For the release of the nuclear power plant site after the decommissioning, a reliable exposure dose assessment considering the environmental impact of residual radionuclides is essentially required. In this study, the Derived Concentration Guideline Level (DCGL) for the hypothetically contaminated surface soil at the Wolsong nuclear power plant (NPP) unit 1 site was preliminarily calculated by using the RESRAD-OFFSITE computational code and compared with the other case studies. Moreover, radiation exposure dose for local residents and relevant exposure pathways were quantitatively analyzed based on the calculation model established through this work. For the target site modeling, the source term was determined by referring to the previous case studies regarding the nuclear power plant decommissioning, quantification analysis data of pressure tubes of Wolsong NPP unit 1, and radionuclide data estimated by using the MCNP/ORIGEN-2 code. In total, 14 different radioisotopes such as Ag-108m, C-14, Co-60, Cs-134/137, Fe-55, H-3, Nb-93m/94, Ni-63, Sb-125, Sn-121m, Sr-90, and Zr-93 were considered as target radionuclides. In addition, the geological structure model of the Wolsong NPP site was established based on the final safety analysis report of Wolsong NPP unit 1. The distribution coefficients (Kd) were taken from the JAEA-SDB to estimate the migration/retardation behavior of various radionuclides under the groundwater condition of the Wolsong NPP site. In the present work, the DCGL values were calculated according to the site release criterion of 0.1 mSv/yr, which indicates the radiation protection standard for the site release. Moreover, the exposure pathway and sensitivity analyses were conducted to assess the sensitive input parameters remarkably influencing the calculation result. For the evaluation of exposure dose for local residents, a site layout centered around Wolsong NPP unit 4, located in the closest proximity to the residents’ habitation area, was alternatively established and all potential exposure pathways were considered as a comprehensive resident farmer scenario. The results obtained from this study are expected to serve as a preliminary case study for the DCGL values regarding the surface soil at the Wolsong NPP unit 1 site and for evaluating the radiation exposure dose to local residents resulting from the residual radioactivity at the site after the decommissioning.

Decommissioning of nuclear power plants generates a large amount of radioactive waste in a short period. Moreover, Radioactive waste has various forms including a large volumes of metal, concrete, and solid waste. The disposal of decommissioning waste using 200 L drums is inefficient in terms of economics, work efficiency, and radiation safety. Therefore, The Korea Radioactive Waste Agency is developing large containers for the packaging, transportation, and disposal of decommissioning waste. Assessing disposability considering the characteristics of the radioactive waste and facility, convenience of operation, and safety of workers is necessary. In this study, the exposure dose rate of workers during the disposal of new containers was evaluated using Monte Carlo N-Particle Transport code. Six normal and four abnormal scenarios were derived for the assessment of the dose rate in a near surface disposal facility operation. The results showed that the calculated dose rates in all normal scenarios were lower than the direct exposure dose limitation of workers in the safety analysis report. In abnormal scenarios, the work hours with dose rates below 20 mSv·y−1 were calculated. The results of this study will be useful in establishing the optimal radiation work conditions.

This study evaluates the radioactivity of concrete waste that occurs due to large amounts of decommissioned nuclear wastes and then determines the surface dose rate when the waste is packaged in a disposal container. The radiation assessment was conducted under the presumption that impurities included in the bio-shielded concrete contain the highest amount of radioactivity among all the concrete wastes. Neutron flux was applied using the simplified model approach in a sample containing the most Co and Eu impurities, and a maximum of 9.8×104 Bq·g−1 60Co and 2.63×105 Bq·g−1 152Eu was determined. Subsequently, the surface dose rate of the container was measured assuming that the bio-shield concrete waste would be packaged in a newly developed disposal container. Results showed that most of the concrete wastes with a depth of 20 cm or higher from the concrete surface was found to have less than 1.8 mSv·hr−1 in the surface dose of the new-type disposal container. Hence, when bio-shielded concrete wastes, having the highest radioactivity, is disposed in the new disposal container, it satisfies the limit of the surface dose rate (i.e., 2 mSv·hr−1) as per global standards.

The purpose of this study was to minimize of entrance surface dose (ESD) at the eye using high kVp technique in the computed radiography. We used REX-650R (Listem, Korea) general X-ray unit, and external detector with ESD dosimeter of Piranha 657 (RTI Electronics, Sweden). We used head of the whole body phantom. The total 64 images of X-ray anterior-posterior of skull were acquired using the film/screen (F/S) method and the digital of computed radiography method. The three radiology professor of more 10 years of clinical career evaluated a X-rays images in the same space by 5-point scale. The external detector was performed measurement of ESD of three times by same condition on the eye of the head phantom. The good image quality in the F/S method (90 kVp, 2.5 mAs) showed at the minimized ESD of 0.310 ± 0.001 mGy. the good image quality in the computed radiography method (90 kVp, 2.0 mAs) showed at the minimized ESD of 0.180 ± 0.002 mGy (P = 0.002). Finally the radiation dose could reduced about 50% in the computed radiography method more than the F/S method. In addition the eye entrance surface dose using high kVp technique with the computed radiography was reduced 92% more than conventional technique (F/S method).

환자 피폭선량 관리에 입사표면선량(ESD, entrance surface dose)이 국내외적으로 진단참고준위(국내 흉부 촬영 340 μGy)로 사용되고 있지만, ESD측정을 위해서는 선량계가 필요하다. 하지만 대부분 병의원에서는 선량계가 구비되어 있지 않고 정기검사 시 전문 업체 측정에 의해 확인할 수 있다. 따라서 본 연구에서는 흉부 디지털촬영에서 사용자가 쉽게 ESD를 예측할 수 있는 방법에 대해 알아보았다. 흉부 디지털촬영에서 평판형 디텍터(FP, Flat-panel detector)와 IP (Imaging plate detector)를 대상으로 하였고, ESD는 선량계(XI-Plat inum, Unfors, Sweden)를 흉부 팬텀(07-646 Duke QC chest phantom, Supertech, Elkhart, USA)의 중앙 표면에 부착시킨 후, 튜브와 디텍터를 180㎝ 거리를 유지시켜 각 노출조건 조합(관전압과 노출선량)에서 3회 반복 측정한 후 평균값을 얻었다. 흉부 팬텀 영상의 다이콤 헤더 정보에서 FP영상은 선량면적곱(DAP, dose-area product)을 확인하였고, IP영상에서는 노출 지수(EI, exposure index)를 확인하였다. 단순선형회귀분석을 통해 FP촬영에서 DAP로부터, IP촬영에서 EI로부터 ESD를 예측할 수 있는 회귀방정식(y=α+βX, α=직선의 절편, β=직선의 기울기)을 구하였다. FP가 IP 보다 유의하게 낮은 선량을 보였고(85.7 μGy vs. 124.6 μGy, p=0.01 7), 두 디텍터 모두 ESD와 화질 간에 높은 양의 상관성을 보였다. FP에서 수정된 R 제곱(adjusted R2)은 0.9 78로 ESD의 변동은 DAP 변동에 의해 97.8%의 높은 설명력을 보였다. 단순 회귀식은 ESD=0.407+68.810×D AP 이었다. 위의 회귀식을 이용하여 국내 권고선량(340 μGy)과 같은 DAP를 추정한 결과(DAP=0.021+0.014 ×340 μGy), DAP는 4.781 이었다. IP에서 수정된 R 제곱(adjusted R2)은 0.645로 ESD의 변동은 EI 변동에 의 해 64.5%의 설명력을 보였다. 단순 회귀식은 ESD=-63.339+0.188×EI 이었다. 위의 회귀식을 이용하여 국내 권고선량(340 μGy)과 같은 EI를 추정한 결과(EI=565.431+3.481×340 μGy), EI는 1748.97 이었다. 흉부 디지털 촬영에서는 팍스 워크스테이션 영상의 다이콤 헤더 정보에서 ESD를 사용자가 쉽게 예측할 수 있다.

혈관 질환을 검사하기 위한 방법으로 방사선 장비를 이용한 검사들이 주를 이루기 때문에 본 연구를 통 해 뇌혈관 질환 검사에 있어 혈관 질환 검사에 사용되는 뇌혈관 조영술과 뇌혈관 전산화단층촬영검사의 입사표면선량(ESD; Entrance Surface Dose)을 비교 분석하여 뇌혈관 질환 검사 시 사용된 선량 결과에 따른 최적의 검사 방법 선택 유도 및 선량 저감화 방안에 대해 알아보고자 하였으며, 조영제 사용량을 측정 및 평가하여 조영제로 인한 부작용 발생 우려 시 권장 할 수 있는 검사선택 방법에 대해 알아보고자 연구를 진행하게 되었다. 대상으로는 2018년 6월부터 2018년 12월까지 여수지역 병원에서 뇌혈관 전산화 단층 촬영 검사를 시행한 70명 (남43, 여27)과 2018년 6월부터 2018년 11월까지 평택지역 병원에서 뇌혈관 조영술을 시행한 61 (남34, 여27)명을 대상으로 하였고, 분석 방법으로는 입사표면선량 데이터 값을 M-view와 PA CS PLUS를 통해 후향적으로 획득하였으며 조영제 측정은 실제 사용된 량을 측정하는 방법으로 진행하였 다. SPSS를 이용한 T-검정 분석결과 뇌혈관 조영술의 선량이 245.74±71.91 mGy로 전산화 단층 촬영검사의 선량 277.79±79.65 mGy보다 32.05±7.74 mGy만큼 낮았으며 t=3.249, p=0.017로 통계적으로 유의했고(p<0.05) 조영제 총 사용량 비교 분석 결과에선 뇌혈관 조영술 시 사용된 평균 조영제 사용량이 55.05±17.68 ml로 전산화 단층 촬영 검사에서 사용된 70 ml의 조영제 양보다 약 14.95 ml만큼 적었으며 t=-4.548, p<0.001로 통계적으로 유의했다. 결론적으로 뇌혈관 조영술의 선량이 전산화 단층 촬영검사보다 통계적으로 유의하게 낮았고, 조영제 사용량 또한 전산화 단층 촬영검사보다 유의할 만큼 적었으므로 뇌혈관 질환 검사에 있어 뇌혈관 조영술의 활용을 늘리는 방안이 피폭선량 저감화를 위한 방법임과 동시에 조영제 사용량을 감소시 킬 수 있는 방안이라 생각된다.

뇌신경계 인터벤션 시술은 장시간의 시술로 인해 피부의 수포, 탈모, 홍반 등의 방사선 피폭으로 인한 위해가 빈번히 보고되고 있다. 인체공학적으로 제작된 Bismuth (원자번호 83;Bi) 차폐체를 뇌혈관계 인터벤션 시술에 적용함으로써 의료방사선 피폭으로부터 두피 및 수정체의 방사선 피폭을 최소화하고자 하였다. 측정 부위는 4부위로 후두부(9 points), 양쪽 측두부(12 points), 양쪽 수정체부(6 points), 코 끝부(6 points)이며, 측정 소자는 광자극 형광 선량계(Optically Stimulated Luminescence Dosimeter: OSLD)를 각 지점(points)에 측 정기를 부착 후 자체 제작된 Bismuth차폐 기구를 사용 전(A그룹)과 후(B그룹)를 측정한 후 피부표면선량(en trance surface dose)을 비교 분석하였다. A 그룹(Bismuth unshield)과 B 그룹(Bismuth shield)의 피부선량 평균은 A 그룹은 92.44 mGy였고, B 그룹 은 67.55 mGy로 측정되었다. A 그룹에 비해 B 그룹에서 평균 26.92% 감소되었다. 후두부의 피부선량 평균은 A 그룹(9 point)은 146.08 mGy, B 그룹(9 point)은 103.23 mGy로 측정되었고 A 그룹에 비해 B 그룹에서 평균 29.32 % 감소하였다. 측두부의 피부선량 평균은 A 그룹(6 point)은 101.90 mGy, B 그룹(6 point)은 72.69 mGy로 측정되었고 A 그룹에 비해 B 그룹에서 평균 28.67% 감소하였다. 수정체부의 피부선량 평균은 A 그룹(3 point)은 27.51 mGy, B 그룹(3 point)은 21.39 mGy로 측정되었고 A 그룹에 비해 B 그룹에서 평균 22.26% 감소하였다. Bismuth 차폐체의 사용은 뇌혈관 중재적 시술 후 나타날 수 있는 일시적 탈모 및 기타 확률적 영향에 따른 방사선 장해를 감소시킬 수 있는 대안이 될 것으로 사료된다.

방사선 치료 시 환자는 부득이하게 산란선과 누설선에 의한 2차 방사선 피폭을 받게 된다. 진단용 방사선의 경우 진단참조준위로 환자의 피폭을 줄이기 위한 가이드라인을 제시하고 있지만 치료용 방사선의 경우 2차 방사선에 의한 피폭선량이 상당함에도 불구하고 상한치 설정 시 치료 효과의 저감을 이유로 선량을 제한하지 않고 있다. 이에 본 연구는 선형가속기를 이용한 방사선 치료 시 원거리 조직에서 환자가 받을 수 있는 2차 방사선을 형광유리선량계로 측정하였으며 형광유리선량계의 빌드업 특성에 따른 형광량의 포화도를 측정하였다. 연구 결과 조사야 경계로부터 거리가 멀어질수록 피폭선량은 급격히 줄어들었으며, 두부 1 Gy 조사 시 경부 18.45 mGy, 경부 1 Gy 조사 시 두부 15.55 mGy, 흉부 1 Gy 조사 시 경부 14.26 mGy, 골반 1 Gy 조사 시 흉부 1.14 mGy로 피폭되었다. 형광량의 포화도는 판독시점에 따라 1.8 ~ 4.8% 정도 과대평가 될 수 있음을 확인하였다.

방사선 방호의 목적 중 하나는 확률적 영향을 최소화 하는 것이다. PCXMC 2.0은 몬테카를로 시뮬레이션 기반의 프로그램으로 입사표면선량을 통해 유효선량과 암의 발병확률을 예측가능하게 해준다. 그렇기 때문에 선량계에 따른 입사표면선량 측정이 특히 중요하다. 본 연구는 반도체 선량계, 일반 선량계, 유리선량계를 통해 입사표면선량을 측정하고 그에 따른 결정 장기의 유효선량과 발병 확률을 비교분석 하는 것에 목적을 두었다. 실험방법은 두개부, 흉부, 복부의 선량계 별 입사표면선량을 측정하고 PCXMC 2.0을 통해 부위 별 결정 장기의 유효선량과 암의 발병 확률을 평가하였다. 그 결과 부위 별 입사표면선량은 동일한 조건임에도 일반 선량계, 반도체 선량계, 유리 선량계 순으로 차이가 났다. 이를 토대로 유효선량과 결정 장기의 암 발병 확률을 분석한 결과 또한 일반 선량계, 반도체 선량계, 유리 선량계 순으로 차이가 났다. 결론적으로 동일한 조건임에도 사용한 선량계에 따라 유효선량과 발병 위험도는 다르게 나타났음을 알 수 있었고, 본 연구를 통해 각각의 선량계에 따른 정확한 입사표면선량 모델을 제시하는 것이 중요하다는 것을 알 수 있었다.

이 연구의 목적은 일반방사선촬영에서 입사표면선량에 대하여 나노도트선량계의 측정값과 Non Dosimeter Dosimetry-Method(NDD-M)의 계산값과 비교 평가하는 데 있다. 입사표면선량들의 측정과 계산은 두부(AP), 복부 (AP), 골반(AP), 흉추(AP)와 요추(AP)에 대하여 수행하였다. 결과로서, 계산값에 대한 측정값의 상대비들은 각 부위 에 대하여 1.5-2.1을 얻었다. 재현성은 변동계수로서 0.035를 얻었다.

본 연구는 방사선 치료실 벽면 거리에 따른 표층선량과 심부선량에 관하여 알아보고자 한다. 선형가속기에서 발생 하는 고에너지 광자선은 치료기 헤드, 콜리메이터, 환자, 치료실내의 모든 벽과 물질들에 의하여 많은 산란선이 발생된 다. 산란선의 측정은 열형광선량계(TLD)를 사용하였다. 선형가속기의 회전중심으로부터 벽까지의 거리는 236, 272, 303과 337 cm로 측정되었다. 6 MV 광자선을 100 cGy와 200 cGy를 조사한 결과 벽까지의 거리가 짧은 236 cm에서 표층선량은 0.49, 0.83 mSv이고, 272 cm에서는 0.41, 0.53 mSv, 303 cm에서는 0.28, 0.57 mSv, 337 cm에서는 0.33, 0.76 mSv로 각각 나타났다. 치료실 벽의 거리에 따라 표층선량은 현저한 차이를 나타내었다. 이러한 결과는 방 사선 치료환자의 확률적영향과 관련하여 유용한 자료로 활용될 것이다.