Earticle

전베타 방사능 분석법을 이용한 내부오염 스크리닝법을 검증하였고 실제 의료용 동위원소 생산시설 종사자 내부오염을 판단하는데 적용하였다. 종사자의 작업 종료 후 첫 번째로 채취된 뇨시료(spot 시료)와 24시간 동안 취합된 뇨시료(24 h 시료)를 채취하여 측정하였다. 특정 종사자의 경우를 제외하고 대부분의 측정결과는 일반인 체내 기저준위인 100 Bq kg-1을 기준으로 22% 이내로 변동폭이 작았다. 측정결과 작업종료 후 수 시간 이내 종사자 뇨시료의 전베타 농도가 전반적으로 35% 이상 상승하는 경향이 있었다. 또한 스크리닝 결과와 작업일지를 바탕으로 작업장내부 구조상 오염을 유발하는 요인을 추정 할 수 있었으며 추가 세부 핵종별 분석법을 바탕으로 내부피폭선량을 평가해야 할 것으로 판단되었다. 한편 사업장에서 신속히 적용 가능한 내부오염평가 절차를 수립하였다.

The internal contamination screening method using gross beta measurement was performed for radioisotope workers. 24 h and spot urine samples from workers of medical isotope production facilities were collected and measured. Most of the results were similar with the background level of gross beta activity except for a specific worker. Gross beta activity was slightly increased in several hours after finishing work. And the environmental factor of production facilities causing internal contamination were estimated based on screening results. The additional detailed internal dose assessment must be followed after the screening for protection of workers. Moreover, a procedure was established to apply a simple internal contamination assessment for radiation workers.

가우시안 플륨모델(Gaussian plume model)을 사용한 대기확산의 예측에서 확산계수는 결과에 중요한 영향을 미치는 변수이다. 확산계수의 평가방법은 다양하며, 본 연구에서는 미국 원자력규제위원회(U. S. NRC) 권고 규제지침, 캐나다 원자력안전위원회(CNSC) 권고 규제지침, 확률론적 사고결말해석코드 MACCS와 MACCS2에서 권고 또는 적용하는 방 법을 고찰하였다. U. S. NRC에서 권고하는 부지적합성 평가를 위한 가상사고시 대기확산모델을 기반으로 확산계수의 평가방법이 대기확산인자에 미치는 영향을 분석하였다. 확산계수는 Pasquill-Gifford 곡선을 기반으로 각기 다른 연구자들에 의해 얻어진 곡선의 피팅식(curve fitting equations)을 적용 또는 권고하고 있음을 확인하였다. 수평확산계수는 모든 규제지침과 코드에서 플륨의 사행효과를 반영하여 보정하고 있으나 그 적용 방법에 있어서는 차이를 나타냈다. 수직확산계수는 U. S. NRC 권고 규제지침을 제외하고 표면거칠기를 반영하여 보정하고 있다. 특정 표면거칠기에 대해 확산계수의 적용방법에 따라 대기확산인자는 최대 약 4배의 차이를 나타냈다. 표면거칠기는 대기확산인자에 중요한 영향을 나타냈으며, 동일 적용방법에 대해 표면거칠기에 따라 대기확산인자는 약 2∼3배의 차이를 나타냈다.

A diffusion coefficient is an important parameter in the prediction of atmospheric dispersion using a Gaussian plume model, and its modelling approach varies. In this study, dispersion coefficients recommended by the U. S. Nuclear Regulatory Commission's (U. S. NRC's) regulatory guide and the Canadian Nuclear Safety Commission's (CNSC's) regulatory guide, and used in probabilistic accident consequence analysis codes MACCS and MACCS2 have been investigated. Based on the atmospheric dispersion model for a hypothetical accidental release recommended by the U. S. NRC, its influence to atmospheric dispersion factor was discussed. It was found that diffusion coefficients are basically predicted from a Pasquill-Gifford curve, but various curve fitting equations are recommended or used. A lateral dispersion coefficient is corrected with consideration for the additional spread due to plume meandering in all models, however its modelling approach showed a distinctive difference. Moreover, a vertical dispersion coefficient is corrected with consideration for the additional plume spread due to surface roughness in all models, except for the U. S. NRC's recommendation. For a specified surface roughness, the atmospheric dispersion factors showed differences up to approximately 4 times depending on the modelling approach of a dispersion coefficient. For the same model, the atmospheric dispersion factors showed differences by 2 to 3 times depending on surface roughness.

국내 원자력안전법, 산업안전보건법 및 최신 연구에 근거하여 우라늄 취급시설에서 종사자의 우라늄 섭취로 인한 방사선 위해의 최소화 및 화학적 독성 방지를 동시에 고려한 유도조사준위를 산출하였다. 본 연구에서 방사선 위해의 조사준위는 연간 2 mSv-6 mSv의 예탁유효선량을 고려하였으며, 화학적 독성의 조사준위는 0.3 ㎍ g-1의 신장의 우라늄 농도를 고려하였다. 결과로써 핵연료가공시설에서 3.5% 농축우라늄 취급 시, 공기 중 우라늄 농도측정의 유도조사준위는 Type F, Type M 및 Type S 우라늄 급성흡입 시 화학적 독성에 근거한 STEL의 값인 0.6 mg m-3으로 산출되었다. 또한 Type F 우라늄 만성흡입 시 유도조사준위는 화학적 독성에 근거한 15.21 ㎍ m-3으로 산출되었으며, Type M 및 Type S 우라늄 만성흡입 시 유도조사준위는 각각 방사선 위해에 근거한 0.41-1.23 Bq m-3 및 0.13-0.39 Bq m-3으로 산출되었다. 폐 측정의 유도조사준위는 6개월 감시주기에서 Type M 우라늄 급성흡입 및 만성흡입 시 각각 0.37-1.11 Bq 및 0.39-1.17 Bq으로 산출되었으며, Type S 우라늄 급성흡입 및 만성흡입 시 각각 0.30-0.91 Bq 및 0.19-0.57 Bq으로 산출되었다. 이 값들은 일반적으로 사용되는 폐 측정 기기인 germanium 검출기의 검출한도인 4 Bq 이하로 나타나 폐 측정으로는 본 연구에서 설정한 조사준위를 만족시킬 수 없는 것으로 나타났다. 소변시료 분석에서 Type F 우라늄을 급성흡입 후 1개월 감시주기에서 유도조사준위는 화학적 독성에 근거한 14.57 ㎍ L-1로 산출되었다. 또한 Type M 우라늄을 급성흡입 및 만성흡입 시 1개월 감시주기에서 유도조사준위는 각각 방사선 위해에 근거하여 2.85-8.58 ㎍ L-1 및 1.09-3.27 ㎍ L-1으로 산출되었다.

Derived Investigation levels(DILs) were calculated to protect the workers from the effects of both radiological hazard and chemical toxicity by uranium intake. Investigation Levels(ILs) of committed effective dose of 2 mSv y-1-6 mSv y-1 and uranium concentration of 0.3 ㎍ g-1 in kidney, based on Korean Nuclaer Safety Act, Korean Occupational Safety and Health Act and current scientific studies of uranium intake were assumed. DILs of radiological hazard and chemical toxicity were then calculated based on the concentration of uranium in air of workplace, the lung monitoring and urine analysis, respectively. As a result, in case of the nuclear fuel fabrication plant where 3.5% enriched uranium is handled, derived investigation level(DIL) for the control of the concentration of uranium in the air of workplace assumed with 15-min acute inhalation was 0.6 mg m-3 for all types of uranium. DILs for the control of the average concentration of uranium in air of workplace, assuming an 8-hour workday, were 15.21 ㎍ m-3 of Type F uranium, 0.41-1.23 Bq m-3 and 0.13-0.39 Bq m-3 for Type M and Type S uranium, respectively. DILs for the lung monitoring assumed with a period of 6-month interval were 0.37-1.11 Bq and 0.39-1.17 Bq in acute and chronic inhalation for Type M, respectively and 0.30- 0.91 Bq and 0.19-0.57 Bq in acute and chronic inhalation for Type S, respectively. Since a detection limit of typical germanium detector for the measurement of 235U activity is 4 Bq, DILs calculated for the lung monitoring were not appropriate. DILs for urine analysis, for which an interval was assumed to be 1 month, were 14.57 ㎍ L-1 based on chemical toxicity after acute inhalation. In addition, acute and chronic inhalation of Type M were calculated 2.85-8.58 ㎍ L-1 and 1.09-3.27 ㎍ L-1 based on the radiological hazard, respectively.

최근 방사선 피폭에 대한 관심이 높아지고 있다. 유방촬영용장치의 방사선 피폭은 일반 X선 촬영에 비해 비교적 흡수선량이 높기 때문에 화질은 개선하되 불필요한 피폭을 줄여야 노력을 할 필요가 있다. 최근 국제방사선방어위원회(ICRP)나 우리나라의 한국의료영상품질관리원(KIAMI)에서 권고하는 평균유선선량은 3 mGy이하이지만 이는 유방의 두께에 따라 다르므로 모든 경우에 권고수치가 넘지 않는다고 해서 적다고 말할 수는 없다. 일반적으로 방사선 촬영에 사용되는 선질은 영상의 화질과 피폭선량을 결정하는 중요한 인자로 촬영 관전압과 부가필터에 영향을 받는다. 일반적으로 유방촬영용장치에서 방출되는 X선 에너지는 연속 스펙트럼(spectrum)으로서 영상의 화질에 미치는 영향이 적은 저 에너지부터 이미지상의 대조도(contrast)를 저해하는 고 에너지 성분까지 포함하고 있다[1,3]. 현재 유방촬영용장치에 많이 사용되고 있는 부가필터는 몰리브덴(molybdenum, Mo), 로듐(rhodium, Rh)등이 있으며, 이는 사용되어지는 X선질의 에너지 영역에 따라 구분하여 사용되고 있다. 현재 유방촬영용장치에 가장 많이 사용되어지고 있는 부가필터의 물질인 몰리브덴(Molybdenum, Mo), 로듐(rhodium, Rh)외에 원자번호와 K-흡수단 영역이 비슷한 니오븀(niobium, Nb)이나 지르코늄(zirconium, Zr)재질의 부가여과판을 사용 하였을때 화질과 선량의 개선된 변화를 알아보고, X선의 저에너지를 흡수할 수 있는 알루미늄(aluminum, Al)재질을 복합으로 사용하였을 때 유방촬영용장치의 화질에 손실없이 알루미늄(aluminum, Al)두께에 따른 조사선량의 경감 정도를 확인하려 한다. 본 실험에서는 몰리브덴(molybdenum, Mo), 니오븀(niobium, Nb), 지르코늄(zirconium, Zr)등의 부가필터를 종류별로 단일필터로 사용할 경우와 이들 단일필터에 알루미늄(aluminum, Al)필터를 복합으로 사용한다. 이 경우 상기 부가필터의 종류에 따른 화질의 개선이 될 것으로 판단되고, 알루미늄(aluminum, Al)필터를 복합으로 사용함으로 인해 저 에너지의 불필요한 X선이 흡수되므로 동일한 농도가 되었을 때 화질에 큰 영향없이 선량이 감소될 것으로 기대된다.

Recently, the interest on exposure to radiation is rising. The radiation exposure of mammography is higher in absorbed dose than of X-ray, therefore unnecessary exposure needs to be reduced, and higher image quality is needed. Generally, ray quality of the radiation imaging is an important factor that determines image quality and the amount of ray exposure, and they are affected by tube voltage and added filter. The X-ray energy that is exposed from mammography device is generally a continuous spectrum, which includes low energy that has minute influence on the image quality, and high energy that hinders contrast on image. Currently, molybdenum (Mo) and rhodium (Rh) are the most used added filters for mammography device, and they are used differently according to the energy region of X-ray. This study aims to find out the degree of reduction in exposure dose according to the thickness of aluminum (Al), and to study the changes in image quality and dose when the added filter plates that are made with niobium (Nb) or zirconium (Zr) are used, other than molybdenum (Mo) and rhodium (Rh), the two most used added filters that have similar atomic number and K-absorption regions as Nb and Zr. In this study, single-added filters of molybdenum (Mo), niobium (Nb), and zirconium (Zr) are used, and in some cases, Aluminum (Al) is combined with the single filters. In this case, image quality is considered to be improved depending on the type of added filters, and by using Aluminum (Al) filter together with the others, unnecessary X-ray of low energy would be absorbed, therefore the dose is expected to decrease without any influence when the concentration level becomes identical.

사이클로트론은 그 자체의 수명에 의한 마모 ․ 파손뿐만 아니라 사용목적의 변경, 장소 이전, 업그레이드 등의 다양한 이유로 해체 또는 폐기를 경험하게 된다. 실제 미국과 유럽에서도 후자의 이유로 해체된 사례가 많고 또한 많은 양의 저준위 방사성 폐기물을 발생시켰으며 이에 따른 큰 해체 비용을 야기하였다. 유럽과 미국에서는 미래 해체 비용 감소를 위해 많은 연구를 수행하였으며 미국에서는 허가시 해체 자금 계획(DFP, Decommissioning Funding Plan)을 제출하도록 하고 있다. 사이클로트론 해체를 위해서는 기술적 측면(해체 절차, 제염 기술 등)과 안전성 측면(잔류 방사능, 예상선량 등)에서 해체 작업의 성취 정도를 예측함으로 해체 비용의 감소 및 방사성 폐기물관련 문제를 해결할 필요가 있다. 본 연구에서는 ANL (Argonne National Laboratory)과 벨기에(유럽위원회 주관)에서 수행된 사이클로트론 해체 사례를 분석하고 2012년 12월 수행된 국내 서울대학교병원 사이클로트론 해체 이전 사례를 살펴봄으로써 향후 사이클로트론 해체 기준 수립을 위한 기초 자료를 제공하고자 하였다. 이를 위하여 IAEA (International Atomic Energy Agency)와 NRC (Nuclear Regulatory Commission)의 사이클로트론 해체 관련 기준을 분석하고 향후 방사성 폐기물 규제해제(이하 자체처분) 및 재사용과 해체 자금 계획(DFP)의 국내 도입 방안을 제시하였다. 도출된 자료는 사이클로트론 해체시 방사화되는 정도를 예측하고 국내에 적용할 수 있는 효율적인 해체 요건과 기준들을 정립하는데 활용될 수 있을 것으로 판단된다.

There are many reasons for decommissioning of cyclotron such as not only age-related deficiency, any serious wear or damage but also relocation, upgrade and changing mission. Decommission of cyclotron in USA and EU give rise to a lot of low-level radioactive waste and costs. Various research on decommissioning of particle accelerator have been carried to reduce the cost of decommissioning in USA and EU. In USA, the NRC require DFP (Decommissioning Funding Plan) to authorized licenser by 10 CFR Part 30.35. To resolve radioactive waste problem and reduce the estimated cost of cyclotron decommissioning, we should consider technical aspects (decommissioning procedures, decontamination techniques, etc.) and safety aspects(residual radioactivity, the expected dose, etc) for decommissioning. In this study, we analyzed practical information on the decommissioning of cyclotron in ANL (Argonne National Laboratory) and Belgium (EU). And we investigated the experience on the cyclotron relocation from SNUH (Seoul National University Hospital) to SKKU (Sungkyunkwan University). From these results, we provide the basic data for establishing of relevant standards on domestic cyclotron decommissioning. It is necessary to adopt the DFP for safe and economic decommissioning and waste recycling. These result could be utilized for the establishment on the standards and useful requirements.

우리나라는 상용 및 연구용 원자로 수출, 그리고 국내 원자력 발전소의 추가 건설로 인하여 원자력 분야 전문 인력의 수요가 급증하고 있다. 이에 따라 원자력 인력 양성이 중요한 현안으로 대두되고 있다. 원자력 관련 주요 기관은 교육에 대한 절차와 자원들이 체계적으로 갖추어져 있지만 중소기업은 규모가 영세한 여건 때문에 교육이 어려울 수밖에없는 실정이다. 본 연구에서는 ‘교육의 체계적인 접근법(Systematic Approach to Training: SAT)’을 도입하여 교육과정을 개발하고자 하였다. 이에 따라 중소기업을 대상으로 설문조사를 하였으며 그 결과를 바탕으로 방사선 분야 교육과정으로서 ‘방사선 기초 시범 교육’을 개발하고 운영한 결과를 요약하였다. ‘방사선 기초 시범 교육’은 기대감, 만족도, 강사 역량 등에서 4.0 (5.0 만점 기준) 이상의 높은 교육 참여자 평가 결과를 나타냈다. 수요 분석에 기반을 둔 ‘방사선 기초 시범 교육’ 과정 개발 경험은 향후 수요 분석에서 나타난 원자력 발전 분야 및 ASME code 등의 교육과정 개발에 활용될 것이다.

With the export of commercial nuclear power plants to UAE and that of a research reactor to Jordan, as well as the additional construction of domestic nuclear power plants, the demand of nuclear manpower is expected to increase sharply. Accordingly, nuclear manpower development is recently becoming an important issue. Major institutes involved in nuclear programs are well equipped with education and training procedures and resources. However, small and medium sized businesses have difficulties to educate their employees due to their limited resources and capacity for the education. Addressing the difficulties, this study is intended to develop and education course in accordance with the “Systematic Approach to Training (SAT)”. For this, a survey is conducted on the need of education in small and medium sized businesses, based on which a pilot course on the basics of radiation is developed and operated. An assessment on the development and operation using a survey regarding participants response has shown high grades of performance, i.e. above 4.0 points (full mark: 5.0 points) on each level of expectancy, satisfaction and lecturers‘ capacity. The experience from this study will be used to develop other programs of nuclear power and ASME code, which are also identified from the need analysis.

방사선조사식품 선택에 있어 올바른 행동 변화를 유도하기 위한 근거자료를 마련하고자 건강행위를 설명하는 가장 중요변수인 자기효능감과의 관련성을 분석하였다. 방사선조사식품이 건강위험에 영향을 주는 이유로 “방사선이 위험 하기 때문”이 33.1%로 가장 많았고, “방사성물질을 섭취하는 것이기 때문” 27.9%, “식품에 유전자 변이가 생기기 때문” 21.1%, “식품에 변질이 생기기 때문” 10.1% 등의 순으로 나타나 방사선조사식품에 대한 일반적인 이론과는 관계없는 정보로 방사선조사식품에 대해 인식되어 있다는 것을 알 수 있다. 이는 방사선조사식품에 대한 교육내용 구성 시 부정적으로 인식하고 있는 유전적 문제, 위험한 식품섭취와 같은 잘못된 인식영역에 대한 명확한 근거를 제시하는 것이 바른 인식 형성에 도움이 될 것이라고 본다. 건강관련 자기효능감은 방사선조사식품에 대한 정보습득 경험과는 r=0.148 (p<0.01), 방사선조사식품 구입 경험과는 r=0.077 (p<0.05), 방사선조사식품 섭취경험과는 r=0.113 (p<0.01), 방사선조사식품에 대한 지식과는 r=0.103 (p<0.01), 방사선조사식품에 대한 태도와는 r=0.076 (p<0.05), 방사선조사식 품에 대한 행위와는 r=0.105 (p<0.01)의 정(+)적인 상관관계를 나타냈다. 이는 방사선조사식품에 대해 정보습득 경험이 있는 경우, 방사선조사식품 구입경험 및 섭취경험이 있는 경우, 방사선조사식품에 대한 지식, 태도 및 행위수준이 높은 경우가 건강관련 자기효능감이 높은 것과 관련된다는 것을 알 수 있다. 일반인 대상의 방사선조사식품에 대한 개입전략 구상 시, 잘못된 인식을 바른 인식으로 유도하는 지식제공 교육과 더불어 건강관련 자기효능감 수준을 향상시키는 교육을 병행할 필요가 있다. 올바른 정보제공과 자기효능감 수준을 향상시킬 수 있는 교육이 병행된다면 방사선조사식품을 선택 및 섭취할 수 있는 행동 변화가 증진될 것이라고 사료된다.

In this paper, we analyzed the Cognition of irradiated food and its relation with self-efficacy. The most important variables described behaviors based on health choices compared with the choice to choose irradiated food items. According to the survey, 33.1% of respondents said that the reason why irradiated food is considered to be a health risk is because “radiation is dangerous". 27.9% of respondents answered that “eating irradiated food is like eating a radioactive substance", 21.1% said radiated food is comparable to a “genetic variation in food" while 10.1% said “food goes bad during the irradiation process". On this basis, it is reasonable to conclude that respondents have a misunderstanding of irradiated food without reference to the general theory of irradiated knowledge. In this respect, it would be helpful to provide education showing that irradiated food is not related to eating harmful or genetically modified food to help high school students create informed opinions of irradiated food. In terms of relevance with health-specific self-efficacy, experience of acquiring information about irradiated food was marked at r=0.148 (p<0.01), experience of purchasing irradiated food was marked at r=0.077 (p<0.05), experience of eating irradiated food was marked at r=0.113 (p<0.01) while knowledge of irradiated food, attitude towards irradiated food and behavior was marked at r=0.103 (p<0.01), r=0.076 (p<0.05) and r=0.105 (p<0.01) respectively. This shows that self-efficacy is high when one has experience of acquiring information about irradiated food, purchasing or eating irradiated food resulting in a high level of knowledge, attitude and behavior. Education which serves to improve the level of self-efficacy needs to be provided along with an educational program which will increase the public’s understanding of irradiated food. It is expected that if this education which increases the level of self-efficacy is provided together with correct information of irradiated food, behavior to choose and eat irradiated food will also improve.

HPGe 검출기를 사용하는 감마 분광분석계의 건전성을 점검하기 위한 실험실 선원이 개발되었다. 점검 선원은 0.154 mm 이하의 라듐이 풍부한 토양을 밀봉된 원통형 시료 용기에 담은 것으로, 검출기 교정에 사용할 12 개의 감마선이 방출된다. 점검 선원의 스펙트럼은 1년 동안 1개월 간격으로 측정하였으며, 스펙트럼에 나타난 감마선 피크들의 특성을 조사하였다. 감마 분광분석계가 정상일 때 라듐과 그 붕괴 생성물에서 3% 이상 방출률을 갖는 감마선들의 피크 면적과 반치폭은 77 keV 피크를 제외하고는 각각 표준편차 2%와 3% 이내에서 일정하였다. 따라서 점검 선원은 77 keV부터 2202 keV까지 영역에 있는 10개의 피크를 사용하여 분광분석계의 건전성을 점검하는데 충분한 것으로 판단 되었다.

A simple laboratory-made radioactive source to check the integrity of a gamma spectrometry system with HPGe detector was developed. The check source consists of radium-riched soil which was ground in size of less than 0.154mm and contained in air tight cylinderical vial, and provides photons with 12 distinct energies. The spectra of the check source were measured once a month during one year, analyzed the charactreictics of their peaks. When the gamma spectrometry system was in normal state, the areas and FWHMs of the gamma rays with more than 3% gamma emission rate in radium and its decay products was constant within standard deviation 2% and 3%, respectively, except 77 keV peak. And it was found that this check source can play a sufficient role to check the integrity of a gamma spectrometry system using 10 peaks in the range of 77 to 2202 keV.

원전 운영자는 규제 지침에 따른 계획적 방출 감시 및 관리를 통해 환경 및 주민의 방사선 위해도를 합리적으로 가능한 한 낮게 유지하여 왔다. 그러나 최근 미국을 중심으로 한 일부 해외 원전에서 발생한 지하수 오염의 원인이 비계획적 방출로 드러남에 따라 이에 대한 관심이 커지면서, 비계획적 방출은 현재 미국 원전산업계의 최대 이슈로 대두되었다. 본 논문은 미국 원전의 비계획적 방출에 의한 지하수 오염·감시 사례 및 이에 대한 미국 원전 산업계 및 규제기관의 대응 상황의 소개를 통하여 향후 국내 원전 부지 지하수 감시의 효과적인 운영에 도움을 주는 것을 목표로 하였다.

Utilities have tried to ensure that radiological hazards to the environment and residents are kept as low as reasonably achievable by monitoring and controlling planned releases. However, since groundwater contamination was reported to occur due to unplanned releases mostly in the United States nuclear power plants, the interest of the stakeholders has increased to a point where it is now one of the most important issues in the United States nuclear power industry. This paper aims to help to implement an effective on-site groundwater monitoring program at domestic nuclear power plants by briefing the experiences of the United States nuclear power plants on groundwater contaminations and ground water monitoring, and responses of the United States nuclear industry and regulator body for them.