2012년에 시행된 생활주변방사선안전관리법의 주요내용 중 하나는 원료물질, 공정부산물 및 가공제품에 함유된 천연방사성핵종에서 방출되는 방사선으로부터 종사자를 보호하기 위해 필요한 조치를 하도록 함으로써 근로자의 안전성을 확보하는 것이다. 국내의 인광석 관련 산업장에서는 천연방사성핵종을 함유한 물질을 다량으로 취급하고 있으므로, 상기 물질에서 발생하는 입자의 호흡에 의한 내부피폭이 종사자 및 인근 주민의 피폭선량에 크게 기여할 수 있다. 공기 ...
2012년에 시행된 생활주변방사선안전관리법의 주요내용 중 하나는 원료물질, 공정부산물 및 가공제품에 함유된 천연방사성핵종에서 방출되는 방사선으로부터 종사자를 보호하기 위해 필요한 조치를 하도록 함으로써 근로자의 안전성을 확보하는 것이다. 국내의 인광석 관련 산업장에서는 천연방사성핵종을 함유한 물질을 다량으로 취급하고 있으므로, 상기 물질에서 발생하는 입자의 호흡에 의한 내부피폭이 종사자 및 인근 주민의 피폭선량에 크게 기여할 수 있다. 공기 중 입자의 흡입으로 인한 연간 피폭선량은 방사선량 환산인자를 이용하여 평가할 수 있다. 국제방사선방호위원회(ICRP)에서는 일부 핵종에 대하여 입자 특성에 따른 기본값을 적용한 방사선량 환산인자를 제공하고 있다. 하지만 국제방사선방호위원회(ICRP)에서는 입자 특성에 따른 기본값을 적용한 선량환산인자를 사용할 경우 선량평가 결과가 실제보다 크게 다를 수 있기 때문에, 현장에서 실측한 입자의 특성을 이용하여 방사선량을 평가할 것을 권고하고 있다. 따라서 신뢰할 만한 종사자의 내부피폭 선량평가를 하기 위해서는 해당 시설에서 발생하는 입자의 특성에 대한 실측값을 적용한 방사선량 환산인자 도출이 수반되어야 한다. 따라서 본 연구의 최종 목표는 국내 인광석 취급시설에서 발생하는 입자의 특성을 적용하여 입자 흡입에 의한 종사자의 내부피폭 방사선량을 평가하는 것이다. 상기 목표를 달성하기 위하여 (1)입자 특성에 따른 천연방사성핵종의 선량환산인자 도출 및 장기선량 평가, (2)인광석 관련 시설에서 발생하는 입자의 특성 조사, 마지막으로 (3)입자의 특성 정보를 이용한 종사자의 피폭선량 평가를 수행하였다. 선량환산인자를 도출하기위해 입자 흡입에의한 내부피폭선량에 최종적으로 영향을 미치는 주요 핵종을 선정하였다. 핵종 선정에는 선량평가프로그램을 이용하였으며, 선정된 핵종은 우라늄계열 핵종 중 U-238, U-234, Th-230, Ra-226, Pb-210, Po-210, 토륨계열 핵종 중 Th-232, Ra-228, Th-228, Ra-224, 그리고 K-40 핵종이다. 선정된 핵종에 대하여 현실성을 고려한 다양한 범위의 공기 중 입자의 특성에 따른 선량환산인자를 도출하였다. 입자의 흡입에 의한 내부피폭선량은 선량환산인자, 입자의 방사능 농도, 공기 중 입자의 농도, 호흡률, 연간 노출(작업)시간 등을 고려하여 평가 할 수 있다. 본 연구에서는 천연방사성핵종을 함유한 물질을 다량으로 취급하는 국내의 인광석 취급 시설의 종사자를 대상으로 선량평가를 수행하였다. 상기 시설에서의 작업공정, 근무형태 등의 분석을 통하여 종사자의 주요 피폭 장소를 선정하였다. 선량환산인자는 피폭선량에 기여하는 핵종에 대하여 관련 시설의 주요 공정에서 실측된 입자 특성값을 적용하여 계산되었다. 입자의 방사능 농도는 감마분광법을 이용하여 분석하였다. 공기 중 입자의 농도 분석은 앞서 선정한 주요 피폭 장소에서 다단계입자채집기를 사용하여 수집한 결과를 이용하였다. 호흡률의 경우에는 국제방사선방호위원회(ICRP)에서 제시하는 가벼운작업(light work)자의 호흡률을 이용하였다. 본 연구에서는 입자 내에 존재하는 핵종의 용해도를 알 수 없으므로 문헌조사를 통해 인광석 산업체에서 실측된 입자의 흡수형태를 고려하여 선량평가를 실시하였다. 종사자의 내부피폭선량은 전체적으로 인광석 창고, 인광석 선별기, 염화칼륨 창고, 비료 선별기, 비료 제립기, 석고 적치장, 비료 제어실 순으로 높게 나타났다. 인광석 창고에서의 방사선량률은 최소 0.10 μSv/h에서 최대 0.96 μSv/h로 나타났다. 상기 지역에서의 방사선량률은 타 지역보다 높게 나타났는데, 이는 창고의 경우 불도저 작업으로 공기 중 입자의 농도가 타 지역보다 수 십 배 이상 높기 때문이다. 같은 창고의 경우에도 나우르, 모로코, 귀주 순으로 피폭선량이 높게 나타났는데, 이는 분진 내 함유된 핵종 별 방사능 농도 때문이다. 석고 적치장에서의 방사선량률은 최소 0.001 μSv/h에서 최대 0.003 μSv/h로 낮게 나타났다. 상기 지역은 타 지역과 달리 야외에 위치하며, 적치된 인산석고는 분진의 발생을 막기 위해 옆쪽으로는 덮개를 사용하고 있었고, 적치장 주위에서 주기적으로 살수하여 분진의 발생을 감소시키기 위한 시스템을 구축하고 있었다. 비료 제어실에서의 방사선량률은 최소 0.0005 μSv/h에서 최대 0.001 μSv/h로 가장 낮게 나타났다. 상기 지역은 비료 제립기 인근에 위치하지만 제립기에서 발생하는 입자의 유입을 막기 위한 시설이 설비되어 있으며 다수의 환기시설이 마련되어 있었다. 현장 방문 당시 상기 시설의 종사자는 근무 시 방진마스크를 착용하고 있었으나, 보수적인 선량평가를 위해 본 연구에서는 방진마스크를 착용하지 않는다고 가정하여 선량평가를 실시하였다. 상기 시설 중 특히 창고의 경우에는 종사자의 안정성 확보를 위해 환기시설 설치, 종사자의 입자에 직접 노출 금지, 혹은 방진마스크 착용의 의무화 같은 종사자 안전대책이 필요할 것으로 사료된다.
2012년에 시행된 생활주변방사선안전관리법의 주요내용 중 하나는 원료물질, 공정부산물 및 가공제품에 함유된 천연방사성핵종에서 방출되는 방사선으로부터 종사자를 보호하기 위해 필요한 조치를 하도록 함으로써 근로자의 안전성을 확보하는 것이다. 국내의 인광석 관련 산업장에서는 천연방사성핵종을 함유한 물질을 다량으로 취급하고 있으므로, 상기 물질에서 발생하는 입자의 호흡에 의한 내부피폭이 종사자 및 인근 주민의 피폭선량에 크게 기여할 수 있다. 공기 중 입자의 흡입으로 인한 연간 피폭선량은 방사선량 환산인자를 이용하여 평가할 수 있다. 국제방사선방호위원회(ICRP)에서는 일부 핵종에 대하여 입자 특성에 따른 기본값을 적용한 방사선량 환산인자를 제공하고 있다. 하지만 국제방사선방호위원회(ICRP)에서는 입자 특성에 따른 기본값을 적용한 선량환산인자를 사용할 경우 선량평가 결과가 실제보다 크게 다를 수 있기 때문에, 현장에서 실측한 입자의 특성을 이용하여 방사선량을 평가할 것을 권고하고 있다. 따라서 신뢰할 만한 종사자의 내부피폭 선량평가를 하기 위해서는 해당 시설에서 발생하는 입자의 특성에 대한 실측값을 적용한 방사선량 환산인자 도출이 수반되어야 한다. 따라서 본 연구의 최종 목표는 국내 인광석 취급시설에서 발생하는 입자의 특성을 적용하여 입자 흡입에 의한 종사자의 내부피폭 방사선량을 평가하는 것이다. 상기 목표를 달성하기 위하여 (1)입자 특성에 따른 천연방사성핵종의 선량환산인자 도출 및 장기선량 평가, (2)인광석 관련 시설에서 발생하는 입자의 특성 조사, 마지막으로 (3)입자의 특성 정보를 이용한 종사자의 피폭선량 평가를 수행하였다. 선량환산인자를 도출하기위해 입자 흡입에의한 내부피폭선량에 최종적으로 영향을 미치는 주요 핵종을 선정하였다. 핵종 선정에는 선량평가프로그램을 이용하였으며, 선정된 핵종은 우라늄계열 핵종 중 U-238, U-234, Th-230, Ra-226, Pb-210, Po-210, 토륨계열 핵종 중 Th-232, Ra-228, Th-228, Ra-224, 그리고 K-40 핵종이다. 선정된 핵종에 대하여 현실성을 고려한 다양한 범위의 공기 중 입자의 특성에 따른 선량환산인자를 도출하였다. 입자의 흡입에 의한 내부피폭선량은 선량환산인자, 입자의 방사능 농도, 공기 중 입자의 농도, 호흡률, 연간 노출(작업)시간 등을 고려하여 평가 할 수 있다. 본 연구에서는 천연방사성핵종을 함유한 물질을 다량으로 취급하는 국내의 인광석 취급 시설의 종사자를 대상으로 선량평가를 수행하였다. 상기 시설에서의 작업공정, 근무형태 등의 분석을 통하여 종사자의 주요 피폭 장소를 선정하였다. 선량환산인자는 피폭선량에 기여하는 핵종에 대하여 관련 시설의 주요 공정에서 실측된 입자 특성값을 적용하여 계산되었다. 입자의 방사능 농도는 감마분광법을 이용하여 분석하였다. 공기 중 입자의 농도 분석은 앞서 선정한 주요 피폭 장소에서 다단계입자채집기를 사용하여 수집한 결과를 이용하였다. 호흡률의 경우에는 국제방사선방호위원회(ICRP)에서 제시하는 가벼운작업(light work)자의 호흡률을 이용하였다. 본 연구에서는 입자 내에 존재하는 핵종의 용해도를 알 수 없으므로 문헌조사를 통해 인광석 산업체에서 실측된 입자의 흡수형태를 고려하여 선량평가를 실시하였다. 종사자의 내부피폭선량은 전체적으로 인광석 창고, 인광석 선별기, 염화칼륨 창고, 비료 선별기, 비료 제립기, 석고 적치장, 비료 제어실 순으로 높게 나타났다. 인광석 창고에서의 방사선량률은 최소 0.10 μSv/h에서 최대 0.96 μSv/h로 나타났다. 상기 지역에서의 방사선량률은 타 지역보다 높게 나타났는데, 이는 창고의 경우 불도저 작업으로 공기 중 입자의 농도가 타 지역보다 수 십 배 이상 높기 때문이다. 같은 창고의 경우에도 나우르, 모로코, 귀주 순으로 피폭선량이 높게 나타났는데, 이는 분진 내 함유된 핵종 별 방사능 농도 때문이다. 석고 적치장에서의 방사선량률은 최소 0.001 μSv/h에서 최대 0.003 μSv/h로 낮게 나타났다. 상기 지역은 타 지역과 달리 야외에 위치하며, 적치된 인산석고는 분진의 발생을 막기 위해 옆쪽으로는 덮개를 사용하고 있었고, 적치장 주위에서 주기적으로 살수하여 분진의 발생을 감소시키기 위한 시스템을 구축하고 있었다. 비료 제어실에서의 방사선량률은 최소 0.0005 μSv/h에서 최대 0.001 μSv/h로 가장 낮게 나타났다. 상기 지역은 비료 제립기 인근에 위치하지만 제립기에서 발생하는 입자의 유입을 막기 위한 시설이 설비되어 있으며 다수의 환기시설이 마련되어 있었다. 현장 방문 당시 상기 시설의 종사자는 근무 시 방진마스크를 착용하고 있었으나, 보수적인 선량평가를 위해 본 연구에서는 방진마스크를 착용하지 않는다고 가정하여 선량평가를 실시하였다. 상기 시설 중 특히 창고의 경우에는 종사자의 안정성 확보를 위해 환기시설 설치, 종사자의 입자에 직접 노출 금지, 혹은 방진마스크 착용의 의무화 같은 종사자 안전대책이 필요할 것으로 사료된다.
One of the major contents of Natural Radiation Safety Management Act enforced in 2012 is to ensure the safety of workers from radiation exposure by raw materials, byproducts and products containing natural radionuclides. The domestic phosphate industry utilizes an amount of materials containing natu...
One of the major contents of Natural Radiation Safety Management Act enforced in 2012 is to ensure the safety of workers from radiation exposure by raw materials, byproducts and products containing natural radionuclides. The domestic phosphate industry utilizes an amount of materials containing natural radionuclides. Inhalation of radioactive airborne particles generated from the above industry can contribute to internal dose to workers and nearby residents. The annual effective dose due to dust inhalation can be estimated by using inhalation dose coefficients. The ICRP gives inhalation dose coefficients for radionuclides in particles having default properties. However, using recommended default values for particle properties can potentially skew dose estimates to unrealistic values. For this reason, site-specific aerosol particle properties should be determined whenever possible to reduce this source of bias in the dose assessment. The objective of this study is to assess inhalation dose to workers in the domestic phosphate industry using Naturally Occurring Radioactive Materials in consideration of site-specific aerosol particle properties. In addition, three specific purposes were selected to establish for the objective. The first purpose is to calculate inhalation dose coefficients for natural radionuclides by particle characterization and organ dose assessment. The second purpose is to make direct measurements of the particle size distribution, mass density, shape, and radioactivity concentrations at worker environments within a phosphate processing facility. The final purpose is to assess inhalation dose to workers in phosphate processing facility. In this study, the major natural radionuclides affecting on internal dose were selected by calculating fifty-year committed effective doses using the computer program. The selected radionuclides are 238U, 234U, 230Th, 226Ra, 210Pb, 210Po of uranium decay series, 232Th, 228Ra, 228Th, 224Ra of thorium decay series and 40K. The inhalation dose coefficients for selected radionuclides were calculated as a function of particle size distribution, mass density, shape, etc. The effective dose due to dust inhalation was estimated by simply multiplying the radioactivity mass concentration (Bq/g), dust concentration (g/m3), breathing rates (m3/hr), exposure time (hr/yr), and inhalation dose coefficient (Sv/Bq). The sites for dose assessment were selected by analyzing working process, pattern, etc in the above industry. Inhalation dose coefficients were calculated using site-specific particle characterization data. The radioactivity mass concentration were analyzed using gamma and alpha spectroscopy. The particle size distribution and concentration in the worker environments were measured using cascade impactor. The breathing rate was utilized by ICRP data. The phosphate processing region of higher effective dose rates was in the order of phosphate rock storage, phosphate rock screener, potassium chloride storage, fertilizer screener, fertilizer granulator, phosphogypsum yard. The effective dose rates of workers was the highest at phosphate rock storage, ranging from 0.10 μSv/h to 0.96 μSv/h. The results are highly dependent on specific types of work activities. Those in phosphate rock storage used various heavy equipment generating aerosols for using to move products inside storage areas for shipping. The higher effective dose rates was in the order of Nauru, Morocco, Guizhou in the same storage due to the radioactivity mass concentration. The effective dose rate in the phosphogypsum yard was ranging from 0.001 μSv/h to 0.003 μSv/h. The phosphogypsum was covered and equipped with water sprinkling system to prevent dust generation. The effective dose rate was the lowest at control room, ranging from 0.0005 μSv/h to 0.001 μSv/h. Although the above region is located near the fertilizer granulator, it was isolated from the outside and equipped with ventilation system. There were the occasions that the workers in phosphate processing facility wears dust mask. However, the result of this study had no consideration for wearing dust mask. Therefore, the estimated dose rate would be relatively conservative. Especially, the raw material storages need to be took various safety measures including the mandatory to wear mask, the establishment of ventilations. The results of this study is useful to phosphate companies and regulators in their consideration of health protection programs and policies regarding both respiratory and radiological protection.
One of the major contents of Natural Radiation Safety Management Act enforced in 2012 is to ensure the safety of workers from radiation exposure by raw materials, byproducts and products containing natural radionuclides. The domestic phosphate industry utilizes an amount of materials containing natural radionuclides. Inhalation of radioactive airborne particles generated from the above industry can contribute to internal dose to workers and nearby residents. The annual effective dose due to dust inhalation can be estimated by using inhalation dose coefficients. The ICRP gives inhalation dose coefficients for radionuclides in particles having default properties. However, using recommended default values for particle properties can potentially skew dose estimates to unrealistic values. For this reason, site-specific aerosol particle properties should be determined whenever possible to reduce this source of bias in the dose assessment. The objective of this study is to assess inhalation dose to workers in the domestic phosphate industry using Naturally Occurring Radioactive Materials in consideration of site-specific aerosol particle properties. In addition, three specific purposes were selected to establish for the objective. The first purpose is to calculate inhalation dose coefficients for natural radionuclides by particle characterization and organ dose assessment. The second purpose is to make direct measurements of the particle size distribution, mass density, shape, and radioactivity concentrations at worker environments within a phosphate processing facility. The final purpose is to assess inhalation dose to workers in phosphate processing facility. In this study, the major natural radionuclides affecting on internal dose were selected by calculating fifty-year committed effective doses using the computer program. The selected radionuclides are 238U, 234U, 230Th, 226Ra, 210Pb, 210Po of uranium decay series, 232Th, 228Ra, 228Th, 224Ra of thorium decay series and 40K. The inhalation dose coefficients for selected radionuclides were calculated as a function of particle size distribution, mass density, shape, etc. The effective dose due to dust inhalation was estimated by simply multiplying the radioactivity mass concentration (Bq/g), dust concentration (g/m3), breathing rates (m3/hr), exposure time (hr/yr), and inhalation dose coefficient (Sv/Bq). The sites for dose assessment were selected by analyzing working process, pattern, etc in the above industry. Inhalation dose coefficients were calculated using site-specific particle characterization data. The radioactivity mass concentration were analyzed using gamma and alpha spectroscopy. The particle size distribution and concentration in the worker environments were measured using cascade impactor. The breathing rate was utilized by ICRP data. The phosphate processing region of higher effective dose rates was in the order of phosphate rock storage, phosphate rock screener, potassium chloride storage, fertilizer screener, fertilizer granulator, phosphogypsum yard. The effective dose rates of workers was the highest at phosphate rock storage, ranging from 0.10 μSv/h to 0.96 μSv/h. The results are highly dependent on specific types of work activities. Those in phosphate rock storage used various heavy equipment generating aerosols for using to move products inside storage areas for shipping. The higher effective dose rates was in the order of Nauru, Morocco, Guizhou in the same storage due to the radioactivity mass concentration. The effective dose rate in the phosphogypsum yard was ranging from 0.001 μSv/h to 0.003 μSv/h. The phosphogypsum was covered and equipped with water sprinkling system to prevent dust generation. The effective dose rate was the lowest at control room, ranging from 0.0005 μSv/h to 0.001 μSv/h. Although the above region is located near the fertilizer granulator, it was isolated from the outside and equipped with ventilation system. There were the occasions that the workers in phosphate processing facility wears dust mask. However, the result of this study had no consideration for wearing dust mask. Therefore, the estimated dose rate would be relatively conservative. Especially, the raw material storages need to be took various safety measures including the mandatory to wear mask, the establishment of ventilations. The results of this study is useful to phosphate companies and regulators in their consideration of health protection programs and policies regarding both respiratory and radiological protection.
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