한국원자력환경공단은 처분시설 내 1단계 인수·저장구역의 인수검사 공간 및 드럼 취급 공간 부족에 대한 문제를 해결하기 위하여 방폐물검사건물을 건설하여 저장·처리능력을 확충할 예정이다. 본 연구에서는 MCNP 코드를 이용하여 방폐물검사 건물 내 저장구역에서 취급하는 해체 방사성폐기물 대상 신형처분용기를 대상으로 작업종사자의 피폭선량을 평가하였다. 평가결과, 시설 내 저장 가능한 최대 용기 개수(304개)와 방사선작업에 대한 연간 예상 작업시간(약 306시간)에 대하여 연간 집단선량은 총 84.8 man-mSv로 계산되었다. 시설 내 총 304개의 신형처분용기(소형/중형 타입)가 저장 완료된 시점에서 인수검사, 처분검사를 위한 작업종사자의 투입인력은 총 25명, 작업종사자 당 예상피폭선량은 연평균 3.39 mSv로 산출 되었다. 소형용기 취급 시 작업종사자의 고방사선량 작업에 따른 작업효율과 방사선적 안전성 확보를 위해서는 콘크리트 라이너의 두께를 증가시키는 추가적인 차폐가 필요할 것으로 평가되었다. 향후 본 연구를 바탕으로 실측기반의 해체폐기 물의 선원항과 특성을 활용하여 방사선작업 당 작업시간 및 투입인력을 산출함으로써 작업종사자의 최적의 방사선작업조건을 도출할 수 있을 것으로 사료된다.

원전 해체 공정 중 다량의 콘크리트 방사성 폐기물의 절단 과정에서 불가피하게 방사성 에어로졸이 생성된다. 방사성 에어 로졸은 인체 호흡기 흡착에 의한 내부피폭을 유발하기 때문에 작업자의 방사선 방호를 위한 내부피폭평가가 필수적으로 시행되어야 한다. 그러나 실제 작업환경의 에어로졸 특성값을 사용하기에는 선행 연구가 미비하며 콘크리트에 포함된 방사성 핵종의 수가 많기 때문에 정확한 작업자 내부피폭평가를 위해서는 상당한 시간과 인력이 필요하다. 따라서, 본 연구에서는 사전 연구된 콘크리트 에어로졸 특성값을 활용하여 원전 해체 전 절단 작업자의 내부 피폭량을 빠르게 예측할 수 있는 새로운 방법론을 제시하고자 한다. 본 연구팀은 콘크리트 절단 시 발생하는 사전 연구에서 발표된 에어로졸의 수농도 크기 분포데이터를 뉴턴-랩슨법을 이용하여 피폭평가 계산에 필요한 방사능중앙 공기중역학직경(Activity Median Aerodynamic Diameter)값으로 변환하였다. 또한 원전 정지 10년 후 비방사능 값을 ORIGEN code로 계산하였으며, 최종적으로 핵종별 예 탁유효선량을 IMBA 프로그램을 이용하여 계산하였다. 핵종별 예탁유효선량값을 비교한 결과 152Eu에 의한 최대 예탁유효선량은 전체 선량값의 83.09%를 차지하고, 152Eu를 포함한 상위 5개 원소(152Eu, 154Eu, 60Co, 239Pu, 55Fe)의 경우 최대 99.63%를 차지함을 확인하였다. 따라서 원전 해체 전 콘크리트의 구성 원소 중 상위 5개 주요 원소 측정을 먼저 시행한다면 더 빠르고 원활한 방사능 피폭관리 및 해체 작업 안전성 평가가 가능할 것으로 판단된다.

대한민국 첫 상업원전인 고리1호기는 40년간의 성공적인 운전을 끝내고 2017년 6월 18일 영구정지 되었다. 고리1호기는 본격적인 해체에 앞서 터빈건물에 폐기물처리시설 건설을 계획하고 있다. 각종 방사성폐기물은 폐기물처리시설에서 제염, 해체, 절단, 용융되어 자체처분 되거나 방사성폐기물 처분장으로 보내 진다. 해체폐기물 중 대형금속방사성폐기물은 주로 1차 계통측 기기들로 높은 방사능을 띄고 있어 해체활동 중 작업자의 피폭관리가 필요하다. 본 논문에서는 대형금속방사성폐기물 중 크기가 가장 크고 형상이 복잡한 증기발생기를 선정하여 RESRAD-RECYCLE 코드를 이용하여 작업자 피폭선량을 평가하고 저감화 방안을 수립 하고자 한다.

한국의 가장 오래된 상업 원전인 고리 1호기가 2017년에 해체가 이루어질 예정이다. 원전 해체 폐기물의 적절한 처리는 효율적인 원전해체에 있어 중요한 역할을 할 것이다. 특히, 저준위 또는 오염되지 않은 금속폐기물의 재활용은 폐기물 발생 저감은 물론 처분장의 공간을 절약하는데 기여할 것이다. 본 논문은 재활용 시스템의 개념설계와 정의된 업무 흐름에서 발생 하는 피폭 선량을 평가하는데 그 목적이 있다. 작업의 흐름과 운전 개념을 정립하기 위해 다양한 형태의 다이어그램을 설계 하였다. 선량평가에 필요한 시나리오는 개념설계를 기반으로 선정되었으며, RESRAD-RECYCLE을 이용하여 선량을 평가하였다. 이를 통하여, 결정적 시나리오 선별, 핵종 특성 및 핵종 분배가 선량에 미치는 영향을 분석하였다. 더 나아가, 선량분석은 피폭 시나리오에 대한 대체 방안 수립, 필요한 제염 및 방사선방어 프로세스 그리고 허용 방사능 검토의 정보를 제공 하는데 사용 될 수 있을 것이다.

Beam hardening artifact can be caused by metal material when performing PET exam. Therefore, we studied a solution decreasing artifact caused by metallic dental implant. The higher voltage, the lesser artifact in CT exam. But Higher voltage dosen't affect PET exam. The thicker silicon the lesser artifact in CT and PET exam. Both methods make less artifact in CT and PET exam. But considering safety of patient, the way of using silicon is better.

This study analyzed the total number of 19,636 patients and radiation technologists, 11,433 of male and 8,203 of female by examined body parts, age, types of detectors, the using contrast enhancement and working condition of the technologists, regular staffs or rotation-duty staffs, based on the K-DOS program distributed by FDA with the DLP value of diagnostic evaluation. The result shows that the effective radiation dose was 0.7mSv~41.7mSv for each region and male patients had more radiation exposure than females. And the amount of exposure was also affected by the types and the method of detectors. Furthermore, the regular staffs took the role of helping the patient to get reduced amount of radiation exposure than rotation duty-staffs. Computed tomography (CT) use has increased dramatically over the past several decades. In this reason, to support the patients and the workers’ health in the field, the hospitals should apply specialized regular working radiation technologist system and manufacturing companies of those CTs should develop low medical radiation exposure devices.

국제원자력기구 (IAEA)가 주관하는 EMRAS (Environmental Modeling for RAdiation Safety) 프로그램의 도시오염 평가분과에서 설계한 가상의 도심에서 방사능 분산장치의 폭발로 인한 피폭선량 결과비교에 국내모델 METRO-K의 계산결과가 참여하였다. 본 논문에서는 동 분과에서 수행된 수많은 계산결과 중에서 극히 일부분만을 집중적으로 논의하였다. 참가모델 (METRO-K, RESRAD-RDD, CPHR)이 수행한 예측결과의 차이는 다른 수학적 접근방식, 적용값, 평가자의 이해 등에 기인하였다. 비록 최종결과 (예로 영향을 주는 모든 오염표면으로부터 받게 되는 피폭선량률)는 유사할지 모르지만 오염표면 기여에 대한 이해등에 있어서는 큰 차이를 나타냈다. 이는 평가자가 경험한 사회적, 문화적 차이 뿐 아니라 방사능테러에 대한 정보와 이해 부족으로 판단된다. 따라서 이러한 정보가 부족한 상황에서는 평가자의 경험과 주관적 판단이 무엇보다 중요하다는 사실을 알 수 있었다. 방사능테러에 대한 약간의 추가적 정보를 획득할 수 있다면 METRO-K는 기존 모델을 확장하여 만일의 경우 도심에서 발생할 수 있을지 모르는 방사능테러에 따른 대응행위 결정지원에 충분히 활용할 수 있음을 EMRAS 프로그램을 통해 확인할 수 있었다.

The importance of managing the exposure to radiation for radiological technologist is becoming more conspicuous as modern medical care increases the number of hospital exams involving radiation and as work of radiological technologists expand and increase in areas using advanced medical equipment for diagnosis and treatment purposes involving radiation. Measurements for individual exposure dose to radiation can differ according to the equipment and facilities in the work environment and the average number of exposures an individual is involved in. Therefore, systematic and reasonable controls on the exposure dose to radiation can be attained from core data. Shallow dose/Deep dose measurements were taken according to the year of the measurement, the technologist’s occupation post, gender, department, and age over a five year period from January 1, 2003 to December 31, 2007 using a sample of radiological technologists from ten general hospitals throughout S. Korea. When comparing individual exposure dose of each radiological technologist, there was no significant difference in the mean exposure dose according to the year the measurement was taken (p>0.05). Mean exposure dose for Deep/Shallow according to gender showed that men received significantly higher exposure dose than women (p<0.001). Mean exposure dose for Deep/Shallow according to age showed an increase in exposure dose as age decreases, however, it was not statistically significant (p>0.05). According to occupation post, technologists working in nuclear medicine received significantly higher dose than other occupation posts (p<0.001). The results of individual exposure dose were under the dose limits in accordance to all nuclear regulations. Furthermore, since stochastic effects may occur with long-term exposure to low level radiation, individual exposure dose data was thoroughly managed and the principle of As Low as Reasonably Achievable (ALARA) was implemented when establishing the design of this study.