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기술논문 ICRP 103 방사선방호체계하에서유효선량평가를위한 Two-Dosimeter Algorithm 의적용방안 김희근, 공태영한국수력원자력 ( 주 ) 중앙연구원 2011 년 5 월 17 일접수 / 2011 년 7 월 19 일 1 차수정 / 2011 년 8 월 17 일 2 차수정 / 2011 년 8 월 18 일채택 국내원전에서는고방사선량율또는고피폭예상방사선작업에종사자의가슴과등에두개의개인선량계를패용하여피폭방사선량을평가하고있다. 이러한 Two-Dosimeter Algorithm (TDA) 으로현장시험과심층검토를통해 NCRP (55:50) TDA 를최적알고리즘으로최종적으로선정하였고, 2006 년이후원전종사자의피폭방사선량평가실무에적용중에있다. 한편, 2007 년국제방사선방호위원회 (ICRP) 는간행물 ICRP 103 을통해방사선가중계수및조직가중계수와기준인체모형팬텀 (Reference phantom) 등을일부변경한유효선량평가방법을제시하였다. 이에따라본논문에서는국내원전에서적용되고있는 NCRP (55:50) TDA 에대해 ICRP 103 방사선방호체계하에서의계속적용타당성을분석하였다. 그결과, NCRP (55:50) TDA 를계속사용하더라도 ICRP 103 의유효선량을신뢰성있게평가할수있는것으로판단되었다. 중심어 : Two-Dosimeter 알고리즘, 유효선량, NCRP(55:50) 알고리즘, ICRP 103 1. 서론 1) 국제방사선방호위원회 (International Commission on Radiological Protection: ICRP) 는방사선작업종사자의피폭방사선량평가를위한단위로서유효선량 (Effective dose) 을권고하고있다 [1,2]. 유효선량은방사선가중계수와신체각조직의가중계수를고려하여전신이받는피폭방사선량으로서방사선방호목적의단위이다. 피폭방사선량평가실무에서유효선량은실용량 (Operational quantity) 을이용하여측정하고있다 [3]. 국내기술기준에서제시하는실용량은심부선량 (Deep dose) H p (10) 으로서, 신체 10 mm 깊이에있는인체조직이받는피폭방사선량으로정의된다 [2,4]. 원전에서방사선작업종사자의심부선량은 10 mm 필터두께를갖고있는열형광선량계 (Thermoluminescent dosimeter: TLD) 를이용하여측정평가하고있다 [5,6]. 원전에서는방사선관리구역 (Radiation controlled area: RCA) 에출입하는방사선작업종사자에게 TLD 를지급하고월단위로판독하고있다 [7,8]. 이러한 TLD 는종사자에게 1 개를지급하며, 통상가슴부위에패용한다 [7,8]. 그런데원전의계획예방정비기간중에이루어지는증기발생기수실, 원자로냉각재펌프보수및가압기관련작업등은매우높은방사선량률을나타내는지역으로짧은시간동안작업에도불구하고높은방사선량을피폭받을가능성이있다 [9]. 교신저자 : 김희근, hkkim1@khnp.co.kr 대전시유성구장동 25-1 이때종사자가 TLD 를한개만패용하는경우입사방사선의방향과 TLD 패용위치가다르다면피폭방사선량이저평가될수있다 [2,9]. 이를방지하기위해높은피폭을받을것으로예상되는신체부위로이동하여 TLD 를패용하기도한다 [7,8]. 그런데이경우반대로피폭방사선량이고평가될가능성이있다 [9]. 이에따라, 국내원전에서는고방사선량율또는고피폭이예상되는방사선작업에는종사자의가슴과등에 TLD 를패용하여두개의선량계에의한종사자의피폭방사선량을정확하게평가하고있다 [9,10]. 국내원전에서과거에두개의 TLD 를이용하여피폭방사선량평가를수행하는경우두개 TLD 의선량값중에서최대선량을유효선량으로평가하였다 [9]. 그러나이러한최대선량평가방식의보수성을인식하고, 그후두개 TLD 의선량값의가중치를고려하는 Two-Dosimeter Algorithm (TDA) 을적용하였다 [9]. 국내원전에서는 2004-2005 년현장시험과심층검토를통해 NCRP (55:50) TDA 를최종적으로선정하였고, 2006 년이후원전의피폭방사선량평가실무에적용하고있다 [9,11]. 이러한 TDA 의적용으로방사선작업종사자의피폭방사선량을보다정확하게평가할수있게되었고, 방사선피폭평가의신뢰성은더욱증진되었다 [11,12]. 이러한 TDA 는 ICRP 26 에근거한유효선량당량 (Effective dose equivalent: EDE) 또는 ICRP 60 에서정의한유효선량 (Effective dose: E) 을보다정확하게평가할목적으로도출된것이다 [9]. 한편 2007 년발행된 ICRP 103 에서는방사선가중계수 (Radiation weighting factor, W R ), 조직 JOURNAL OF RADIATION PROTECTION, VOL.36 NO.3 SEPTEMBER 2011 154

가중계수 (Tissue weighting factor, W T ), 기준인체모형팬텀 (Reference phantom) 등의변경으로유효선량을평가하는개념이일부변경되었다 [2]. 이에따라국내원전에서적용중인 NCRP (55:50) TDA 에대해 ICRP 103 방사선방호체계하에서신뢰성있게계속적용할수있는지를검토해볼필요성이있다고판단되었다 [12,13]. 본논문은현재국내원전에서사용중인 NCRP (55:50) TDA 에대해 ICRP 103 방사선방호체계하에서계속적용타당성을분석하였다. 2. 재료및방법 한편 ICRP 는 2007 년 ICRP 60 을대체하여 ICRP 103 권고를발행하였다 [2]. ICRP 103 의피폭방사선량평가에서특징중에하나는방사선가중계수및조직가중계수와기준인체모형팬텀등을변경한것이다 [2]. 표 1 과 2 에 ICRP 103 조직가중계수와방사선가중계수를나타내었다. 한편 ICRP 103 에서는성인남성과여성에대해기준인체모형팬텀을이용하여유효선량을평균하여평가하도록권고하고있다. 남성의경우키 176 cm, 몸무게 73 kg, 여성의경우키 163 cm, 몸무게 60 kg 을기준인체모형팬텀의기준으로정하였다 [16]. 그림 1 에 ICRP 기준 Voxel 팬텀을나타내었다. 가. ICRP 방사선방호권고 ICRP 는 1990 년 ICRP 26 을대체하여 ICRP 60 방사선방호권고를발행하였다 [1]. ICRP 60 에서는선량한도를 5 년간 100 msv 로낮추었으며, 피폭방사선량평가의단위로유효선량을제시하였다 [1]. 한편국제원자력기구 (International Atomic Energy Agency: IAEA) 는 1996 년 ICRP 60 의방사선방호체계에근거하여방사선방호에관한기본안전기준 (Basic safety standard: BSS) 을개정하였다 [14]. 이에따라세계각국에서는 ICRP 60 과 BSS 를자국의원자력법에반영하는조치를취하였다. 국내에서도교육과학기술부와한국원자력안전기술원을중심으로 ICRP 60 의국내제도화를위한연구를시행하였고, 2003 년 1 월부터국내원자력법령에전면적으로반영하여시행중에있다 [15]. Table 1. Tissue Weighting Factors of ICRP 103. Tissues Bone marrow (red), Colon, Lung, Stomach, Breasts, Remainder * Gonads Bladder, Oesophagus, Liver, Thyroid Bone surfaces, Brain, Salivary glands, Skin Weighting factors 0.12 0.08 0.04 0.01 Sum 0.72 0.08 0.16 0.04 Total 1.0 * Remainder: adrenals, extrathoracic tissue, gall bladder, heart wall, kidneys, lymph nodes, muscle, oral mucosa, pancreas, prostate, small intestine, spleen, thymus, uterus/cervix Table 2. Radiation Weighting Factors of ICRP 103. Radiation type Weighting factors Photons 1 Electrons + and muons 1 Protons and charged pions 2 Alpha particles, fission fragments, heavy ions 20 Neutrons A contiuous function of neutron energy All values relate to the radiation incident on the body or, for internal radiation sources, emitted from the incorporated radionuclide(s). Fig. 1. Voxel phantoms (Rex and Regina) of ICRP 103. 나. 원전에서적용중인 Two-Dosimeter Algorithm 미국방사선방호위원회 (National Council on Radiation Protection and Measurements: NCRP) 는고피폭방사선환경에서적용가능한두종류의 TDA 를제시하였다 [17]. TDA 알고리즘 1 은가슴 ( 정면 ) 부위선량 (H P(10) front) 에 70% 의가중치를부여하고, 등 ( 뒷면 ) 부위선량 (H P (10) back ) 에 30% 의가중치를부여하여유효선량당량을계산하는방식이다. TDA 알고리즘 2 는가슴 ( 정면 ) 부위선량 (H P (10) front ) 에 55% 의가중치를부여하고, 등 ( 뒷면 ) 부위선량 (H P (10) back ) 에 50% 의가중치를부여하여유효선량당량을계산하는방식이다. 아래식 (1) 과식 (2) 에두종류의 TDA 를나타내었다. H E (estimate) = 0.70H P (10) front + 0.30H P (10) back (1) H E (estimate) = 0.55H P (10) front + 0.50H P (10) back (2) 이외에도미국원자력규제위원회 (United States Nuclear Regulatory Commission: US NRC) 와미국국립표준협회 (American National Standards Institute: ANSI) 에서도고피폭환경에서적용가능한 TDA 를제시하고있다 [9,11]. 또한캐나다원전에서는 ICRP 60 에근거하여통일된 TDA 를방사선관리실무에적용하고있는것으로조사되었다 [9,11]. 국내원전에서는현장시험과심층검토를통해식 (2) 에서 155 JOURNAL OF RADIATION PROTECTION, VOL.36 NO.3 SEPTEMBER 2011

제시한 NCRP (55:50) TDA 를최적알고리즘으로선정하였고, 2006 년이후적용중에있다 [9-12]. 다. ICRP 103 기반 Two-Dosimeter Algorithm Kim 등은가슴과등에패용한개인선량계의선량값을이용한 TDA 에대해 Monte Carlo dose calculation 을이용하여알고리즘을도출하였고, 지속적으로발전시켜왔다 [18]. 특히최근에는 ICRP 103 방사선방호체계하에서유효선량을적절하게평가할수있는 TDA 를제시하였다 [18]. 여기에따르면 ICRP 103 유효선량 (E(estimate)) 은다음과같이식 (3) 으로계산된다. E(estimate) = h(e)[ω R f +(1-ω) R b ] (3) 여기에서 h(e) 는기준인체모형팬텀, 방사선에너지및입 사방향등을고려한보정인자이며, R f 와 R b 는각각가슴과등부위가받는선량이며, ω 는입사방사선가중인자의 Trial set 이다 [18]. Kim 등은 ICRP 기준인체모형팬텀과직육면체 (Slab phantom) 팬텀을이용하여개인선량계를교정한경우 h(e) 를각각제시하고있다 [18]. 그런데, 원전에서는개인선량계를통상 PMMA (Poly methyl meta acrylate) 재질의직육면체팬텀을이용하여교정하고있다. Kim 등은직육면체팬텀의경우 0.08 MeV, 0.3 MeV, 1.0 MeV, 2.0 MeV 입사에너지에대해 h(e) 는각각 1.08, 1.04, 1.02, 0.99 임을제시하였다 [18]. 이경우 Kim 등은원전에서방사선작업종사자에게피폭을주는방사선의에너지는 0.3 MeV 부근이며, 따라서 h(e) 값으로 1.04 를채택한것으로판단된다. 이러한원전종사자에게피폭을주는입사에너지에근거한 h(e) 선정에대한내용은또다른논문에서확인이가능하다. 즉, 원전의 Table 3. TLD Readouts of Field Tests in 2004-2005 (Installation of a Steam Generator Nozzle Dam at Yonggwang NPPs Unit 4 During the Maintenance Period). Personal Name TLD Readout (msv) * ADR Readout (msv) Head Chest Back Head Chest Back A B C D E F G H I J K L M 4.25 2.60 2.41 3.57 2.19 1.93 2.34 1.82 2.02 2.96 1.57 1.80 2.62 1.75 1.81 1.52 1.50 3.68 2.13 2.07 3.69 2.25 3.02 2.24 1.86 1.97 4.47 2.85 2.65 2.68 4.02 2.87 4.03 2.23 2.53 2.26 2.56 2.28 3.36 2.25 1.97 1.93 2.94 1.99 2.68 1.79 1.87 1.77 1.61 1.73 4.03 2.99 2.57 2.37 4.16 2.75 3.65 2.18 2.42 2.30 2.42 2.17 2.21 * TLD: Thermoluminescent Dosimeter ADR: Auto Dosimetric Reader Table 4. Comparison of calculated EDE and E Based on the TLD Readouts of Field Tests in 2004-2005 (Installation of a Steam Generator Nozzle Dam at Yonggwang NPPs Unit 4 During the Maintenance Period). Personal Name TLD Readout (msv) Head Chest Back Maximum Dose EDE * or E (msv) NCRP(55:50) TDA(EDE) Kim TDA (2011) (E) A B C D E F G H I J K L M 4.25 2.60 2.41 3.57 2.19 1.93 2.34 1.82 2.02 2.96 1.57 1.80 2.62 1.75 1.81 1.52 1.50 3.68 2.13 2.07 3.69 2.25 3.02 2.24 1.86 1.97 4.25 2.41 3.69 2.19 2.34 1.86 2.02 3.47 2.50 2.11 3.35 2.12 2.95 1.96 1.96 1.77 1.81 3.38 2.43 2.07 1.84 3.24 2.89 1.92 1.92 1.72 1.76 * EDE: Effective Dose Equivalent E: Effective Dose based on ICRP 103 JOURNAL OF RADIATION PROTECTION, VOL.36 NO.3 SEPTEMBER 2011 156

Table 5. Comparison of calculated EDE and E Based on the TLD Readouts of Field Tests in 2006-2007 (Installation of a Steam Generator Nozzle Dam at Ulchin Units 1 & 2). Personal Name Chest TLD Readout (msv) Back NCRP(55:50) TDA(EDE) EDE * or E (msv) Kim TDA (2011) (E) a b c d e f g h i j k l m 4.68 2.39 2.80 2.49 2.60 1.01 3.15 3.77 2.84 0.96 4.93 4.51 2.01 5.94 2.92 3.59 3.22 3.63 1.35 4.21 5.16 1.21 6.89 6.08 2.93 5.54 2.77 3.34 2.98 3.25 1.23 3.84 4.65 3.32 1.13 6.16 5.52 2.57 5.40 3.24 2.90 3.14 1.19 3.72 4.50 3.23 1.10 5.95 5.34 2.48 * EDE: Effective Dose Equivalent E: Effective Dose based on ICRP 103 Table 6. Comparison of calculated EDE and E Based on the TLD Readouts of Field Tests in 2007 (UT Tests of Coolant Tube Nozzle at Wolsong Unit 1). Personal Name Chest TLD Readout (msv) Back NCRP(55:50) TDA(EDE) EDE * or E (msv) Kim TDA (2011) (E) 1 2 3 4 5 6 7 8 9 10 11 12 13 3.63 2.90 2.58 2.59 3.53 1.84 2.10 3.48 2.39 1.37 2.43 3.07 2.77 2.15 2.15 1.63 1.85 1.99 2.36 2.28 1.16 2.12 2.80 3.39 2.68 2.50 2.24 3.09 1.94 2.16 3.09 2.45 1.33 2.40 2.18 3.41 2.70 2.50 3.15 1.92 2.14 3.15 2.44 1.33 2.40 2.16 * EDE: Effective Dose Equivalent E: Effective Dose based on ICRP 103 경우다양한방사성핵종과고에너지가방출되고있으나, 방사선작업종사자에게방사선피폭을주는입사에너지는구조물등에의해감쇄되어 0.3 MeV 부근의고에너지방사선장 (High energy photon field) 형태로나타나고있다 [19]. 따라서 h(e) 값으로 1.04 를선정한것은적절하다고판단된다. 따라서 Kim TDA 는아래와같이식 (4) 로표현된다 [18]. E(estimate) = h(e)[ω R f +(1-ω) R b ] = 1.04(0.6R f +0.4R b ) = 0.62R f +0.42R b (4) 라. 원전현장시험과피폭방사선량 DB 국내원전에적용할최적의 TDA 선정을위해 2004 년및 2005 년에영광원전과울진원전에서현장시험을실시하였 다. 이과정에서가슴과등에패용한 TLD 의판독결과피폭방사선량에관한많은 DB 자료를축적하였다 [9]. 또한 2006 년국내원전에서의 NCRP (55:50) TDA 적용이후 DB 자료를구축하였다 [11]. 이들자료중 2004 년및 2005 년에수행된최적 TDA 선정을위한현장시험에서취득한선량에대한자료를표 3 에나타내었다 [9]. 또한이들두 TDA 를이용한유효선량계산결과를표 4 에나타내었다. 한편 2006 년 NCRP (55:50) TDA 의적용이후원전방사선작업중에높은피폭방사선량을받았던가슴과등부위열형선량계판독값을표 5 와 6 에나타내었다 [20]. 157 JOURNAL OF RADIATION PROTECTION, VOL.36 NO.3 SEPTEMBER 2011

3. 결과및토의 가. Two-Dosimeter Algorithm 의검토국내원전에서적용중인 NCRP (55:50) TDA 와 Kim TDA (2011) 는모두수치해석시뮬레이션과정을거쳐도출되었고, 두개의선량계를가슴과등에패용하는점이공통이라할수있다 [9,17,18]. 또한두개의선량값에적절한가중치를고려하여최종적인선량을계산하는것또한동일하다. 그런데최종적으로도출되는선량은 NCRP (55:50) TDA 의경우유효선량당량 (EDE) 이며, Kim TDA 의경우는 ICRP 103 에근거한유효선량 (E) 이다. ICRP 는 ICRP 26 의유효선량당량과 ICRP 60 의유효선량은약간의개념이바뀌었을뿐거의동일한것으로판단하고있다 [21]. 특히원전과같은고에너지광자방사선에의한방사선피폭이대부분인경우 TLD 를이용하여측정한 10 mm 개인선량당량 (Personal dose equivalent) 은유효선량과거의차이가없다고제시하고있다 [2,21]. 특히 2010 년 Kim 등은 NCRP (55:50) TDA 에근거하여도출된동일선량계산결과를이용하여 ICRP 26 의유효선량당량과 ICRP 60 에의한유효선량을정확하고신뢰성있게평가할수있는것으로제시하고있다 [9]. 그러나 10 mm 개인선량당량 (H p (10)) 과 ICRP 103 의유효선량 (E) 과의비교또는 ICRP 60 의유효선량과 ICRP 103 의유효선량을정량적으로비교한 ICRP 보고서는아직발간되지않고있다. 물론이들실용량과유효선량또는유효선량상호간의실질적인차이는거의없을것으로판단된다. 나. Two-Dosimeter Algorithm 의 ICRP 103 적용성평가 2004 년및 2005 년에수행된최적 TDA 선정을위한현장시험 DB 를이용하여, NCRP (55:50) TDA 에근거한 ICRP 26 의유효선량당량과 Kim TDA (2011) 에근거한 ICRP 103 유효선량을계산하였다. 그결과두 TDA 를이용한유효선량계산값의차이는 5% 미만으로거의유사하게나타났다. 이를표 4 에제시하였다. 한편 2006 년 NCRP (55:50) TDA 적용이후높은피폭방사선량을받았던방사선작업종사자의가슴과등부위열형광선량계판독값을이용하여, NCRP (55:50) TDA 와 Kim TDA (2011) 에근거한 ICRP 26 유효선량당량과 ICRP 103 유효선량을계산하였다. 그결과도 5% 이내로일치함을확인하였다. 이를표 5 와 6 에나타내었다. 특히 NCRP (55:50) TDA 에의한선량값은 Kim TDA (2011) 에비해약간의 ( 최대 5% 이내 ) 보수성을갖고있는것으로나타나피폭방사선량평가의신뢰성을보유하고있음을확인하였다. 여기에서하나특이한점은증기발생기수실과같이좁은밀폐공간에서이루어지는방사선작업의경우방사선작업종사자의동선에따라가슴또는등부위선량이높게나타났다 [9,11]. 즉, 방사선원이위쪽의 U-tube 에위치하고있어방사선흐름이위에서아래로형성되고증기발생기벽에의한산란방사선의영향으로작업종사자의작업동선에따라가슴또는등부위선량이임의적으로높게발생됨을확인하였다. 이에비해월성 1 호기냉각재모관비파괴검사와같이, 넓고개방된공간에서이루어지는작업은주로가슴부 위의선량이대부분높게나타났다. 이에따라 NCRP (55:50) TDA 와 Kim TDA (2011) 에의한유효선량계산값은미세한차이를보이는것으로확인되었다. 4. 결론 국내원전에서는고방사선량율또는고피폭예상방사선작업시에종사자의가슴과등부위에개인선량계를동시에패용하고있으며, 피폭방사선량을 NCRP (55:50) TDA 를적용하여신뢰성있게평가하고있다. 그런데 2007 년국제방사선방호위원회간행물인 ICRP 103 에서유효선량의개념이일부변경됨에따라, 현재국내원전에서적용중인 NCRP (55:50) TDA 에대해 ICRP 103 방사선방호체계하에서계속적용할수있는가를검토해보았다. 그결과 NCRP (55:50) TDA 에근거한유효선량당량과 Kim TDA (2011) 에근거한유효선량은큰차이를보이지않으며, 잘일치하는것으로나타났다. 따라서 NCRP (55:50) TDA 는 ICRP 103 방사선방호체계하에서계속적용가능한것으로판단되었다. 참고문헌 1. International Commission on Radiological Protection. 1990 Recommendations of the International Commission on Radiological Protection. ICRP Publication 60. Pergamon Press, 1991. 2. International Commission on Radiological Protection. The 2007 Recommendations of the International Commission on Radiological Protection. ICRP Publication 103. Pergamon Press, 2007. 3. International Commission on Radiation Units and Measurements. Quantities and Units in Radiation Protection Dosimetry. ICRU Report 51, 1993. 4. 교육과학기술부. 고시제 2008-48 호 : 판독업무등록기준및검사규정. 2008. 5. Panasonic Co. LTD. Panasonic Brochure; Thermoluminescent Dosimeter, 2008. 6. Harshaw Co. LTD. Harshaw Brochure; Thermoluminescent Dosimeter, 2008. 7. Institute of Nuclear Power Operations. Guidelines for Radiological Protection at Nuclear Power Stations. INPO 91-014(Revision 01), 1995. 8. World Association of Nuclear Operators. Guidelines for Radiological Protection at Nuclear Power Plants. WANO GL 2004-01, 2004. 9. Kim HG, Kong TY. Selection of the Most Appropriate Two-dosemeter Algorithm for Estimating Effective Dose Equivalent during Maintenance Periods in Korean Nuclear Power Plants. Radiat. Prot. Dosim. 2010;140(2):171-181. 10. Korea Hydro & Nuclear Power Co. LTD. Nuclear Power Plants Standard Procedure Measurement and JOURNAL OF RADIATION PROTECTION, VOL.36 NO.3 SEPTEMBER 2011 158

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