수값에 대한 분산분석과 현장 감마분광분석을 통한 방사능 농도로써 해당 지역 137Cs의 균일성 및 농도 준위을 평가하였다. 이를 위해 총 3개 지점, 79개 측정점에 대해 각 2000초씩 5% 미만 계수 불확도 수준의 측정이 이루어졌다. 분산분석 결과 2개 지점은 균일하였으며, 나머지 1개 지점은 측정 범위의 조정을 통해서 균일하도록 지정 가능하였다. 현장 감마분광분석으로 산출한 각 지점 지표면의 토양 방사능 농도는 53.7∼93.2 Bq kg-1, 30.5∼61.0 Bq kg-1, 48.8∼102 Bq kg-1의 분포를 보였다.

Jeju Island is a significant area as a reference site of in situ gamma spectrometry because there are a number of open spaces which includes 137Cs above a certain level. In this paper, the pasture within the Hallasan National Park was selected as one of the open spaces of Jeju Island. The homogeneity of 137Cs at the site was assessed by analysis of variance on count and by radioactivity concentration obtained through in situ gamma spectrometry. For this purpose, the count of a total of 79 points at 3 sites were measured with less than count uncertainty of 5% for 2000 seconds. In the results of the analysis of variance, the 2 sites were homogeneous, and the remaining 1 site can be specified to be homogeneous through the adjustment of measuring range. The distribution of radioactivity concentration calculated by in situ gamma spectrometry were 53.7∼93.2 Bq kg-1, 30.5∼61.0 Bq kg-1 and 48.8∼102 Bq kg-1 at each site.

Quality Management is a recent phenomenon. This is applied to products or services, with an objective to deliver high quality, reliable, worthy, enduring, product or service. The process is considered to have four main components: quality planning, quality control, quality assurance and quality improvement. Focusing on quality control and quality assurance leads to achieving quality management or ensures that an organization or product is consistent. In this paper, the applicable international standard for learning services and for the organization for education and training (learning service provider) is discussed and also the procedure to implement the management system.

Industrial radiography practice is usually employed in public domain. Over the years there are several radiation accidents reported in this practice. The accidents often result in severe or fatal exposures to occupational workers and public. The number of radiation accidents is also significant when compared with other industrial accidents. This paper describes practice specific training as one of the measures to the improve radiation safety and reduce the accidents. The efforts by International Atomic Energy Agency (IAEA) to disseminate information and to improve the radiation safety status in industrial radiography are also discussed.

건축자재에 포함된 천연방사성핵종은 실내공간에 거주하는 일반인의 주요 피폭선원이다. 본 연구에서는 콘크리트 벽체에 존재하는 천연방사성 핵종에 의한 한국인의 실내에서의 외부피폭 방사선량을 평가하였다. 한국인의 주거실태, 실내공간의 크기 등을 고려하여 선량평가를 위한 표준 방의 크기를 결정하였다. 표준 방 이외의 다양한 크기의 공간에 대해서도 선량평가를 실시하였다. 방사선수송 코드인 MCNPX를 사용하여 실내공간에서의 공기 중 흡수선량을 계산하였으며, 이를 이용하여 유효선량률을 계산하였다. 콘크리트 벽체로만 이루어진 3×4×2.8 m3 크기의 표준 방의 경우, 콘크리트 내 우라늄계열, 토륨계열, 40K 핵종의 농도에 따라 공기 중 흡수선량률은 0.80, 0.97, 0.08 nGy h-1 per Bq kg-1이었으며, 유효선량률은 0.57, 0.69, 0.058 nSv h-1 per Bq kg-1이었다. 실내공간의 크기를 5-30 m2로 다양하게 변화시키더라도 천장/바닥 그리고 벽에 의한 상반된 선량률 변화로 인하여 전체 방사선량률은 실내 면적의 변화에 상관없이 거의 일정한 값을 보였다. 실제 국내에서 주로 사용되는 콘크리트 내의 천연방사성 핵종의 농도 및 한국인의 실내공간에서 생활양식 등을 토대로 한국인의 실내공간에서의 외부피폭 방사선량률 및 연간 유효선량을 평가하였다. 콘크리트 내의 우라늄계열, 토륨계열, 40K 핵종의 농도가 각각 26, 39, 596 Bq kg-1인 경우 공기 중 흡수선량률은 대략 104 nGy h-1이었다. 일반인의 실내 점유율이 89%인 경우, 연간 유효선량은 0.59 mSv이었다. 국내의 일반적인 실내공 간에서 콘크리트 벽체 내에 존재하는 천연방사성물질에 의한 연간 유효선량은 실내점유율×8760 h y-1× (0.57CU+0.69CTh+0.058CK)을 이용하여 계산할 수 있다.

Naturally occurring radioactive materials (NORM) in building materials are main sources of external radiation exposure to the general public. The objective of this study was to assess external radiation dose in Korean dwellings due to NORM in concrete walls. Reference room model for dose assessment was made by analyzing room structure and housing scale of Korean dwellings. In addition, dose assessments were made for varying room sizes. Absorbed doses to air and effective dose rates were calculated using radiation transport code MCNPX. Assuming a reference room of 3×4×2.8 m3, absorbed dose rates in air were 0.80, 0.97, 0.08 nGy h-1 per Bq kg-1 for uranium series, thorium series, and 40K, respectively. Effective dose rates were 0.57, 0.69, 0.058 nSv h-1 per Bq kg-1, respectively. Radiation dose resulting from concrete of ceiling and floor increased with room area while radiation dose from concrete of walls decreased with room area. Therefore, total radiation doses were almost the same for the varying room area from 5 to 30 m2. Effective dose in Korean dwellings was calculated based on measurement data of NORM concentration in concrete and occupancy fraction of Korean population by location. Annual effective dose was 0.59 mSv assuming that indoor occupancy fraction was 0.89 and concentrations of uranium series, thorium series and 40K were 26, 39, 596 Bq kg-1, respectively. Finally, annual effective dose in Korean dwellings can be calculated by the following equation: Effective dose=indoor occupancy fraction×8760 h y-1×(0.57CU+0.69CTh+0.058CK).

한양대학교에서는 핵물질 탐지를 위해 고에너지 감마선원 영상화에 적합한 이중산란형 컴프턴 카메라의 원형을 개발하였다. 이중산란형 컴프턴 카메라는 높은 영상해상도를 제공하지만, 기존의 단일산란형 컴프턴 카메라보다 상대적으로 영상감도가 낮다는 한계가 있다. 이에 본 연구에서는 개발된 이중산란형 컴프턴 카메라에 단일산란형 컴프턴 카메라의 기능을 추가함으로써 하나의 시스템에서 두 가지 모드로 작동하는 이중모드 컴프턴 카메라(고민감도(단일산란형)모드와 고해상도(이중산란형)모드)에 대한 개념설계와 이에 대한 최적화 설계를 수행하였다. 최적화된 시스템에서 고민감도 모드는 고해상도 모드에 비해 전 에너지 영역에서 약 100배 정도 높은 고유영상감도를 제공하는 것으로 평가되었으며, 고해상도 모드에서 영상해상도는 기존의 이중산란형 컴프턴 카메라와 거의 같은 결과를 보여 고해상도 영상을 제공하는 것으로 나타났다.

A double-scattering type Compton camera which is appropriate to imaging a high-energy gamma source has been developed for nuclear material surveillance at Hanyang University. The double-scattering type Compton camera can provide high imaging resolution; however, it has disadvantage of relatively low imaging sensitivity than existing single-scattering type Compton camera. In this study, we introduce a novel concept of a dual-mode Compton camera which incorporates two different types of Compton camera, i.e., single- and double-scattering type. The dual-mode Compton camera can operate high-resolution mode and high-sensitivity mode in a single system. To maximize its performance, the geometrical configuration was optimized by using Geant4 Monte Carlo simulation toolkit. In terms of imaging sensitivity, high-sensitivity mode had higher sensitivity than high-resolution mode up to 100 times while high imaging resolution of the double-scattering Compton camera was maintained.

경수로 사용후핵연료 중간저장시설의 부지면적을 산출하기 위하여 콘크리트 저장시설 개념모델의 연간선량을 계산하였다. 초기농축도 4.5 wt%, 연소도 45,000 MWd/MTU, 냉각기간 10년인 사용후핵연료를 대상으로 ORIGEN-ARP를 사용하여 선원항을 생산하였으며, MCNP 코드를 사용하여 저장시설에 대한 모델링 및 방사선차폐계산을 수행하였다. 연간선량은 저장시설의 용량별로 계산하였으며, 중앙집중식 저장시설의 경우, 반경 700 m 이상에서 10CFR72에서 권고하는 통제구역 경계에서의 연간선량 기준 0.25 mSv를 만족하였다.

Annual dose at the boundary of the interim storage facility at normal condition was calculated to estimate the site area of the facility of PWR spent nuclear fuel. In this work, source term was generated by ORIGEN-ARP for 4.5 wt% initial enrichment, 45,000 MWd/MTU burnup and 10 years cooling time. Modeling of the storage facilities and radiation shielding evaluations were conducted by MCNP code depending on the storage capacity. In the case of the centralized storage system, the required site area was found to have the radius of more than 700 m.

방사능재고량 평가는 해체과정에서 요구되는 계획 수립, 비용 평가, 위해도 평가, 폐기물관리 및 잔류방사능 조사 등에 중요한 영향을 준다. 연구로 2호기 해체사업은 2009년 완료하였고, 해체과정에서 많은 양의 방사화 콘크리트가 발생되었다. 연구로 수조 콘크리트는 연구로 운영과정에서 발생된 중성자와 상호작용에 의해 콘크리트 내 극미량으로 존재하는 불순물이 방사화되어 다양한 핵종이(3H, 14C, 55Fe, 60Co 63Ni, 134Cs, 152Eu 및 154Eu) 검출되었다. 본 논문에서는 연구로 방사화 콘크리트에 대한 핵종 재고량을 계산하기 위해 MCNP5, ORIGEN2.1를 조합하여 평가하였고, 계산 결과는 측정된 결과와 비교평가를 수행하였다. 연구로 2호기 수조 콘크리트의 경우 연구로 운전정지 후 12년 동안 안전격리 기간을 거쳐 해체가 착수되었으며, 해체시점에서 3H, 55Fe, 60Co 및 152Eu 방사능이 전체방사능의 99.8%를 차지하였다. 운전기간 및 냉각기간에 따른 방사화 재고량의 영향을 분석하였다.

The radioactivity inventory significantly affects all steps of decommissioning projects including planning, cost estimation, risk assessment, waste management and site remediation. The decommissioning project of the KRR-2 was completed in 2009 and a large amount of activated concrete waste was generated. The bioshield concrete, containing minute amount of impurity elements, was activated by neutron reaction during the operation of the reactor. A variety radionuclides was generated in the concrete, including 3H, 14C, 55Fe, 60Co 63Ni, 134Cs, 152Eu and 154Eu. In this paper, the comparison between the calculated results and previous measured results was carried out to estimate the inventory of the bioshield concrete of the KRR-2. The combined computer codes of MCNP5 and ORIGEN 2.1 for calculation of the distribution of neutron flux, cross-section and generation of radionuclides were used. The results were shown that 99.8% of the total radioactivity of 3H, 55Fe, 60Co and 152Eu in the bioshield concrete 12 years after shutdown. The effects on the variation of inventory were analysed depending on the operation periods and the cooling times in the bioshield concrete.

쥐의 난포를 대상으로 한 연구는 대부분 임상에서 암 치료에 사용되는 선량보다 높은 선량이 사용되어 왔다. 본 연구에서는 암 치료에 사용되는 단일조사 방사선 선량이 쥐의 난포 퇴축에 미치는 영향에 대해 알아보고자 하였다. 본 연구에는 4 주령의 흰쥐(Sprague-Dawley계통)를 실험 동물로 사용하였다. 방사선을 조사하지 않은 대조군, 2 cGy 조사군, 2 Gy 조사군으로 나누어 방사선을 4 Gy min-1 선량으로 조사하였다. 이때 사용된 방사선속은 6 MV-X선(Mevatron 67, Siemens, Germany)을 사용하였으며, 조사 면적은 30×30 cm, SSD (source-surface-distance)는 100 cm 거리에서 배측 방향으로 난소를 향해 단일 전신조사하였다. 2 cGy군과 2 Gy군은 조사 24 시간 후에 경추 탈구사 시킨 후 개복하고, 생리적 식염수 내에서 난소를 적출하였다. 방사선에 의한 난포의 형태학적인 변화와 난포의 발육단계 정도를 파악하기 위해 H & E 염색을 실시하였다. 난포의 폐쇄가 진행되면서 나타나는 난포 과립세포의 세포고사 정도를 면역조직화학적으로 관찰하기 위해 절편화된 DNA를 염색할 수 있는 TUNEL 염색을 실시하였다. SPSSWIN (ver.19.0)프로그램을 이용하여, 전체난포에 대한 폐쇄된 난포의 비율과 난포의 각 발육단계에서 전체난포 중 폐쇄가 일어나지 않은 정상난포의 비율을 구하여 평균±표준편차로 나타내었으며, 비모수검정의 Mann Whitney 테스트를 이 용하여 비교하였다. 전체난포에 대한 퇴축난포의 비율이 2 Gy군은 대조군(p=0.011)과 2 cGy군(p=0.025) 보다 통계학적으로 유의하게 높았다. 난포동형성전 난포에서는 2 Gy군이 대조군 보다 유의하게 낮은 정상난포의 비율을 보였다(64.0 vs. 87.7, p=0.027). 난포동 난포에서는 2 cGy군이 대조군과(53.4 vs. 39.8, p=0.020) 2 Gy군(vs. 33.9, p=0.053)보다 정상난포의 비율이 유의하게 증가하였고, 2 Gy군이 대조군 보다 낮은 정상난포 비율(33.9 vs. 39.8, p=0.522)을 보였다. 임상에서 암 치료에 사용되는 2 Gy의 단일조사 방사선 선량은 쥐의 난포 퇴축에 유의한 영향을 미쳤다.

In previous studies, ovarian follicle in rat has been used a higher radiation dose than that for cancer radiotherapy in clinical practice. The aim of this study was to evaluate the effect of radiation dose used for cancer radiotherapy on ovarian follicle atresia in rat. Mice of 4-week-old female were whole body irradiated with 2 cGy or 2 Gy (Mevatron 67, Siemens, Germany) and sacrificed by cervical dislocation. Ovaries were collected at 24 hours after irradiation to observe the degree of follicular atresia. Ovaries were fixed in neutral formaldehyde solution for 24 hours and embedded with paraffin. Cutted in 5 ㎛ thickness with microtome and stained with hematoxylin and eosin (H&E) and TUNEL immunohistochemical stain, and examined histologically under a light microscope. All data were presented as mean ± SD, calculating the ratio of normal or atretic follicles to total ovarian follicles. Statistical analysis was performed by the Mann Whitney test using the SPSS ver 19.0. Ratio of atretic to total follicles of 2 Gy group was significantly higher than control or 2 cGy groups (p<0.05). Ratio of normal to total follicles of 2 Gy group was significantly lower than control group in preantral follicle (64.0 vs. 87.7, p=0.027). Ratio of normal to total follicles of 2 cGy group was significantly increased more than control or 2 Gy groups in antral follicle, and there were no significant difference between control and 2 Gy groups (p=0.522). Radiation dose of 2 Gyfor cancer radiotherapy have a significant effect on ovarian follicle atresia in rat.

토양 중 우라늄 동위원소의 분석을 위해서 알파분광분석법이 보편적으로 사용되고 있다. 다수의 토양시료를 분석할 경우 시료분해 시간을 단축함으로써 전체 분석시간을 효과적으로 줄일 수 있으며, 이를 위해 본 연구에서는 단시간에 시료를 완전 분해할 수 있는 마이크로파 용해장치를 활용하였다. IAEA-375를 분석 대상 토양으로 하여 용해되지 않은 시료의 양과 분석한 234U과 238U의 방사능 농도 값을 통해 시료분해 방법을 최적화 하였으며, 0.5 g의 토양시료에 최소 3 ml의 불산을 가했을 때 80분 내에 효과적으로 분해되는 것을 확인하였다. 이는 2∼3일의 분해시간이 필요한 통상적인 방법(open vessel 및 closed vessel을 이용하는 방법)에 비해 시간을 단축 할 수 있어 효율적이며, 불산 사용을 최소화 하여 시료용해 시 발생할 수 있는 유해 물질의 발생 및 접촉을 줄일 수 있다는 장점이 있다.

Alpha spectrometry has been typically used for determination of the uranium isotopes in soil. For a number of uranium analysis in soil samples, rapid sample digestion with limited quantities of mixed acid containing HF will give a contribution for effective management of uranium analysis. Microwave digestion system is evaluated for rapid sample digestion using reference uranium soil (IAEA-375 soil). For completion of 0.5 g of soil digestion by microwave, 3 ml of HF in a 10 ml of mixed acid is minimum requirement volume for completed soil digestion for 80 minutes. Microwave digestion is timely effective techniques for uranium measurement using alpha spectrometry compared to the other methods (open vessel digestion, closed vessel digestion) due to rapid sample digestion. In addition, it can be reduced the occurrence of hazardous substances by minimizing the amount of HF.

방사선안전을 수행하는 방사선안전관리자를 대상으로 실제적인 방사선안전규제 수준을 파악하여 합리적인 안전규제 제도를 마련하는데 필요한 근거자료를 도출함으로써 방사선안전규제의 효율성과 편의성을 극대화할 수 있는 차별화된 규제에 도움이 되고자 하였다. IAEA의 RS-G-1.9 (2005), NRC의 NUREG Vol. 1~21 등과 국내 원자력안전법의 내용을 근거로 전체 약 10%에 해당되는 방사선이용기관의 방사선안전관리자를 대상으로 설문조사하였다. 피폭관리에 대한 요건(3.32±0.910)이 가장 높은 인식수준을 나타냈고, 관련 서류의 기록, 비치, 보관에 대한 요건(2.84±0.826)은 가장 낮은 인식수준을 나타냈다. 방사선원 현황 및 관리 요건, 시설 요건, 측정 및 오염관리 요건, 측정 장비 및 감시기 작동 요건, 교육 및 훈련 요건, 피폭관리 요건에서 산업기관이 의료기관보다 규제가 더 엄격해야 한다는 인식수준을 나타냈다. 방사선안전규제 수준이 산업기관과 의료기관에 통계적으로 유의한 차이가 있다는 것은 규제관련 그 원인이 존재하는 것이므로 실제적인 규제내용을 재평가해 볼 필요가 있음을 시사한다. 향후 연구에서는 국내 기관특성별로 규제요건을 개발하는 과정이 이루어질 필요가 있고, 기관특성을 고려하여 방사선안전규제를 수행한다면 편의성을 극대화한 안전규제를 달성할 수 있을 것이라고 사료된다.

This study makes differentiated regulations which can maximize the efficiency and convenience of radiation safety regulations by deriving evidence required to establish reasonable safety regulatory structure based on the determination of the levels of actual radiation safety regulations for radiation safety managers to perform radiation safety. We surveyed approximately 10% of radiation safety managers from domestic radiation-using organizations which was based on the Nuclear Safety Act and NUREG Vol. 1∼21 of RS-G-1.9 (2005), NRC of IAEA, etc. The radiation safety managers showed the highest level of awareness on the requirements for exposure management (3.32±0.910), and the lowest level on the requirements for record keeping and storage of documents (2.84±0.826). Industrial organizations showed higher levels of awareness than medical organizations whose regulations should be more stringent on requirements of the status and management of radioactive sources, facilities, measurements, pollution control, measuring equipment, monitoring, education and training, and exposure management. This suggests that the actual regulations need to be re-evaluated because it is attributed to the regulations which are statistically significant difference of the levels of radiation safety regulations between industrial organizations and medical organizations. The process of developing regulatory requirements for each characteristic of domestic organizations needs to be done in future studies, as well as safety regulations to maximize convenience should be achieved if radiation safety regulations are conducted in consideration with the characteristics of each organization.

방사선 사고시 피폭환자로부터 채취된 스메어 시료의 전알파 방사능 측정법을 수립하였으며 이를 바탕으로 피폭환자의 후속조치 절차를 확립하였다. 국내방사선사고 대응기관에서 사용중인 스메어용 면봉을 이용하여 계측 절차를 검증하였다. 액체섬광계수기를 이용하여 표준선원을 점적한 시료의 계측 결과 20% 이내에서 인증값과 잘 일치하였으며, 채취 조건은 세정제 등을 이용하는 것이 더 높은 스메어 효율을 보였다. 액체섬광계수법 특성상 소광현상의 영향을 배제하기 위해 건조 등의 최소한의 전처리가 필요 할 것으로 판단되었다. 계측결과를 바탕으로 방사선비상시 피폭환자 에 대한 의료적 처치 기준 및 선량평가 절차를 수립하였다.

The gross alpha analysis of nasal smear samples for the radiation emergency and the additional follow-up steps were established. Cotton swab sticks using in local hospitals for nasal smear in Korea were used for the verification. The measurement results of standard samples spiked with certified reference source were well agreed within ±20% compared with reference values. The clearance ratio of smear samples conducted with wet smear condition showed higher value. To eliminate the quenching effect of liquid scintillation samples, dry of smear samples should be followed up before counting samples. Based on the measurement results, medical decision levels and internal dose assessment were established for the victims in the beginning of radiation emergency.

This study derived measures to reduce exposure doses by identifying factors which affect the external radiation dose rate of patients treated with radiopharmaceuticals for PET-CT tests. The external radiation dose rates were measured on three parts of head, thorax and abdomen at a distance of 50cm from the surface of 60 PET-CT patients. It showed there are changes in factors affecting the external radiation dose rate over time after the administration of F-18 FDG. The external radiation dose rate was lower in the patients with more water intake than those with less water intake before the injection of radiopharmaceuticals at all three points: right after the injection of radiopharmaceuticals (average 4.17 mins), after the pre-PEET-CT urination step (average 77.47 mins), and right after the PET-CT test (average 114.15 mins). The study also found there is a need to increase the amount of water intake before the injection of radiopharmaceuticals in order to maintain a low external radiation dose rate in patients. This strategy is only possible under the assumption that the quality of the video has not changed after conducting this study on the relations between the image and quality. This study also found a need to use radiopharmaceuticals with the minimum amount needed for each patient because F-FDG doses affects the external radiation dose rate at the point right after the injection of radiopharmaceuticals. Urination frequency was the most significant factor to affect the external radiation dose rates at the point right after the PET-CT test and the point after the pre-PET-CT urination step. There is a need to realize the strategy to increase the urination frequency of patients to maintain the external radiation dose rate low (average 77.47 mins) before and after the injection of radiopharmaceuticals. In addition, at this point, there is a need to take advantage of personal strategies because the external radiation dose rate is lower if the fasting time is shorter, the contrast medium is used, and the amount of water intake is increased after the administration of radiopharmaceuticals. Finally this study found the need to be able to generalize these findings through an in-depth research on the factors affecting the external radiation dose rate, which includes radiopharmaceutical dose, urination frequency, the amount of water intake, fasting time and the use of contrast medium.