Earticle

This study concerning the surface dose of eye and thyroid from panoramagraphy used thermoluminescent dosimeter (TLD) and photoluminescent dosimeter (PLD) to take measurements at ten hospitals in the Gwangju metropolitan area. The recommendations from ICRP 60 and ICRP 73 on the allowance standard for eye are 15 mSv and for thyroid is 1 mSv. The left eye TLD and PLD values are 0.19 mSv and 0.24 mSv respectively. The right eye TLD and PLD values are 0.23 mSv and 0.25 mSv respectively. Thyroid TLD and PLD values are 0.08 mSv and 0.25 mSv respectively and did not exceed the allowance standards(p<0.001). Also comparisons are made between TLD and PLD for each organ and PLD has higher dose measurements than TLD. There are statistically significant differences in left eye measurements and thyroid measurements (p<0.01). There is no significant difference in measurements for the right eye (p>0.05). The TLD and PLD measured dose from panoramagraphy instruments on eyes and thyroid from each hospital did not exceed the recommended dose from ICRP 60 for surface dose measurements. However, due to the probability of influence, consideration should be made for all levels of dose.

Embodying the safety of radioactive waste disposal requires the relevant safety criteria and the corresponding stylized methods to demonstrate its compliance with the criteria. This paper proposes a conceptual model of risk-based safety evaluation for integrating complex potential radiation exposure situations in radioactive waste disposal. For demonstrating compliance with a risk constraint, the approach deals with important exposure scenarios from the viewpoint of the receptor to estimate the resulting risk. For respective exposure situations, it considers the occurrence probabilities of the relevant exposure scenarios as their probability of giving rise to doses to estimate the total risk to a representative person by aggregating the respective risks. In this model, an exposure scenario is simply constructed with three components: radionuclide release, radionuclide migration and environment contamination, and interaction between the contaminated media and the receptor. A set of exposure scenarios and the representative person are established from reasonable combinations of the components, based on a balance of their occurrence probabilities and the consequences. In addition, the probability of an exposure scenario is estimated on the assumption that the initiating external factors influence release mechanisms and transport pathways, and its effect on the interaction between the environment and the receptor may be covered in terms of the representative person. This integrated approach enables a systematic risk assessment for complex exposure situations of radioactive waste disposal and facilitates the evaluation of compliance with risk constraints.

원전 일차계통은 복잡한 수질환경으로 방사화생성물과 부식생성물 등 다양한 방사성핵종이 생성되고 있다. 이 방사성핵종 중에서 원전종사자 피폭방사선량평가와 방사성유출물관리 측면에서 중요한 핵종으로는 3H, 14C, 58Co, 60Co, 137Cs, 131I를 들 수 있다. 본 논문은 원전 방사선작업종사자와 원전 주변주민의 피폭방사선량에 기여가 큰 방사성핵종에 대해 살펴보고, 이들 핵종에 의한 선량평가 과정을 소개하였다. 특히 국내 원전에서 발생하였던 131I 내부피폭사건과 일차계통 냉각수의 탈염수 오염사건 등을 포함한 원전의 운영과정에서 일어났던 종사자와 원전주변주민에 대한 피폭 방사선량 평가 사례를 제시하였다. 또한 최근 이슈로 떠오른 삼중수소와 14C의 선량평가에 대한 잠재적인 현안 등도 간단히 기술하였다.

In a primary system at nuclear power plants (NPPs), various radionuclides including fission products and corrosion products are generated due to the complex water conditions. Particularly, 3H, 14C, 58Co, 60Co, 137Cs, and 131I are important radionuclides in respect of dose assessment for radiation workers and management of radioactive effluents. In this paper, the dominant contributors of radiation exposure for radiation workers and the member of public adjacent to NPPs were reviewed and the process of dose assessment attributable to those contributors were introduced. Furthermore, the analysis for some examples of radiation exposure to radiation workers and the public during the NPP operation was carried out. This analysis included the notable precedents of internal radiation exposure and contamination of demineralized water occurred in Korean NPPs. Particularly, the potential issue about the dose assessment of tritium and carbon-14 was also reviewed in this paper.

사용후핵연료의 저장 및 이송시 핵임계 안전성 확보를 위하여 연소도를 정확히 결정할 필요가 있다. 특히, 정확한 연소 도 결정을 위해서 핵연료 축방향 연소도 분포를 정확하게 측정할 필요가 있다. 본 연구에서는 사용후핵연료 제어봉 안내관에 삽입하여 축방향 감마선 선량 분포를 측정하기 위하여 이온 챔버를 개발하였다. 이온 챔버는 유도부, 가스 주입부, 센서부 세 부분으로 구성되었다. 센서부 전극은 cathode와 anode 두 전극만을 가지도록 설계되었으며, 제어봉 안내관에 원할한 삽입을 위하여 guard 전극은 사용하지 않았다. 이온 챔버 내부에 불활성 기체를 충진하고 누설 전류 와 포화곡선을 측정하였다. 한국원자력 연구원의 저준위 조사 시설을 이용하여 선량 변화에 따른 이온 챔버 전류 변화 를 측정하여 5% 이내의 선형성을 확보하였다. 제작된 이온 챔버는 추가적인 성능 평가를 통하여 한국원자력연구원내 조사후 시험시설에 있는 사용후핵연료 집합체의 연소도분포 측정에 적용될 예정이다.

Burnup of spent fuel should be determined accurately for the safety control of spent fuel. Especially, it is necessary to measure the burnup profile along the nuclear fuel axis. In the present work, an ionization chamber was designed and fabricated to measure the gamma ray profile inside the guide tube of spent fuel. The ionization chamber was composed of three parts; induction part, gas-inlet part, and sensor part. The sensor part had two electrodes; cathode and anode. A guide electrode was considered in the ionization chamber design to make the ionization chamber to be inserted easily into the guide tube. Pure gas (argon and xenon) was inserted into the ionization chamber, and the leakage current and saturation curve were measured to determine the operation characteristics of the ionization chamber. The gamma ray radiation was also measured in relatively high dose environment. The gamma ray profile of the spent fuel will be measured with the ionization chamber.

비파괴검사 분야의 방사선 검사(RT) 방식은 image plate (IP)를 사용한 Computed Radiography(CR) 영상시스템의 도 입에 따라 필름 방식의 아날로그 영상이 점차 디지털 영상으로 교체되고 있다. 비파괴검사에서 결함을 효과적으로 검출할 수 있는 영상의 품질은 촬영 조건, 영상획득매체, 사용 선원의 종류 및 촬영 거리, 검사체 두께 등이 영향을 미친다. 본 논문에서는 비파괴 검사 분야에 적용할 수 있는 감마선원의 기본 특성을 조사하였고, FUJI사에서 개발한 CR 영상 시스템에 75Se, 192Ir 동위원소를 적용하여 영상을 획득하였다. 획득된 영상의 gray scale을 이미지 소프트웨어 를 통해 추출한 후에 대조도 및 신호대잡음비를 계산하고 비교 분석하였다. 또한 투과도계를 이용한 비교 영상을 통하 여 식별도를 분석하였다.

A computed Radiography (CR) system by use of reusable Image Plate (IP) offers a convenient and reliable way to replace a conventional film-screen system for NDT (non-destructive testing) field. The quality of a radiography to detect a defect of welded objects depends on the procedure embracing several factors such as measurement conditions, image plate type/class, radiation energy, radiation type, and source to image plate distance. Also, the ability of images to detect a flaw reduces with increasing object thickness. In the study, the properties of gamma ray source were summarized for NDT field and inspection images of CR image system manufactured by FUJI were acquired using 75Se and 192Ir with welded objects. We analyzed the gray scale of hole defect image by using XCAP image processing program and calculated the image contrast and SNR in definition. Also the sesitivities of image quality indicator(IQI) were calculated for hot and cooling tube image of 75Se and 192Ir.

현대 의학에서 방사선 이용 영역이 확대되고 비중이 커짐에 따라 개인 피폭선량을 줄이기 위한 노력을 하고 있는 가운 데 가장 중요한 문제로 대두되고 있는 것이 방사선 기기에 관한 정도관리이다. 그래서 광주광역시 1차병원을 5개의 구로 나누어 각 구에서 임의로 10개소의 병원을 선정하여 정도관리 항목들의 실제 측정 실험과 광주지역 정도관리 현황에 대해 알아보고자 한다. 실험은 관전압, 관전류, 조사시간의 재현성 시험, 조도측정, 반가층 측정, 중심선속 일치 실험을 시행하였으며, 관전압 재현성 실험 결과 전체 50군데의 병원 합격률은 95.3%로 나타났고 관전류와 조사시간은 각각 77.0%의 합격률을 보였다. 조도는 86.0%의 합격률을 보였다. 반가층은 52.0%의 합격률을 보여 네 개의 실험 중 가장 낮은 합격률을 보였다. 중심선속 일치실험에서는 대체로 1.5° 이내로 중심선속이 일치하였으나 전체 50군데 중 30.0%가 중심선속이 3°이내로 벗어났다. 설문조사 결과로는 58.0%가 정도관리 주기에 대해 알고 있다고 답했으며, 50명 모두 현재 근무하는 병원에서 정도관리에 관한 교육을 받은 적이 없다고 답했다. 비교적 정도관리는 잘 이루어지 고 있었지만 가장 시급한 문제는 정도관리의 중요성에 관한 인식이다. 따라서 방사선 작업 종사자들에게 전문적으로 안전관리에 관한 교육과 정확한 방사선 정도관리를 시행한다면 방사선 작업 종사자와 환자에 대한 피폭을 줄일 수 있으며 또한 적은 선량으로 질 높은 영상을 만들 수 있을 것으로 사료된다.

With the expanded use of radiation in modern medical practices, the most important issue in regards to efforts to reduce individual exposure dose is quality assurance. Therefore in order to study the present condition of quality assurance, the Gwangju Metropolitan City area was divided into five districts each containing ten hospitals. Four experiments were conducted: a reproducibility experiment for kVp, mA, and examination time (sec) intensity of illumination; half-value layer (HVL) measurement; and beam perpendicularity test matching experiment. The tube voltage reproducibility experiment for all fifty hospitals resulted in a 95.33% passing rate and mA and examination time both resulted in a 77.0% passing rate. The passing rate for intensity of illumination was 86.0% and 52.0% for HVL, which was the lowest passing rate of all four factors. For the beam perpendicularity test matching experiment, generally the central flux is matched to within 1.5°. Of all fifty hospitals 30.0% were beyond 3°. The results of the survey showed that 58% responded that they knew about quality assurance cycle. All fifty respondents stated that they have not received any training in regards to quality assurance at their current place of employment. Although quality assurance is making relative progress, the most urgent issue is awareness of the importance of quality assurance. Therefore, the implementation of professional training focusing on safety management and accurate quality assurance of radiation will reduce the exposure to radiation for radiologists and patients and higher quality imaging using less dosage will also be possible.

방사선의 선질은 X선관의 target에 따라 결정된다. 유방검사의 경우 Molybdenum target을 사용하는데 22∼28 kV 범 위에서 평균 17.9∼19.5 keV의 Mo 특성에너지를 얻어 유방의 high contrast 영상을 얻을 수 있다. 따라서 본 연구에서 는 최근 대부분의 유방 검사장치에 이용되는 Mo/Mo 조합 유방장치의 미세병변 탐지능력을 측정하기 위하여 ALVIM TRM 팬텀을 이용하여 그 기초적인 실험으로 획득한 영상을 ROC(receiver operating characteristic) curve를 통해 분석 하였다. 유방의 평균 피사체 두께가 40 mm로 가정하고 kV와 mAs, 그리고 두께변화에 따른 질환 검출능력을 실험한 결과, kV 변화에서는 Speck과 Fiber의 병소 검출능력이 거의 차이를 보이지 않은 것으로 나타났으며, mAs와 피사체 두께 변화에서는 많은 차이를 보이는 것으로 나타났다. 즉, 유방의 피사체 평균두께인 약 40 mm에서는 관전압 변화가 병소의 검출능력에 많은 영향을 끼치지 않으므로 평균 두께의 피사체에서는 관전압을 높여서는 안된다.

Beam quality is determined according to Xray tube's target material. In a range of between 22 kVp and 28 kVp, molybdenum target generates the characteristics energy between the average 17.9 kVp and 19.5 kVp, which produces the high contrast image of the breast. In this study, we used the Mo/Mo combination breast device and ALVIM TRM phantom and measured the detection ability of the minute lesion in the breast imaging throughout analyzing ROC curves. Assuming that an average subject thickness of the breast is 40 mm, the detection ability was not dependent on the kVp changes in a while dependent on both the mAs and thickness change. We can assure that it is not needed to increase the kVp for the imaging of breast which thickness is within the mean range of 40 mm.