Earticle

원전에서는 방사성핵종의 체내 섭취에 따른 작업종사자의 내부 방사능을 측정하기 위하여 전신계측기(WBC)를 이용하고 있다. 이 계측기는 인체 내 방사성핵종의 침적위치를 고려하여 다양한 측정 모드를 선택하여 측정할 수 있으나,대부분 전신 모드를 적용하고 있다. 그런데 전신 모드를 적용한 내부방사능 측정값은 WBC 측정 모드 중에서 가장보수적인 값을 나타내는 특성이 있고, 따라서 내부피폭 방사선량이 과대평가되는 문제점이 있다. 이러한 문제점을 해결하기 위해 WBC, 팬텀, 표준 방사선원을 이용하여 WBC의 측정 모드별 방사능측정 실험을 수행하였다. 이 결과에대해 통계적 분석방법을 적용하여 WBC의 상부 및 하부 검출기 계측비율에 따라 WBC의 측정 모드를 선정할 수 있는정량적인 기준을 제시하였다.

A whole body counter (WBC) is used in nuclear power plants (NPP) to identify and measure internal radioactivityof workers who is likely to ingest or inhale radionuclides. WBC has several counting geometry, i.e. the thyroid, lung, wholebody and gastrointestinal tract, considered with the location where radionuclides are deposited in the body. But only wholebody geometry is used to detect internal radioactivity during whole body counting at NPPs. It is overestimated internalexposure dose because this measured values are indicated as the most conservative radioactivity values among the them ofothers geometry. In this study, experiments to measure radioactivity depending on the counting geometry of WBC werecarried out using a WBC, a phantom, and standard radiation sources in order to improve overestimated internal exposuredose. Quantitative criteria, could be selected counting geometry according to ratio of count rates of the upper and lowerdetectors of the WBC, are provided through statistical analysis method.

인광석 취급 산업체에서는 천연방사성물질(NORM)을 함유한 물질을 다량으로 취급하고 있어, 종사자들은 각 공정에서발생하는 공기 중 입자의 흡입에 의해 내부피폭을 받을 수 있다. 흡입에 의한 내부피폭 방사선량은 입자의 특성에의해 크게 좌우된다. 따라서 본 연구에서는 국내 최대 인광석 취급 산업체에서 공기 중 부유 입자의 크기 분포 및농도, 입자의 모양 및 밀도, 그리고 방사능 농도를 평가 하였다. 다단계입자채집기를 이용하여 공기 중 입자를 채집하고 입자의 크기분포, 농도, 그리고 모양을 분석하였다. 입자의 공기역학적 직경은 0.03-100 μm까지 광범위하게 분포하였으며, 입자크기가 4.7-5.8 μm(기하학적 평균직경 = 5.22 μm) 혹은 5.8-9.0 μm(기하학적 평균직경 = 7.22 μm)인범위에서 공기 중 입자의 농도가 최댓값을 나타냈다. 공기 중 부유입자의 농도는 공정에 따라 최대 수백 배 이상 차이를 보였으며, 중장비 작업이 이루어지는 창고에서 높은 농도를 보였다. 반면에 인산석고 적치장에서는 입자의 부유방지를 위한 덮개 및 살수 그리고 비료공장 제어실에서는 환기시설을 갖추고 있어 상대적으로 입자의 공기 중 농도가낮게 나타났다. 입자의 모양은 모든 측정 장소에서 구형에 가깝게 나타났으므로, 인광석 취급 시설에서 발생하는 입자의 모양인자 값을 1로 정하였다. 각 공정에서 시료를 채집하여 입자의 밀도를 분석하였다. 인광석의 밀도는 약 3.1-3.4gcm-3, 염화칼륨의 밀도는 약 2.7 gcm-3, 공정 부산물인 인산석고의 밀도는 약 2.1-2.6 gcm-3, 최종제품인 복합비료의밀도는 약 1.7 gcm-3으로 나타났다. 감마분석기를 이용하여 원료물질, 공정부산물, 생산제품 내 226Ra, 228Ra, 40K 핵종의 방사능 농도를 측정하였다. 인광석에는 주로 우라늄계열 핵종을 많이 함유하고 있었으며, 그 농도는 원료 산지에따라 94-866 Bqkg-1 정도였다. 인광석 내에 존재하는 우라늄계열 핵종 중 우라늄은 생산품인 인산 혹은 비료에 농축되었으며, 라듐은 부산물인 인산석고에 농축되었다. 최종제품인 비료의 경우에는 226Ra과 228Ra이 거의 존재하지 않았으나, 제품생산을 위해 첨가한 염화칼륨에 의해 40K의 방사능 농도가 5,000 Bqkg-1로 높게 나타났다. 본 연구에서 생산한인광석 취급 산업체의 입자의 특성 평가 자료는 인산염 취급 산업체 종사자에 대한 방사선학적 안전성 평가에 이용될수 있을 것이며, 최근 시행된 생활주변방사선 안전관리법에 따른 생활주변방사선 안전관리의 체계를 수립하기 위한자료로 활용될 수 있을 것이다.

Phosphate rock, phosphogypsum, and products in phosphate processing facility contain naturally occurringradioactive materials (NORM). Therefore, they may give rise to enhanced radiation dose to workers due to inhalation ofairborne particulates. Internal dose due to particle inhalation varies depending on particle properties. The objective of thepresent study was to characterize particle properties at the largest phosphate processing facility in Korea. A cascade impactorwas employed to sample airborne particulates at various processing areas in the plant. The collected samples were used forcharacterization of particle size distribution, particle concentration in the air, and shape analysis. Aerodynamic diameters ofairborne particulates ranged 0.03-100 μm with the highest concentration at the particle size range of 4.7-5.8 μm (geometricmean = 5.22 μm) or 5.8-9.0 μm (geometric mean = 7.22 μm). Particle concentrations in the air varied widely by samplingarea up to more than two orders of magnitude. The large variation resulted from the variability of mechanical operationsand building ventilations. The airborne particulates appeared as spheroids or rough spherical fragments across all samplingareas and sampled size intervals. Average mass densities of phosphate rocks, phosphogypsums, and fertilizers were 3.1-3.4,2.1-2.6, and 1.7 gcm-3, respectively. Radioactivity concentration of uranium series in phosphate rocks varied with country oforigin, ranging 94-866 Bqkg-1. Among the uranium series, uranium was mostly concentrated on products, including phosphoricacid or fertilizers whereas radium was concentrated on byproducts or phosphogypsum. No significant radioactivity of 226Raand 228Ra were found in fertilizer. However, 40K concentration in fertilizer was up to 5,000 Bq g-1. The database establishedin this study can be used for the accurate risk assessment of workers due to inhalation of airborne particles containing NORM.In addition, the findings can be used as a basic data for development of safety standard and guide and for practical radiationsafety management at the facility.

원전 내 방사선작업종사자 피폭량의 대부분은 계획예방정비기간 중 냉각재계통에 존재하는 58Co, 60Co 등과 같은CRUD에 의하여 일어난다. 따라서 원전 내 방사선작업종사자의 피폭 최적관리를 위해서는 냉각재계통의 선원항을 사전에 파악할 필요가 있다. 이 연구는 원전 내 선원항을 알아보기 위해 국내 최초로 계획예방정비 기간 중 증기발생기부근에서 CZT 반도체 검출기를 이용한 배관 직접 측정법을 사용하였다. 또한 신규원전과 노후원전에서 선원항의 차이를 알아보기 위해 두 원전에서 측정한 결과를 비교 하였고 노후원전에 대하여는 정지화학처리에 따른 선원항의 변화를측정하였다. 노후원전에서 정지화학처리에 따른 선원항 변화는 발견되지 않았으며, 신규원전 및 노후원전의 주요 선원항은 58Co와 60Co 였고, 59Fe는 신규원전에서만 137Cs와 95Zr는 노후원전에서만 보였다. 58Co/60Co의 비율은 노후원전보다 신규원전에서 크게 나타났으며 운전연한이 증가 할수록 반감기가 긴 60Co의 비방사능이 커지기 때문이다.

A lot of radiation exposure for radiation workers who are engaged in Nuclear Power Plants, especially PWRs, havebeen caused during the outage by CRUD, such as 58Co, 60Co, in Reactor Coolant System. And therefore we need to knowsource terms to achieve optimization of protection for the radiation workers from radiation exposure at Nuclear Power Plantsefficiently. This study analyzed source terms at domestic NPPs (PWRs) nearby Steam Generator with CZT semiconductordetector using by IN-VIVO method during the outage for the first time in the country. We checked difference for the detectedsource terms between old and new NPP. It was performed especially to see a change of source terms by water chemistryprocess as well. There was not any difference by water chemistry process both NPPs. The main source terms are 58Co and60Co at all NPPs. 59Fe only appears in the new NPP. 137Cs and 95Zr are shown in the old NPP. The fraction of 58Co/60Co in the new NPP is higher than the old NPP for increasing the specific activity of 60Co.

삼축분광장치는 물질을 이루고 있는 자성 원소들의 거동, 즉 스핀 동역학을 측정하는데 적합한 장치로, 연구용 원자로‘하나로’에는 국내 유일의 냉중성자 삼축분광장치가 최근 설치되었다. 삼축분광장치는 중성자 빔을 제어하는 중성자광학 부품과 중성자 빔으로 인해 발생하는 방사선에 대한 차폐체로 이루어지며 이러한 부품은 수십 톤 중량의 기계구조물을 이룬다. 방사선 차폐는 중성자 빔 경로 이외의 방향으로 진행하는 중성자와 감마선을 효과적으로 막아 신호대 잡음비를 향상시키는 역할을 하며 구조물 내부의 방사화된 부품으로부터 발생하는 감마선을 차폐하여 장치 이용자의 피폭선량을 최소화한다. 그런데 설치된 냉중성자 삼축분광장치의 차폐체 중 전면부의 고하중으로 인해 장치 운영상여러 가지 문제점이 발생, 전면 세그먼트 차폐체의 하중을 줄이는 구조개선이 불가피하였다. 이에 MCNPX 모의계산을통해 냉중성자 삼축분광장치의 차폐체 최적화에 필요한 개선방향을 검토하였다. 상부 차폐체의 폴리에틸렌과 납의 추가 설치를 통해 전면 블록 차폐체 하중을 줄일 수 있는 최적 길이를 확인하였다. 그 결과, 전면 블록 차폐체의 높이20%가 제거된 경우, 구조변경 전 대비 차폐체 상부에서 70% 수준의 감마선속이 나타남을 확인하였다. 하지만 높이를줄일수록 전면 블록 차폐체의 하중을 줄일 수 있기 때문에, 차폐블록을 추가 제거하고 이에 대한 차폐능을 보상해줄 방안으로 상부 납 차폐체의 위치 변화에 따른 중성자속과 감마선속을 예측해 보았다. 전면 블록 차폐체 높이의35% 제거하고 상부 납 차폐체를 최하단부에서 10 cm에 설치한 경우, 전면 블록 차폐체 상부에서 감마선속이 각각25%, 18% 증가하였다. 증가한 감마선속의 영향을 파악하기 위해 MCNPX 모의계산을 통해 공간의 감마선속 분포를가시화하였다. 증가한 감마선속은 상부로 향하는 방향성을 띄며 이동하면서 소멸하여 검출기에 이르기 전에 낮아져검출기와 실험자의 위치에 영향을 끼칠 수 없다고 판단하였다. 그래서 중성자속 및 감마선속과 고하중 문제를 동시에해결할 수 있는 최적화 조건으로 차폐체 높이가 35% 제거되고 상부 납 차폐체가 10 cm 위치에 있는 경우를 선정하였다. 이 결과를 바탕으로 구조개선 작업을 실시하였으며 열형광선량계를 이용하여 콘크리트 차폐블록 외부에서 중성자와 감마선량을 측정하였다. 측정된 중성자 선량은 0.21 μSvhr-1, 감마선량은 3.69 μSvhr-1로 설계기준을 만족하였으며피폭으로부터 실험자의 안전성을 확인하였다.

A new cold neutron triple-axis spectrometer (Cold-TAS) was recently constructed at the 30 MWth research reactor,HANARO. The spectrometer, which is composed of neutron optical components and radiation shield, required a redesign ofthe segmented monochromator shield due to the lack of adequate support of its weight. To shed some weight, lowering theheight of the segmented shield was suggested while adding more radiation shield to the top cover of the monochromatorchamber. To investigate the radiological effect of such change, we performed MCNPX simulations of a few differentconfigurations of the Cold-TAS monochromator shield and obtained neutron and photon intensities at 5 reference points justoutside the shield. Reducing the 35% of the height of the segmented shield and locating lead 10 cm from the bottom ofthe top cover made of polyethylene was shown to perform just as well as the original configuration as radiation shieldexcepting gamma flux at two points. Using gamma map by MCNPX, it was checked that is distribution of gamma. Increasedflux had direction to the top and it had longer distance from top of segmented shield. However, because of reducing the35% of the height, height of dissipated gamma was lower than original geometry. Reducing the 35% of the height of thesegmented shield and locating lead 10cm from the bottom of the top cover was selected. After changing geometry, radiationdose was measured by TLD for confirming tester's safety at any condition. Neutron(0.21 μSvhr-1) and gamma(3.69 μSvhr-1)radiation dose were satisfied standard(6.25 μSvhr-1).

최근 표준한국인 성인남녀 복셀 팬텀 한 쌍인 High-Definition Reference Korean-Man (HDRK-Man)과 High-Definition Reference Korean-Woman (HDRK-Woman)을 개발한 바 있다. HDRK-Man과 HDRK-Woman은 각각 한국인 성인 남성과 여성을 대표하므로 이들을 이용하면 한국인 고유의 유효선량을 계산할 수 있다. 이러한 한국인 고유의유효선량을 계산하기 위해서는 표준한국인 팬텀을 이용한 몬테칼로 선량계산을 수행하여야 한다. 하지만 이러한 몬테칼로 선량계산은 전산인체모델에 대한 이해와 고도의 몬테칼로 전산모사 기술이 요구되기 때문에 몬테칼로 전산모사경험이 적은 연구자들에게는 접근성이 용이하지 않다. 최근 UFPE (Federal University of Pernambuco) 연구팀에서는몬테칼로 선량계산 온라인 시스템인 CALDOSE_X를 운영하고 있다. CALDOSE_X는 사용자가 온라인상에서 직접 입력한 선원조건에 따라 곧바로 몬테칼로 선량계산을 수행하고 계산된 결과를 제공해주는 온라인 서비스이다. 따라서CALDOSE_X를 이용하면 몬테칼로 전산모사 경험 없이도 누구나 쉽게 원하는 선원조건에 대한 선량계산을 수행할 수있다. 하지만 CALDOSE_X에서 제공하는 선량값은 서양인 전산팬텀을 이용하기 때문에, 이를 한국인 종사자에 대한방사선 방호목적으로 사용하기에는 여전히 한계가 있다. 이에 본 연구에서는 온라인상에서 사용자가 입력한 선원조건에 따라 실시간으로 표준 한국인에 대한 유효선량을 계산할 수 있는 웹 기반 표준한국인 선량평가 시스템을 구축하였다.

Recently High-Definition Reference Korean-Man (HDRK-Man) and High-Definition Reference Korean-Woman(HDRK-Woman) were constructed in Korea. The HDRK phantoms were designed to represent respectively reference Koreanmale and female to calculate effective doses for Korean by performing Monte Carlo dose calculation. However, the MonteCarlo dose calculation requires detailed knowledge on computational human phantoms and Monte Carlo simulation techniquewhich regular researchers in radiation protection dosimetry and practicing health physicists do not have. Recently the UFPE(Federal University of Pernambuco) research group has developed, and opened to public, an online Monte Carlo dosecalculation system called CALDOSE_X(www.caldose.org). By using the CALDOSE_X, one can easily perform Monte Carlo dosecalculations. However, the CALDOSE_X used caucasian phantoms to calculate organ doses or effective doses which are limitedfor Korean. The present study developed an online reference Korean dose calculation system which can be used to calculateeffective doses for Korean.

본 연구에서는 대덕 원자력부지에 위치한 원자력관계시설들에 의한 방사선환경의 안전성을 확인하기 위해, 기체상 및액체상 유출물에 의한 주민선량평가를 수행하였다. 이를 위해 2010년부터 2012년까지의 3년간 대덕부지의 기상자료및 환경으로 방출된 선원항 자료를 기반으로 하여 개인 최대피폭선량을 평가, 분석하였다. 기체상 유출물의 대기확산인자 및 침적인자는 XOQDOQ 전산코드를 이용하여 계산하였다. 기체상과 액체상 방사성물질의 방출에 의한 최대개인선량(이하 개인선량)계산은 각각 ENDOS-G와 ENDOS-L 코드를 사용하였고, 원자력안전위원회 고시 제 2012-29에제시된 부지당 연간기준치와 비교하였다. 최대피폭지점에서의 개인의 유효선량과 갑상선선량을 계산하였고, 이에 대한 피폭영향에 미치는 기여도를 분석하였다. 그 결과, 최대 피폭연령군은 소아로 평가되었으며 하나로 운영에 의한영향이 90% 이상 지배적인 것으로 나타났다. 또한 기체상유출물에 의한 주요피폭경로는 섭취와 호흡에 의한 것이며,유효선량에는 삼중수소가, 갑상선 등가선량에는 방사성옥소가 가장 영향을 많이 미치는 것으로 분석되었다. 선량평가시 기체상유출물이 90% 이상 기여하였고 액체상유출물에 의한 기여도는 상대적으로 낮은 것으로 나타났다. 결과적으로, 대덕부지의 원자력관계시설들에 의한 부지 내 개인선량은 최대 기준치의 3% 이내로 평가되어 환경에 미치는 영향이 매우 적은 것으로 확인되었다.

This paper describes the results of assessment of radiological dose resulting from operation of the Daedeok nuclearfacilities including the HANARO research reactor, which has been performed to assure whether or not to comply with theregulation standards of the radioactive effluents releases. Based on the meteorological data and the radiation source term,the maximum individual doses were evaluated from 2010 to 2012. The atmospheric dispersion and the deposition factors ofgaseous effluents were calculated using the XOQDOQ computer code. ENDOS-G and ENDOS-L code systems were also usedfor maximum individual dose calculation from gaseous and liquid effluents, respectively. The results were compared with theregulation standards for the radioactive effluents presented by the Nuclear Safety and Security Commission (NSSC). Theeffective doses and the thyroid doses of the maximum individual were calculated at the maximum exposed point in theDaedeok site, and contributions of exposure pathways to the radiological doses resulting from gaseous and liquid radioactiveeffluents were evaluated at each facility of the Daedeok site. As a result, the maximum exposed age was analysed to bethe child group, and the operation of HANARO research reactor had a major effect more than 90% on the individual doses.The main exposure pathways for gaseous radioactive effluent were from ingestion and inhalation. The effective doses andthe thyroid doses were considerably influenced by tritium and iodine, respectively. The gaseous radioactive effluentscontributed more than 90% on the total doses, whereas the contributions of the liquid radioactive effluents were relativelylow. Consequently, the maximum individual dose due to radioactive effluents from the nuclear facilities within the Daedeoksite were less than 3% of the regulation standard over 3 years; therefore, it can be concluded that radioactive effluents fromthe nuclear facilities were well managed, with the radiation-induced health detriment for residents around the site beingnegligible.

방사선사고 시 내부오염 평가대상의 범위는 성인뿐만 아니라 소아까지 전 연령층으로 확대된다. 본 연구에서는 전신계수기의 측정 정확도를 향상시키기 위해 측정대상의 인체 크기와 측정 위치에 따른 계수효율을 평가하였다. 본 연구에서는 한국원자력의학원에서 사용하는 전신계수기인 FASTSCAN에 대해 방사선수송코드를 이용하여 전산 모사하였다.측정한 계수효율과 계산한 계수효율의 상대편중은 4세 소아의 경우 2% 이하이였으며, 성인의 경우에도 5% 이하로일치하였다. 측정 대상의 키가 작을수록 검출기와의 거리가 멀어지는 문제를 보완하고 인체 크기에 따른 계수효율의일관적인 경향성을 도출하기 위해, 측정대상의 측정 위치를 조절하여 전신계수기의 계수효율을 평가하였다. 조절된측정 위치에서의 전신계수기 계수효율을 바탕으로 측정 대상의 인체 크기 차이에 의한 내부오염도 평가 시 측정 오차를 줄일 수 있는 인체 크기 보정인자를 도출하였다. 도출된 보정인자는 전신계수기 측정결과에 곱하여 측정대상의내부오염도를 쉽게 평가할 수 있으며, 궁극적으로 방사선사고 시 전신계수기를 이용한 내부오염도의 측정 정확도를크게 향상시킬 수 있을 것이다.

For the case of radiation emergency, it is required to assess internal contamination of the public, including childrenas well as adults. The objective of the present study was to assess counting efficiency of a whole body counter by humanbody size and standing position of the measurement person. In this study, the FASTSCAN whole body counter used atNational Radiation Emergency Medical Center of Korean Institute of Radiological and Medical Science was simulated by aradiation transport computer code. The simulation results of the counting efficiencies agreed well with measurements withinthe 2% of discrepancy for 4-year child and 5% for adults. The standing positions of the people were adjusted by body sizeto find the consistent trend of the counting efficiencies by human body size. Body size scaling factors of the whole bodycounter were derived to consider human body size and improve the measurement accuracy. The counting efficiencyassessment methodology in this study can be successively used to improve the measurement accuracy when using a wholebody counter for the case of radiation emergency.

IAEA는 핵물질 계량 관리 검사를 위해 다양한 방사선 검출기를 사용하고 있다. 주로 HPGe, NaI(Tl), CZT 등이 사용되며, 정확한 측정이 요구되는 검사에는 고분해능 HPGe 검출기 활용도가 높다. HPGe 검출기는 추가적인 냉각장치로인하여 부피가 크고 무거우며, 사용하기 전에 충분히 냉각시켜야 하기 때문에 측정의 준비 시간이 많이 걸린다는 단점이 있다. 이러한 문제점을 해결하기 위해 가볍고 짧은 사용 전 냉각이 요구되는 휴대형 HPGe가 개발되었다. 본 논문은 개발된 휴대형 HPGe 검출기 시제품을 실제 IAEA 사찰 현장에 적용하여 얻은 성능평가 결과를 기술한다. 휴대형HPGe로 얻은 방사선 스펙트럼은 핵물질 종류와 농축도에 따라 다른 특징을 보였고, 또한 235U과 238U의 붕괴 계열에서방출되는 감마선 및 우라늄의 특성 x-선 차이도 확인할 수 있었다. 그리고 휴대형 HPGe 검출기 시제품으로 측정한농축도는 핵물질 종류에 따라 실제값과 9 ∼ 27%의 상대적 오차를 보였다. 휴대형이라는 소형 검출기의 한계 때문에일부 핵물질은 IAEA에서 요구하는 정확도를 만족시키지 못하는 경우도 있었지만 향후 추가적인 연구의 수행으로 이러한 문제점은 해결 가능할 것으로 판단된다. 본 논문은 새로운 휴대형 HPGe 검출기를 안전조치에 적용한 사례와 측정한 스펙트럼을 농축도 분석 코드로 분석한 결과를 다룬다. 따라서 국내 원자력시설의 우라늄 농축도 검증을 위한 IAEA안전조치 사찰 결과를 분석한 논문이 별로 발표되지 않은 상황에서, 본 논문은 안전조치 검사 결과 분석에도 유익할것으로 판단된다. 개발된 방사선 검출기의 개선 사항도 함께 논의하였으므로 향후 관련 분야 방사선 검출기 개발에도기여할 것으로 예상된다.

IAEA has employed various types of radiation detectors - HPGe, NaI, CZT - for accountancy of nuclear material.Among them, HPGe has been mainly used in verification activities required for high accuracy. Due to its essential coolingcomponent(a liquid-nitrogen cooling or a mechanical cooling system), it is large and heavy and needs long cooling timebefore use. New hand-held portable HPGe has been developed to address such problems. This paper deals with results ofperformance evaluation test of the new hand-held portable HPGe prototype which was used during IAEA's inspectionactivities. Radioactive spectra obtained with the new portable HPGe showed different characteristics depending on types andenrichments of nuclear materials inspected. Also, Gamma-rays from daughter radioisotopes in the decay series of 235U and238U and characteristic x-rays from uranium were able to be remarkably separated from other peaks in the spectra. A relativeerror of enrichment measured by the new portable HPGe was in the range of 9 to 27%. The enrichment measurement resultsdidn't meet partially requirement of IAEA because of a small size of a radiation sensing material. This problem might be solvedthrough a further study.This paper discusses how to determine enrichment of nuclear material as well as how to apply the new hand-held portableHPGe to safeguard inspection. There have been few papers to deal with IAEA inspection activity in Korea to verify accountancyof nuclear material in national nuclear facilities. This paper would contribute to analyzing results of safeguardsinspection. Also, it is expected that things discussed about further improvement of a radiation detector would make contributionto development of a radiation detector in the related field.

방사성동위원소를 포함하는 방사성물질은 전력생산에서부터 연구, 산업, 진단 및 치료 등의 목적으로 다양하게 활용되고 있다. 비밀봉 방사성물질을 이용하는 시설에서 이들 시설로부터 기체, 입자 또는 액체 형태의 방사성물질이 다소간환경으로 배출되는 것은 피할 수 없으며, 이는 일반인의 방사선피폭을 야기하는 주요한 인공 방사선원이다.본 논문은 보수적 가정과 간단한 계산에 의거하여 액상의 비밀봉선원을 사용하는 시설에서 배기설비를 통해 배출되는공기중 방사성물질의 최대농도와 방사성폐액을 저장하는 저류조 배수구에서 배출되는 폐액중 방사성물질의 평균농도를 산출한 후, 관련 고시에서 정하는 각각의 배출관리기준값과 비교함으로써 일반인의 피폭 정도를 평가하는 절차를제공한다. 이를 위해 방사성핵종의 1일 사용량, 취급형태, 비산율, 방사성폐액 발생량, 배기설비, 배수설비 등을 적절히가정하였다. 제시된 절차는 비밀봉 방사성물질을 취급하는 시설에서 환경으로의 방사성물질의 계획적 배출에 따른 주변환경 영향평가에 손쉽게 적용할 수 있으므로 일반인의 피폭량 감축에 필요한 시설에서의 방사선안전관리 실무요건도출에 활용할 수 있다.

Radioactive materials are in use and have many applications from the generation of electricity to the purposes ofresearch, industry and medicine such as diagnosis and therapy. In the course of their use some of radioactive substancesmay be discharged into the environment from facilities using the unsealed radioactive materials, which are main artificialsources occurring the public exposure. Discharges are in the form of gases, particles or liquids.This paper provides procedures to estimate the level of the public exposure based on the conservative assumptions andsimple calculations in the facility using unsealed liquid sources. They consist of two processes; (1) to calculate maximum concentrationof gaseous effluents discharged through the exhaust pipe and average concentration of liquid effluents dischargedthrough the drain of the storage tank, (2) to compare each of them to numerical guidances for the discharges of radioactivegaseous and liquid effluents mentioned in the related notification. For this purpose followings are assumed properly; dailyusage, form and dispersion rate of radionuclides, daily amount of radioactive liquid waste and exhaust and drainageequipment. The procedures are readily applicable to evaluate environmental effects by planned effluent discharges from facilitiesusing the unsealed radioactive materials. In addition they may be utilized to obtain practical requirements for radiationsafety control necessary for the reductions of the public exposure.

우리나라 원자력 산업은 일본 후쿠시마 원전 사고로 큰 타격을 받았다. 대부분의 사람들은 TV, 인터넷 등 대중매체를통해 발표되는 사고 및 사건에 관련된 내용으로 인하여 원자력 및 방사선에 대한 부정적인 인식을 갖고 있다. 특히,우리나라 학생들은 정규 교육과정에서 거의 원자력 및 방사선을 배우지 않고 있다. 본 연구에서는 대전 지역 일반고등학생을 대상으로 방사선 체험학습 프로그램을 수행하고 이를 통한 방사선에 대한 개념과 위험성 인식의 변화를설문조사 방식으로 파악하고자 하였다. 그 결과 다수의 학생들은 체험학습을 통하여 방사선에 대한 개념을 정립하는한편 일부 학생들의 인식이 긍정적으로 변화된 것을 알 수 있었다. 이러한 사실을 바탕으로 학생들을 대상으로 방사선에 대하여 바르게 알리고 이해시키기 위하여 보다 개선된 설문조사 방식의 개발과 이를 활용한 다양한 방사선 관련체험학습이 개발되어야 할 것이며, 방사선 안전에 대한 교육과 홍보가 상호보완적으로 수행될 수 있는 방안이 모색되어야 할 것이다.

The Korean nuclear industry has been influenced by Fukushima nuclear accident of Japan which occurred twoyears ago. With information about the accident mainly through mass media such as television or internet, most people are inclined to have a negative perception about nuclear and radiation. They have lack of proper understanding of the fact.Especially, Korean students being future generation have a very limited chance to learn about nuclear and radiation from theirregular school curricula. To meet this need, the effectiveness of an extra curricula program is studied using a set of surveyon the change of knowledge and perception on radiation, which has been conducted by providing a radiation experiencingprogram, developed for this study, to high school students in Daejeon area. As a result, a large number of students are foundto have enhanced their knowledge on radiation, while some students have shown their positive change of perception onradiation. Based on this, further study may need to improve the survey method and to promote its application for thedevelopment of more diverse and systematic radiation experiencing programs. Moreover, better ways for synergy betweeneducation and public relations activities on radiation safety may need to be sought.