According to IAEA GSR Part.6, Decommissioning is carried out on the basis of planning and evaluation to ensure safety, protection of workers, public, and environment. Then, the decommissioning project of nuclear facility includes a radiation protection plan that reflects the regulatory requirements and international recommendations of each country and the internal regulations of the licensee. The scope of the radiation protection plan covers all radiation activities related to the dismantling and disposal of contaminated facilities subject to decommissioning. Radiation protection applications in the United States, a country with previous experience in decommissioning nuclear facilities, include 10 CFR 20 for NRC management facilities and 10 CFR 835 for facilities under DOE. In this study, we analyzed two cases of decommissioning plans to which NRC regulations are applied. In 1992, Yankee Atomic Electric Company (YAEC), the licensee of Yankee Nuclear Power Station (YNPS), notified NRC of the permanent shutdown of YNPS and submitted decommissioning plan accordingly. This decommissioning plan consists of a total of 9 chapters, and section 3.2 describes the radiation protection of decommissioning workers. The contents of the radiation protection program consist of 16 subsections. Another case is the decommissioning work plan of U.S. Navy Surface Ship Support Barge (SSSB), which used in Virginia to support the refueling of the U.S. Navy’s reactor vessel. This document was developed based on the NUREG-1757 and was revised in 2021 after receiving NRC comment. SSSB’s project radiation protection plan is described in appendix 1, and the contents consist of a total of 28 sections except for reference. In Korea, decommissioning plan is developed in accordance with “Standard Format and Content of the Decommissioning Plan for Nuclear Facilities”. According to this regulation, the radiation protection plan for licensing documents submitted at the time of application for approval of decommissioning execution shall describe the organization and functions for implementing of plan, methods, cycles and procedures for performing radiation protection and radiological monitoring. Also, the safety review guidelines of regulatory body also require radiation protection plans and procedures to ensure ALARA activities during decommissioning. In the case of the final decommissioning plan of Kori-1, which is currently submitted to regulatory body for licensing review, the decommissioning radiation protection plan is divided into 8 sections. Although the classification criteria for the radiation protection plan categories described above facilities are different, it could be seen that the following 7 contents are included in common: (a) ALARA application and organization for implementation, (b) Management of radiation control area, (c) Process of radiation work, (d) Radiation and contamination control, (e) Personnel radiation exposure monitoring, (f) Radioactive material management, (g) Radiation protection training.

To investigate the perceptions and attitudes of dental hygienists toward radiation safety management in Korea. A total of 800 dental hygienists were randomly selected for an anonymous survey, and 203 of them participated. The questionnaire items included the following: sex, career period, type of installed radiographic equipment, recognition of the diagnostic reference level (DRL), participation in radiation safety education, and attitudes toward radiation protection for both patients and dental hygienists. The participants were divided into two groups according to their years of experience (< 10 years versus ≥ 10 years). The difference between the groups was investigated according to frequency distribution. Fisher’s exact test or Pearson’s chi-square (χ2) test was used as appropriate. A regression analysis was performed to investigate the impact of wearing a thyroid collar for personnel protection during patient radiation exposure. The types of installed radiographic equipment included panoramic radiography (96.1%), cephalometric radiography (76.9%), intraoral radiography (72.9%), and cone-beam computed tomography (69.5%). Significant differences were observed in the learning pathway for the DRL (Fisher’s exact test, p < 0.05), satisfaction with radiation safety education (Pearson’s χ2 test = 5.3975, Pr = 0.02), and use of personnel radiation monitoring systems (Pearson’s χ2 test = 18.1233, Pr = 0.000) between the groups. Significant differences were also observed in personnel protection using a thyroid collar and patient protection during panoramic radiography (odds ratio = 14.2). Dental hygienists with more than 10 years of experience were more satisfied with radiation safety education and more interested in radiation monitoring. Considering career experience, customized, continuous, and effective radiation safety management education should be provided.

Free radicals originate due to the radiolysis of cytoplasmic water with low “Linear Energy Transfer” (LET) radiations. Naringenin (Ng) is a natural antioxidative compound found in citrus fruits. This study revealed that Naringenin (Ng) reduced the radiation damage of critical organs by scavenging oxidative free radicals. In the study, Ng was orally administrated to rats daily for 7 consecutive days, prior to whole body exposure to gamma-rays. The scavenging efficacy was evaluated biochemically by measuring the concentration of cytotoxic byproducts and the activity of enzymes relevant to oxidative free radicals, after extracting the organs from the exposed rat. We observed increased levels of malondialdehyde (MDA) concentration, and decrease in the activities of superoxide dismutase (SOD) and catalase (CAT) in the exposed control group. However, pretreatment with Ng significantly reduced the MDA concentration, and increased the activities of SOD and CAT, as compared to the control group, due to the free radical scavenging by Ng. The results indicate that Ng administration prior to irradiation could protect critical organs from radiation damage.

Differences between the principles for the radiological protection of man and the environment are compared. The derived levels of exposure for man and biota recommended by the international agencies with dose rates for chronic radiation producing effects

방사선 특히, 엑스선 또는 감마선으로부터 인체를 보호하기 위해 납(Pb)으로 된 보호 장구를 광범위하게 사용해왔다. 최근 납 중독 및 환경오염의 문제로 납을 대신하는 무연 방사선 차폐재의 개발이 활발히 이루 어지고 있다. 차폐재의 성능 확보를 위해서는 제작 및 평가의 순환 사이클을 반복하게 된다. 본 연구는 실제 무연 방사선 차폐소재의 제작에 앞서 차폐재의 성능을 몬테카를로 전산모사를 통해 확인함으로써 가능한 차폐소재의 조합을 연구하였다. 방사선 차폐소재의 평가에 사용되는 조건으로 엑스선관을 Geant4를 이용하여 전산모사하고 획득된 광자 스펙트럼을 이용하여 텅스텐과 비스무스의 조합에 따른 차폐소재의 성능을 평 가하였다. 차폐소재의 공극에 따른 성능 저하도 평가하였다. 방사선 차폐 소재 개발 시 공극률을 줄이는 것 이 중요한 인자라는 것을 알 수 있었다.

양방향 뇌혈관촬영기는 하나의 선원에서 방사선이 나오는 것이 아니라 정방향과 측방향에서 방사선 피폭이 이루어지기 때문에 방사선 관계종사자의 피폭이 더욱 많아질 수밖에 없다. 따라서 환자가 받는 선량도 중요하겠지만 시술을 시행하고 있는 방사선 관계종사자 역시 피폭선량을 줄일 수 있는 방법에 대해 많은 관심을 보이고 있다. 본 연구의 목적은 양방향 뇌혈관촬영기의 혈관검사 및 중재적방사선시술에 있어 X-선 관구에서 직접 조사되는 1차 방사선, 정방향 관구와 측방향 검출기사이에서 발생하는 1차 산란방사선, 상대적으로 적지만 촬영실 벽이나 바닥에서 반사되는 2차 산란방사선 발생을 간과하지 않을 수 없기에 기존의 일반적인 차폐방법인 천정형 차폐, 테이블형 차폐방법에서 보다 더 적극적인 차폐방법인 측방향 차폐체의 방어용구를 설치하여 시술자가 받는 직접방사선 및 산란방사선에 의한 피폭선량을 최대한 줄이고자 노력하였다. 그 결과 투시측정에서는 생식샘 약 3.64배, 갑상샘 약 3.13배, 눈 약 4.42배 정도 더 감소하였고, 디지털 감산 혈관조영측정에서는 생식샘 약 4.98배, 갑상샘 약 3.00배, 눈 약1.67배의 피폭선량 감소효과를 얻어내었다. 결론적으로 양방향 뇌혈관촬영기의 혈관검사 및 중재적방사선시술시 설치하였던 측방향 차폐체의 방어용구는 일반적인 차폐방법보다 시술자의 피폭선량을 감소시키는데 많은 효과를 주었다고 사료된다.

X선에 대한 피폭을 최소화 하려는 앞치마는 차폐 성능이 좋지 않으면 방사선 작업종사자나 환자에게 불필요한 피폭 을 줄 수 있으며 나아가 방사선 만성 장해를 유발시키기도 한다. 이를 방지하기 위하여 제조사에서는 0.25mm이상의 납 당량을 가진 앞치마을 제작한다. 본 논문에서는 앞치마을 제조사별, 납 당량별로 분류하여 차폐성능을 측정, 우수한 앞치마를 구비하는데 기초자료를 제공하고 성능 평가 방법의 접근을 용이하게 하고자 한다. 0.05mm의 Pb과 4개의 제조사(H, X, I, J)에서 제작된 앞치마을 3종류의 납 당량별(0.50mmPb, 0.35mmPb, 0.25mmPb)로 분류하고 Apron은 크게 Clavicle part, Chest part, Abdomen part, Pelvis part로 구분하여 투시촬영장 치를 이용, 방사선 투과율, 차폐율과 표준편차를 측정하였다. 0.5mmPb 앞치마의 방사선투과율과 차폐율을 측정한 결과 I사의 앞치마가 가장 우수한 97.96%의 차폐율을 보였으 며, J사의 앞치마는 96.25%의 차폐율을 보이며 가장 저조하였다. 0.35mmPb 앞치마의 경우 I사의 Apron이 96.79%의 가장 우수한 차폐율을 보였으며 A사의 앞치마는 가장 저조한 95.81%의 차폐율을 보였다. 0.25mmPb 앞치마의 경우 X사의 앞치마가 가장 우수한 90.91%의 차폐율을 보였으며 H사의 앞치마는 가장 저조한 88.82%의 차폐율을 나타냈 다. 또한 0.5mm 납을 함유한 앞치마의 차페율에 대한 표준편차는 X사(0.125)와 I사(0.190)가 가장 낮게 나타났고 J사 (0.447)가 가장 높게 나타났으며, 0.35mm 납을 함유한 앞치마는 I사(0.231)가 가장 낮았다. 0.25mm 납을 함유한 앞 치마는 X사(0.364)로 다른 제조업체의 앞치마보다 표준편차가 가장 작았다. 일정한 납 당량이 함유된 앞치마는 지금까지 방사선으로부터 피폭을 방지하는 보편적이며 일반적인 보호 장구이다. 그러므로 환자, 보호자 또는 방사선 관련 작업종사자는 방사선 피폭을 최대한 방지하기 위하여 양질의 앞치마를 사용 하여야 할 것이며 이러한 실험적인 방법을 통하여 객관적이며 현실적인 차폐율을 평가해야 할 것이다.