Earticle

본 연구에서는 전자상자성공명(electron paramagnetic resonance, EPR) 장치를 사용한 휴대전화 부품들의 EPR 특성 측정을 통해 방사선사고시 회구적 선량평가용 선량계로써 활용가능성에 대하여 확인하였다. 화면표시 방식이 다른 두 스마트폰에서 12개의 시료를 선정하여 실험에 사용하였고, 시료의 방사선조사에는 137Cs 감마선 그리고 EPR 측정은 실온에서 Bruker사의 ELEXSYS E500 X-Band EPR spectrometer를 사용하여 수행하였다. 먼저 각 시료에 대하여 비조사시료와 조사시료의 EPR 스펙트럼을 측정하여 방사선에 의한 라디칼 생성 여부를 확인하였고, 그 후 선량반응곡선과 시간에 따른 시그널 크기 변화를 측정하였다. 측정결과 유심 플라스틱과 IC 칩을 제외한 모든 시료에서 방사선에 의한 EPR 시그널 증가를 확인할 수 있었다. 시료 중에서 덮개유리, 카메라렌즈, 도광판, 확산시트는 결정계수 R2=0.93이상의 좋은 선형상관관계를 보였다. 특히 도광판은 선량에 따른 시그널 증가량이 가장 크고 백그라운드 시그널이 없기 때문에 선량평가에 이상적인 특성을 가지고 있었지만, 72 시간 이내에 시그널이 약 50% 감소하는 약점이 있었다. 확산시트 또한 도광판과 유사한 페이딩 특성을 나타내었고, 덮개유리와 카메라렌즈는 단기간 동안에는 시그널이 안정적으로 보존되었다. 휴대전화 부품을 이용한 EPR 선량평가를 실제 대규모 방사선 사고에서 신속하게 적용하기 위해서는 더 많은 휴대전화 기종의 같은 부품에 대한 시그널 차이, 페이딩, 시료 전처리 방법 등에 대한 추가연구가 진행될 필요가 있다. 그러나 현재 결과를 바탕으로 소규모 방사선사고시 피폭환자가 소지하고 있던 휴대전화와 동일한 제품을 구입하여 비교하는 방법 또는 추가조사법을 이용한 선량평가는 가능할 것으로 판단된다.

We have investigated the EPR signal properties in 12 components of two mobile phones (LCD, OLED) using electron paramagnetic resonance (EPR) spectrometer in this study.EPR measurements were performed at normal atmospheric conditions using Bruker EXEXSYS-II E500 spectrometer with X-band bridge, and samples were irradiated by 137Cs gamma-ray source. To identify the presence of radiation-induced signal (RIS), the EPR spectra of each sample were measured unirradiated and irradiated at 50 Gy. Then, dose-response curve and signal intensity variating by time after irradiation were measured. As a result, the signal intensity increased after irradiation in all samples except the USIM plastic and IC chip. Among the samples, cover glass(CG), lens, light guide plate(LGP) and diffusion sheet have shown fine linearity (R2 > 0.99). Especially, the LGP had ideal characteristics for dosimetry because there were no signal in 0 Gy and high rate of increase in RIS. However, this sample showed weakness in fading. Signal intensity of LGP and Diffusion Sheet decreased by 50% within 72 hours after irradiation, while signals of Cover Glass and Lens were stably preserved during the short period of time. In order to apply rapidly EPR dosimetry using mobile phone components in large-scale radiation accidents, further studies on signal differences for same components of the different mobile phone, fading, pretreatment of samples and processing of background signal are needed. However, it will be possible to do dosimetry by dose-additive method or comparative method using unirradiated same product in small-scale accident.

저선량 조사는 낮은 선량을 지속적으로 장기간 조사시키기 때문에 조사되는 마우스들에 대한 선량분포를 정확히 알고 있어야만 한다. 본 연구는 저선량 방사선에 대한 생물학적 영향평가를 위하여 동남권원자력의학원 연구센터에 설치된 137Cs 조사장치에 대하여 마우스조사 실험 시 마우스에 원하고자 하는 선량을 전달하기 위한 방법에 대하여 연구를 수행하였다. 마우스에 원하고자 하는 정확한 선량을 전달하기 위하여 선원에 대하여 동일한 위치에 마우스 케이지 45개를 설치할 수 있는 아파트를 자체 개발하였으며, 개발된 마우스 아파트 시스템에 대한 선량평가를 하기 위하여 유리선량계(glass dosimeter)를 실험용 마우스 머리와 배에 삽입한 후 기존 조사 시스템과 자체 개발한 마우스 아파트 시스템에 대해 비교 선량평가를 수행하였다. 기존시스템의 조사방식에서 최대 42%의 선량차이를 보였으며 개발한 마우스 아파트 시스템은 6% 이내의 선량차이를 보였다. 본 연구를 통해 개발된 마우스 아파트를 활용한 저선량 방사선에 대한 생물학적 영향평가 연구는 전달하고자 하는 선량을 보다 정확하게 제공할 수 있으며, 생물학적 분석결과에 신뢰성을 확보할 수 있다.

The low dose radiation is done for a long period, thus researchers have to know the exact dose distribution for the irradiated mouse. This research has been conducted in order to find out methods in transmitting an exact dose to mouse in a mouse irradiation experiment carried out using 137Cs irradiation equipment installed in the DIRAMS (Dongnam Institution of Radiological & Medical Sciences) research center. We developed a single mouse housing cage and shelf with adjustable geometric factors such as distance and angle from collimator. The measurement of irradiated dose showed a maximal 42% difference of absorbed dose from the desired dose in the conventional irradiation system, whereas only 6% difference of the absorbed dose was measured in the self-developed mouse apartment system. In addition, multi mice housing showed much difference of the absorbed dose in between head and body, compared to single mouse housing in the conventional irradiation system. This research may allow further research about biological effect assessment for the low dose irradiation using the self-developed mouse apartment to provide more exact doses which it tries to transmit, and to have more reliability for the biological analysis results.

원자력사고 등의 방사선비상시 환경으로 누출된 방사성물질은 일반인의 내부피폭을 야기할 수 있다. 특히 감마선 방출핵종의 내부피폭의 경우 전신계수기가 널리 사용되지만 현장에서 신속히 내부피폭을 분류하는 용도로는 부적합하다. 본 연구에서는 휴대용 감마스펙트로메터를 비상시 내부피폭 신속분류에 적용하기 위하여 몬테카를로 전산모사 방법을 이용하여 NaI 검출기의 계측효율을 BOMAB 팬텀의 크기별로 평가하였다. 두 가지 측정 지오메트리에서 계측효율을 비교한 결과 앉은 모델에서의 계측효율이 서 있는 모델에 비해 약 1.1배 높은 계측효율을 나타내었다. 하지만 측정 지오메트리에 의한 계측효율 차이보다 신체크기에 따른 계측효율 차이가 크게 발생하는 것을 확인하였다. 특히 신체크기가 작은 4세 팬텀의 경우 표준남성과 비교하면 약 2.4~3.1배의 높은 계측효율을 나타내어 신체크기가 상이한 일반인을 대상으로 내부피폭을 모니터링할 경우 반드시 계측효율에 대한 고려가 필요한 것으로 확인되었다.

In case of radiation emergencies, radioactive materials released into environments can cause internal exposure of members of the public. Even though whole body counters are widely used for direct measurement of internally deposited radionuclides, those are not likely to be used at the field to rapidly screen internal exposure. In this study, we estimated the counting efficiencies of portable NaI detector for different size BOMAB phantoms using Monte Carlo transport code to apply handheld gamma spectrometers for rapid screening of internal exposure following radiological accidents. As a result of comparison for two counting geometries, counting efficiencies for sitting model were about 1.1 times higher than those for standing model. We found, however, that differences of counting efficiencies according to different size are higher than those according to counting geometry. Therefore, we concluded that when we assess internal exposure of small size people compared to the reference male, the body size should be considered to estimate more accurate radioactivity in the human body because counting efficiencies of 4-year old BOMAB phantom were about 2.4~3.1 times higher than those of reference male BOMAB phantom.

천연방사성물질을 취급하는 산업시설의 종사자들은 공정에서 발생하는 공기 중 입자의 흡입에 의해 만성적인 내부피폭을 받을 수 있다. 방사성 물질을 함유한 공기 중 입자 흡입에 의한 내부피폭은 입자의 크기, 모양, 밀도, 흡수형태에 따라 달라진다. 본 연구에서는 공기 중 부유 입자의 물리화학적 특성에 따른 피폭방사선량 민감도를 평가하였다. 흡입에 의한 내부피폭선량 평가는 국제방사선방호위원회 66 인체호흡기모델을 이용하였다. 일반적으로 입자의 크기가 감소할수록 예탁유효선량은 증가하는 경향을 보였으며, 입자 크기 0.01 μm와 100 μm에서의 피폭방사선량은 238U의 경우 약 100 배, 230Th의 경우 약 50 배 차이를 보였다. 모양인자가 작을수록 피폭방사선량은　높게 나타났으며, 모양인자가 1일 때 피폭방사선량은 모양인자가 2일 때 보다 18% 높았다. 입자의 밀도가 증가할수록 피폭방사선량은 높게 나타났으며, 입자 밀도가 11 g·cm-3인 경우 피폭방사선량은 밀도가 0.7 g·cm-3인 경우에 비해 60% 높게 나타났다. 238U의 경우 피폭방사선량은 흡수형태 S, M, F 순으로 높게 나타났으며, 흡수형태 S의 경우 F에 비해 피폭방사선량이 약 9 배 높게 나타났다. 230Th의 경우 피폭방사선량은 흡수형태 F, M, S 순으로 높게 나타났으며, 흡수형태 F의 경우 S에 비해 피폭방사선량이 약 16 배 높게 나타났다. 민감도 평가에서 나타난 것처럼 입자의 물리화학적 특성을 고려하지 않고 피폭방사선량을 평가하는 경우 평가값은 실제값에 비해 수십 혹은 수백 배 이상 왜곡될 수 있다. 천연방사성물질을 취급하는 작업장에서 종사자의 정확한 피폭방사선량 평가를 위해서는 취급하는 물질, 작업환경 등을 고려하고 입자의 물리화학적 특성값을 실측하여 실시하는 것이 바람직하다.

Facilities processing raw materials containing naturally occurring radioactive materials (NORM) may give rise to enhanced radiation dose to workers due to chronic inhalation of airborne particulates. Internal radiation dose due to particulate inhalation varies depending on particulate properties, including size, shape, density, and absorption type. The objective of the present study was to assess inhalation dose sensitivity to physicochemical properties of airborne particulates. Committed effective doses to workers resulting from inhalation of airborne particulates were calculated based on International Commission on Radiological Protection 66 human respiratory tract model. Inhalation dose generally increased with decreasing particulate size. Committed effective doses due to inhalation of 0.01 μm sized particulates were higher than doses due to 100 μm sized particulates by factors of about 100 and 50 for 238U and 230Th, respectively. Inhalation dose increased with decreasing shape factor. Shape factors of 1 and 2 resulted in dose difference by about 18 %. Inhalation dose increased with particulate mass density. Particulate mass densities of 11 g·cm-3 and 0.7 g·cm-3 resulted in dose difference by about 60 %. For 238U, inhalation doses were higher for absorption type of S, M, and F in that sequence. Committed effective dose for absorption type S of 238U was about 9 times higher than dose for absorption F. For 230Th, inhalation doses were higher for absorption type of F, M, and S in that sequence. Committed effective dose for absorption type F of 230Th was about 16 times higher than dose for absorption S. Consequently, use of default values for particulate properties without consideration of site specific physiochemical properties may potentially skew radiation dose estimates to unrealistic values up to 1-2 orders of magnitude. For this reason, it is highly recommended to consider site specific working materials and conditions and use the site specific particulate properties to accurately access radiation dose to workers at NORM processing facilities.

공공수역 내 방사성물질 분포특성 파악을 위하여 춘천시 의암호 퇴적물 내 인공방사성핵종인 134Cs, 137Cs, 239+240Pu과 자연방사성동위원소인 210Pb을 분석하였고, 퇴적물 내 유기물의 특성을 파악하기 위하여 총 유기탄소(total organic carbon, TOC)를 분석하였다. 의암호 퇴적물 내 134Cs 농도는 4지점 모두 minimum detectable activity(MDA) 미만으로 나타났으며, 137Cs 농도는 MDA~8.79 Bq·kg-1-dry으로 나타났다. 표층 내 137Cs의 농도는 2.4~4.2 Bq·kg-1-dry의 범위를 나타냈고, St. 4에서 최소값, St. 3에서 최대값을 보였다. 의암호 퇴적물 내 239+240Pu 농도는 0.049~0.47 Bq·kg-1-dry의 농도를 보였고, St. 2에서 최소값이, St. 3에서 최대값이 나타났다. 239+240Pu과 137Cs 농도의 상관관계(r)는 0.54~0.97로 이들 두 핵종의 퇴적물 내 거동과 기원이 유사한 것으로 사료된다. 134Cs의 농도가 MDA 미만으로 검출된 점과 239+240Pu/137Cs의 평균값 0.041이 과거 대기 핵실험기원의 농도 비와 비슷한 값이 나타나는 점으로 의암호 퇴적물 내 인공방사성동위원소 (134Cs, 137Cs, 239+240Pu)의 기원은 후쿠시마 사고가 아닌 과거 핵실험에 인한 낙진의 영향으로 사료된다. 의암호 퇴적물 내 210Pb의 결과를 이용하여 퇴적물의 퇴적률을 산출한 결과, St. 2에서 0.31±0.06 cm·y-1의 퇴적률을 나타냈으며, 이는 137Cs의 퇴적물 내 peak를 1963년으로 가정하였을 때 측정된 퇴적률, 0.41±0.05 cm·y-1와 불확도(2σ)의 범위에서 유사한 값으로 나타내었다. 의암호 퇴적물 내 TOC는 0.20~13.01%의 값이 나타났으며, 퇴적물 내 TOC와 137Cs의 상관관계는 St. 1에서 다른 지점에 비해 높게 나타났다.

The objective of this study is to identify the radionuclide distribution in public water by carrying out the analysis of artificial radionuclides(134Cs, 137Cs, 239+240Pu), natural radionuclide(210Pb) and TOC in the lake Euiam sediment in Chuncheon, South Korea. The 134Cs concentration in all lake sediments showed below MDA values, and the 137Cs concentration in lake sediment were ranged from MDA to 8.79 Bq·kg-1-dry. The 137Cs concentrations in surface sediment were reported to be 2.4 to 4.2 Bq·kg-1-dry. The lowest concentration of 137Cs was reported at St. 4 and the highest concentration was reported at St. 3, respectively. The 239+240Pu concentration in lake sediment were ranged from 0.049 to 0.47 Bq·kg-1-dry. The lowest concentration was reported at St. 2 and the highest concentration was reported at St. 3. The correlation(r) between the 239+240Pu concentration and 137Cs concentration in lake sediment presented higher values (0.54 to 0.97) and this suggests the behavior and origin of 137Cs is identical to the 239+240Pu in the sediment. The 134Cs concentration below MDA value and the 239+240Pu/137Cs ratio(mean value of 0.041) indicated that the artificial radionuclides in the sediment were originated from global fallout by the atmospheric testing of nuclear weapons conducted by former USSR and U.S.A, but not from the Fukushima Daiichi NPP accident. The sedimentation rate derived from 210Pb age-dating method at St. 2 is calculated to be 0.31±0.06 cm·y-1. This value is similar to the value (0.41±0.05 cm·y-1) estimated from the 137Cs maximum peak produced from early 1960’s. The content of TOC in lake Euiam sediments varied from 0.20 to 13.01%. While the highest correlation between TOC and 137Cs concentration in the sediment were found at St. 1, the others presented the low correlation.

Four different paddy soils collected around the Gyeongju nuclear site were treated with 99TcO4− solution under the assumption of two contrasting contamination scenarios. Scenario I (SN-I) is for a pre-transplanting deposition of 99Tc followed by plowing, whereas SN-II is for its deposition onto the water surface shortly after transplanting. Rice plants were grown in lysimeters in a greenhouse. Plant uptake of 99Tc was quantified with the TFarea (m2·kg−1-dry). The SN-II TFarea values for straws and brown rice, having been generally higher than the SN-I values, were within the ranges of 6.9x10−3~4.1x10−2 and 5.2x10−6~7.3x10−5, respectively. Sorption onto clay seems to have decreased 99Tc uptake in SN-I, whereas it may have had an insignificant effect in SN-II. A phenomenon characteristic of submerged paddy soil, i.e., the development of a thin oxic surface layer may have greatly affected the rice uptake of SN-II 99Tc. The surface-water concentrations of 99Tc were much higher in SN-II than in SN-I. For the percolating water, however, the opposite was generally true. At most 1.3% of the applied 99Tc were leached through such percolation. The use of empirical deposition time-dependent TFarea values was considered desirable in assessing the radiological impact of a growing-season deposition of 99Tc onto paddy fields.

본 연구에서는 격납건물의 건전성을 유지시켜 원전 주변의 오염범위를 축소할 수 있는 격납건물 여과배기계통(containment filtered venting system, CFVS)에 초점을 맞추고, 동 설비의 설치 전·후의 피해규모를 분석하여 여과장치의 효용성을 분석하였다. 본 연구에 사용된 코드는 확률론적 영향평가 코드인 MACCS2이며, 평가에 이용한 사고선원항은 신고리 원자력발전소 1&2호기의 확률론적 안전성 평가 보고서의 결과를 활용하였다. 주어진 총 19개의 사고선원항 중 선정된 3 개의 방출군에 대하여 CFVS 적용 전후의 주민이 받는 유효선량과 갑상선선량을 산출하였다. 선량평가 결과는 거리에 따른 선량으로 산출되었으며, IAEA 주민보호조치 권고 기준인 갑상선방호약품 복용 및 방호조치가 필요한 갑상선선량과 유효선량을 초과하는 거리를 기준으로 비교하였다. STC-3, STC-4, STC-6의 거리에 따른 유효선량은 전 범위(0∼35 km)에서 95∼99 % 내외의 감소율을 확인할 수 있었으며, 갑상선 선량의 경우 약 96∼98 % 내외의 수준으로 유효선량과는 선량감소에서의 비슷한 경향이 있음을 확인 하였다. CFVS를 적용한 후 대피 및 소개가 취해지는 유효선량 기준값을 초과하는 거리는 모든 방출군에 대하여 평균 1 km 내외로 평가되었다. 특히 STC-4의 경우 26 km 에서 1.2 km로 유효 선량을 초과하는 범위가 타 방출군에 비하여 대폭 줄어든 것을 확인할 수 있었다. 갑상선선량 기준값 초과거리의 경우 CFVS를 적용한 후의 피해범위는 2∼3 km수준으로 산출되었다. 또한 갑상선선량 평가결과는 유효선량의 경우와 같이 STC-4에서의 피해범위가 대략 50 km 줄어들어 CFVS적용으로 가장 큰 효과를 보았다.

The containment filtered venting system reduces the range of the contamination area around the nuclear power plant by strengthening the integrity of the containment building. In this study, the probabilistic assessment code MACCS2 was used to assess the effect of the CFVS to off-site. The accident source term was selected from a Probabilistic Safety Analysis report of SHINKORI 1&2 Nuclear Power Plant. The three source term categories from 19 STC were chosen to evaluate the effective dose and thyroid dose of residents around the power plant and the dose with CFVS and without CFVS were compared. The dose was calculated according to the distance from the nuclear power plant, so the damage scale based on the distance that exceeds the IAEA criteria for effective dose (100 mSv per 7 days) and thyroid dose (50 mSv per 7 days) were compared. The effective dose reduction rates of the STC-3, STC-4, STC-6 were about 95-99% in the whole range (0~35 km), 96-98% for the thyroid dose. There are similar results between effective dose and thyroid dose. After applying the CFVS, the damage scale that exceeds the effective dose criteria was about 1 km (mean). Especially, the STC-4 damage scale was decreased from 26 km (mean) to 1.2 km (mean) significantly. The damage scale that exceed the thyroid dose criteria was decreased to 2∼3 km (mean). The STC-4 damage scale was also decreased significantly as compared to STC-3, STC-6 in terms of effective dose.

본 논문은 ICRP103 환경방호를 대비하여 국내에서 개발된 야생동식물 선량평가 코드 K-BIOTA의 기술적 배경 및 적용 사례를 기술한다. K-BIOTA는 스크리닝(screening) 선량평가(Level 1&2)와 부지 특성적 상세평가(Level 3)의 3단계의 단계적 평가방법을 적용한다. 스크리닝 단계평가는 상세평가의 필요성 여부를 판단하기 위한 예비적 평가 단계로 개별적인 생물종 보다는 동식물을 그룹별로 구분하여 평가한다. Level 1 평가는 스크리닝 목적의 참조준위로부터 유도된 최대환경매체농도 값과 실제 환경매체농도 값의 비교로부터 위험도 지표(risk quotient)를 계산한다. Level 1 평가 결과 위험도지표가 1보다 작으면 생태계의 건전성이 유지된다는 결론과 함께 평가를 종료하고, 1 보다 크면 동식물 그룹별로 평균적인 전이계수나 평형분배계수 값을 적용하여 조금 더 실제적인 Level 2 평가를 수행한다. 따라서 Level 2 평가가 Level 1 평가보다 덜 보수적이다. Level 2평가에서 위험도지표가 1 보다 작으면 생태계의 건전성이 유지된다는 결론을 내리고 평가를 종료하고, 1보다 크면 Level 3 평가를 수행한다, Level 3 평가는 부지 특성적 데이터를 고려하는 상세평가단계로, 동식물 그룹별 평가 대신 부지 대표적 동식물에 대한 개별적 선량평가를 수행하며, 대표적 동식물의 종류 및 크기, 거주인자, 전이계수, 평형분배계수에 대한 부지 특성적인 값을 사용한다. 또한 Level 3 평가 단계에서는 전이계수, 평형분배계수, 환경매체농도 (토양농도 또는 물의 농도)에 대한 개별 동식물의 피폭 선량률에 대한 불확실도 분석을 선택적으로 수행할 수 있다. 적용 가능한 확률밀도함수는 정규분포, 로그정규분포, 균일분포, 지수분포의 4가지이다. 국제원자력기구의 EMRAS II (Environmental Modeling for Radiation Safety) 모델 시나리오 비교 공동연구에 참가하여 K-BIOTA의 적용성을 검증하였다. 그 결과로 K-BIOTA는 다양한 오염 환경에서 거주하는 야생동식물의 방사선 영향을 평가하는데 유용함이 입증되었다.

This paper describes the technical background for the Korean wildlife radiation dose assessment code, K-BIOTA, and the summary of its application. The K-BIOTA applies the graded approaches of 3 levels including the screening assessment (Level 1 & 2), and the detailed assessment based on the site specific data (Level 3). The screening level assessment is a preliminary step to determine whether the detailed assessment is needed, and calculates the dose rate for the grouped organisms, rather than an individual biota. In the Level 1 assessment, the risk quotient (RQ) is calculated by comparing the actual media concentration with the environmental media concentration limit (EMCL) derived from a bench-mark screening reference dose rate. If RQ for the Level 1 assessment is less than 1, it can be determined that the ecosystem would maintain its integrity, and the assessment is terminated. If the RQ is greater than 1, the Level 2 assessment, which calculates RQ using the average value of the concentration ratio (CR) and equilibrium distribution coefficient (Kd) for the grouped organisms, is carried out for the more realistic assessment. Thus, the Level 2 assessment is less conservative than the Level 1 assessment. If RQ for the Level 2 assessment is less than 1, it can be determined that the ecosystem would maintain its integrity, and the assessment is terminated. If the RQ is greater than 1, the Level 3 assessment is performed for the detailed assessment. In the Level 3 assessment, the radiation dose for the representative organism of a site is calculated by using the site specific data of occupancy factor, CR and Kd. In addition, the K-BIOTA allows the uncertainty analysis of the dose rate on CR, Kd and environmental medium concentration among input parameters optionally in the Level 3 assessment. The four probability density functions of normal, lognormal, uniform and exponential distribution can be applied.The applicability of the code was tested through the participation of IAEA EMRAS II (Environmental Modeling for Radiation Safety) for the comparison study of environmental models comparison, and as the result, it was proved that the K-BIOTA would be very useful to assess the radiation risk of the wildlife living in the various contaminated environment.

원전에서 방사선작업종사자의 개인선량평가에 보조선량계로 사용되고 있는 전자개인선량계(EPD)의 성능이 지속적으로 개선되고 있어, EPD의 외부피폭방사선량 평가성능을 확인하고자 해외 EPD 운영 사례, 국내 현황조사, EPD 원전 현장실험 등을 다각적으로 수행하였다. 원전현장에서 실시한 성능검증 시험결과는 IAEA와 EURADOS가 공동으로 실시한 EPD 비교검증(IAEA- TECDOC-1564) 결과와 유사하였다. 또한 국내원전 피폭방사선량 비교결과(5년간 EPD/TLD 값)는 일본 JAPC의 비교결과(EPD/필름뱃지 값)와 유사한 경향성을 보였으며, TLD보다 EPD가 피폭방사선량을 보수적으로 평가하는 것을 확인하였다. EPD의 성능 중 가장 우려되는 것이 기능적 오류발생이다. 기술적 발전에 힘입어 EPD의 오류발생이 지속적으로 개선되고 있음을 국내원전 분석자료 및 INFO의 오류경향 분석사례에서 확인할 수 있다. 결론적으로 성능검증 프로세스 구축 및 기능적 오류 대비방안을 체계적으로 마련할 경우 EPD의 성능은 TLD와 비교해서 손색이 없을 것으로 판단된다.

As performance of electronic personal dosimeter (EPD) used for auxiliary personal dosimeter in nuclear power plants (NPPs) has been being continuously improved, we investigated application cases in Korea and other countries and also tested it in NPPs to assess the performance of EPD for external radiation dosimetry. Result of performance tests done in domestic NPPs was similar to those obtained by IAEA in cooperation with EURADOS (IAEA-TECDOC-1564). In addition, EPD/TLD dose ratio has shown similar tendency of EPD/Film-badge dose ratio from the research by the Japan Atomic Power Company (JAPC) and EPD provided more conservative value than TLD or Film-badge. Although some EPD’s failures have been discussed, EPD has shown continuous improvement according to the report of Institute of Nuclear Power Operation (INPO) and data from domestic NPPs. In conclusion, It is considered that the general performance of EPD is adequate for external radiation dosimetry compared with that of TLD, providing appropriate performance checking procedure and alternative measures for functional failure.

원전 기체 및 액체 방사성폐기물 중 가장 배출 기여도가 높은 삼중수소를 대상으로 국내 원전 가압경수로 및 가압중수로에 대해서 배출량 비교 분석과 풍향 빈도 분석, 또한 환경매체 중 삼중수소 거동 추이를 비교 분석하였다. 분석결과 먼저 기체 및 액체 삼중수소 배출량은 가압경수로보다 가압중수로에서 기체는 2013년 기준 약 10배 이상, 액체는 2배 내지 3배 정도 더 배출을 하고 있는 것을 알 수 있었다. 배출량 분석시 특이사항은 일부 원전에서 2개 호기가 배출량이 동일하게 분석된 것을 알 수 있었는데 이는 정확한 배출관리 및 분석을 위해서는 호기별 독립적인 배출관리 및 분석이 이루어져야 할 것으로 판단된다. 풍향빈도 분석은 16 방위 기준 평균 범위가 1.7∼11.5%의 넓은 범위를 보였으며 풍향에 따라 환경매체 분석용 시료채취 지점을 분석해본 결과 대체적으로 풍향에 따라 잘 선정되어 있으나 일부 지점 검토가 필요한 것을 알 수 있었다. 환경매체 중 삼중수소 농도 추이 분석은 원전으로부터 거리가 가까울수록 삼중수소 농도가 높은 것을 확인할 수 있었고 가압경수로 원전의 경우는 원거리 환경매체는 극히 미미한 수준을 나타낸 반면 가압중수로 원전은 비록 원거리 환경매체라 하더라도 가압경수로 원전의 근거리 농도 수준 이상으로 월등히 많이 검출이 되고 있음을 알 수 있었다. 이렇게 가압중수로 원전에서 삼중수소 배출량이 높고 환경매체 중 삼중수소가 기준치 미만이긴 하나 검출이 되고 있으므로 계통에서의 관리 강화와 환경에서의 모니터링이 지속적으로 이루어져야 할 것으로 판단된다.

Several analyses on tritium that is the largest release of gas or liquid radioactive waste from domestic PWR and PHWR NPPs were carried out, such as release comparison, directional frequency of wind and tritium behavior changes in environmental samples. First of all, analysis result showed that tritium released from PHWR was more than ten times as gas and double to three times as liquid in comparison to PWR in 2013. Independent release management in NPP units is needed to precisely control and analyze tritium, since there were 2 units of some NPPs having the same amount of release during analysis. In analysis on frequency of wind direction, average range showed 1.7 to 11.5% by 16-point compass. In case of analysis on sampling points by wind direction, Result showed most of the sampling points are right in places. However, There are some areas needed to examine. In analysis on tritium concentration changes in environmental samples, tritium concentration near NPPs was higher than one far away from NPPs. In case of environmental samples far from PWR, a trace of tritium occur. While, tritium concentration near NPPs was more than or equal to one further from PHWR. In conclusion, tritium occurs considerably in PHWR and is lower than standard in samples. but, it is still detected. Therefore, it is needed to strengthen control in system in NPPs and to consistently monitor tritium in environment.

본 연구는 찜질 자극이 국소 통증을 완화시킬 뿐만 아니라 편두통과 같은 만성 질환의 통증 완화에 효과적으로 애용되고 있는 이유에 대한 근거를 혈류 역학적인 측면에서 고찰하고자 한다. 이를 위해 찜질 자극에 의한 자극 부위에서의 국소 혈류 변화가 일어나는 것을 관측하고, 이를 통해 두개 내 외부의 혈액 순환에 어떠한 변화를 야기하는지를 정상인 피험자 (n=8, 평균나이: 32.13 ± 4.61) 를 대상으로 자기공명영상 시스템을 이용하여 관측하였다. 국소 혈류 변화는 찜질 자극에 의한 피부 색깔 및 온도 변화를 통하여 관측하고자 하였고, 두개 내 외부 혈관의 자극에 따른 변화를 자기공명혈관조영술을 통해 관측하고 영상을 분석하여 비교하고자 하였다. 찜질 자극 전 36.4℃에서 자극 15분 후 36.7℃, 그리고 자극 30분 후 37.1℃ 로 피부온도가 상승한 것으로 나타났으며, 찜질 자극이 시작되는 시점과 자극 30분 후의 혈관 영상 분석 결과를 살펴보면 두개 내부 혈관에서는 유의한 변화를 보이지 않은 반면, 두개 외부 혈관에서는 찜질 자극 후 상당한 혈류 신호의 변화를 보여주었다(+38.8%). 결과에서 보듯이 찜질 자극 부위의 이러한 국소 온도의 변화와 두개 외의 혈류의 변화를 통하여 찜질 자극이 국소적으로는 근육 통증 및 편두통과 같은 만성질환의 통증을 완화시키는 효과를 발휘하고 더 나아가 혈액 순환을 촉진시키는 작용을 통하여 전신에 미치는 결림 현상 및 통증의 완화에 실질적으로 효과를 보일 수 있게 되는 것으로 사료된다.

This study was to investigate the effects of the hot compress pack on alleviating local muscular discomfort, stiffness in limbs as well as the chronic pains such as migraine in terms of hemodynamics. In this study, the hot compress band was put on the neck and the local physiological change on the stimulation site and the cranial blood circulation change were examined. We recruited healthy volunteers (n=8, mean age: 32.13 (4.61)), who participated in the magnetic resonance imaging (MRI) study. Local skin color and temperature were measured for the local effect of the hot compress band and the changes of intra-cranial and extra-cranial blood vessels were examined with MR angiography (MRA) images. The skin temperature increased from 36.4 ℃ at the rest condition to 36.7 ℃ and 37.1 ℃ after 15 min and 30 min stimulation, respectively. The change of the extra-cranial blood vessels between pre-stimulation and post-stimulation of 30 min was significantly increased (+38.8%), while the change of the intra-cranial blood vessels was negligible. In this study, we demonstrated that the hot compress band on the neck yielded the increase of local skin temperature on the stimulation site and it made an effect on the extracranial circulation. In conclusion, the stimulation with a hot compress could facilitate the blood circulation, causing to relieve the muscular discomfort, stiffness in limbs as well as the chronic pains such as migraine.