• Journal of Radiation Protection and Research
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• 제10권1호
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• pp.3-13
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• 1985

주요 핵분열 생성물인 세슘-137, 장수명 핵종과 세륨-144, 희토류원소 그리고 부식 생성물인 코발트-60등의 제올라이트 A, 제올라이트 F-9(Faujasite) 그리고 비정형 제올라이트에 대한 흡착거동을 염농도 0.01 M부터 2.0 M 질산과 질산암모늄 그리고 교반시간 15분부터 90분까지 15분 간격으로 검토하였다. Kd 값은 Batch 실험방법으로 구했다. 결론으로 주요핵종의 분리 제거의 최적조건은 비정질 제올라이트, 0.01 M-질산과 0.1 M-질산암모늄, pH 4, 교반시간 한시간 그리고 가장 효율높은 핵종은 세슘 -137이다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제22권1호
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• pp.20-28
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• 1990

처분 안전성 평가를 위해서는 지하매질을 통한 방사성핵종의 이동특성 규명과 신뢰성 있는 지하 핵종이동 모델의 확보가 무엇보다 중요하다. 본 연구에서는 지하핵종이동 모델 개발을 위한 기초연구로서 충전층 실험을 수행하고, 실험결과를 제안된 핵종이동모델과 비교ㆍ검토하였다. 실험에서는 분쇄응회암으로 충전된 칼럼에서의 핵종이동 현상을 규명하고, 모델 시뮬레이션을 통해서는 세공확산을 모델에 고려하여 핵종이동에서 세공확산의 역할을 검토하였다. 충전층 실험에서 수력학적 분산계수는 비흡착성의 iodine을 사용하여 측정하였으며, 이 때 측정한 분산계수는 공극율 $\varepsilon$=0.483, 평균유속 (equation omitted)=0.915$\times$$10^{-2}$ cm/min에서 D$_{L}$=0.11$\times$$10^{-2}$ $\textrm{cm}^2$/min이었다. 그리고 중ㆍ저준위 방사성폐기물의 대표 핵종으로 사용한 Cs-137은 응회암에 대해 높은 지연특성을 보였으며, 파과곡선은 비대칭 형태로서 단말현상이 길게 나타났다. 모델 시뮬레이션 결과, 매질 세공내 확산과정은 다공성의 지하매질을 통한 핵종이동에서 중요한 율속단계 역할을 하였다.다.

• 센서학회지
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• 제9권5호
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• pp.341-349
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• 2000

CsI에 활성제로 $Br^-$ 이온을 1, 3, 5 혹은 10 mole % 첨가하여 Czochralski방법으로 CsI(Br) 단결정을 육성하였다. 육성한 CsI(Br) 단결정의 결정구조는 체심입방체였으며, 격자상수 ${\alpha}_0$는 $4.568\;{\AA}$이었다. CsI(Br) 단결정들의 흡수단 파장은 243 nm이었다. 그리고 흡수단 파장으로 여기 시킨 발광스펙트럼의 파장범위는 $Br^-$ 이온 농도에 관계없이 $300{\sim}600\;nm$이었고, 중심파장은 모두 약 440 nm이었으며, 발광강도는 $Br^-$ 이온을 3 mole % 첨가하였을 때 가장 컸다. $Br^-$ 이온을 3 mole % 첨가한 CsI(Br) 섬광체의 에너지 분해능은 $^{137}Cs$(662 keV)에 대해서는 15.0%, $^{54}Mn$(835 keV)에 대해서는 13.1%이었고, $^{22}Na$의 511 keV와 1275 keV에 대한 에너지 분해능은 각각 18.0% 와 6.3%이었다. 형광감쇠곡선은 빠른 감쇠 성분과 느린 감쇠 성분으로 구성되어 있으며, 빠른 감쇠성분은 $Br^-$ 이온의 농도에 관계없이 약 41 ns로 거의 일정하였다. 그리고 CsI(Br) 섬광체들의 시간 분해능은 $Br^-$ 이온 농도가 증가할수록 저하하는 경향을 나타내었다.

• Journal of Radiation Protection and Research
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• 제26권2호
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• pp.87-91
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• 2001

비용-편익 분석법에 근거한 동물성 식품에 대한 최적 유도개입준위를 통해 가축사료로 이용을 위한 사료내 방사성 핵종농도를 도출하였다. 가축사료로 이용을 위한 사료내 방사성물질의 농도는 식품, 핵종, 가축으로의 공급기간 (오염사료의 공급 시작시점부터 제품 생산까지 기간) 등에 따라 뚜렷이 다르게 나타났다. 장반감기 핵종 ($^{l37}Cs,\;^{90}Sr$)의 경우 사료 공급기간의 증가에 따라 가축의 체내 방사성물질의 축적으로 보다 낮은 농도를 갖는 사료를 공급하여야 하나 단반감기 핵종 ($^{131}I$)의 경우에는 방사능붕괴 등으로 보다 놀은 농도를 갖는 사료 공급이 가능하였다. 가축으로 공급을 위한 사료내 $^{137}Cs$ 농도는 $^{90}Sr$ 농도보다 낮았는데, 이는 주로 $^{137}Cs$의 보다 높은 사료-식품 전이계수에 기인한다.

• 한국방사성폐기물학회:학술대회논문집
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• 한국방사성폐기물학회 2005년도 춘계 학술대회
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• pp.161-166
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• 2005

현재 원자력연구소의 방사성폐기물 저장시설에는 1988년 서울사무소의 폐쇄 과정에서 발생한 토양 약 3,100여 드럼이 저장되고 있다. 이 토양은 시설 저장용량의 약 $27\%$를 차지하고 있어 포화용량에 도달하고 있는 저장시설의 운영 및 관리를 어렵게 하는 요인이 되고 있다. 그러나 토양내에 함유되어 있는 주요 핵종이 Co-60과 Cs-137이며 저장한 기간이 16년가량 경과하였으므로 발생초기보다 방사능 농도가 많이 낮추어졌을 것으로 평가되고 있다. 본 연구에서는 토양의 규제해제를 위한 기반작업으로 토양의 핵종 및 방사능평가 작업을 수행하였다. 작업을 위하여 작업절차서의 개발, 밀폐형 작업실의 제작 등이 이루어졌으며, 시료의 채취를 통한 방사선학적 특성 분석이 수행되었다. 분석 결과 토양에 함유된 ${\gamma}$-선 방출핵종은 Co-60과 Cs-137만이 존재하는 것으로 나타났으며, 전체 ${\gamma}$-선 방출핵종의 농도는 약 $0.01\;{\sim}\;0.12$ Bq/g 인 것으로 평가되었다. 현재 토양의 규제해제를 예상하고 있는 시점인 2009년이 되면 이러한 농도는 더욱 낮아져 0.1 Bq/g 미만이 되며, 이러한 농도는 현재 IAEA에서 제시하고 있는 규제해제 농도를 만족시키는 수준이 될 것이다. 또한, 토양의 규제해제는 이러한 농도 기준 외에도 환경영향평가를 통하여 국내의 원자력법에 적법하도록 처리될 것이다.

• Journal of Radiation Protection and Research
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• 제26권4호
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• pp.441-445
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• 2001

부산지역 토양에서 천연 및 인공방사성 핵종의 분포 그리고 지역적 백그라운드 준위를 조사하기 위하여 본 연구를 수행하였다. 45개 지점에 대하여 토양을 채취하여 분석한 결과 천연방사성 핵종인 $^{226}Ra$이 $14.38{\sim}57.03$ (평균 : 33.95) $Bq{\cdot}kg^{-1},\;^{228}Ra$은 $223.64{\sim}1332.30$ (평균: 668.51) $Bq{\cdot}kg^{-1}$ 그리고 $^{40}K$은 $223.64{\sim}1332.30$ (평균 : 668.51) $Bq{\cdot}kg^{-1}$의 농도를 가지며, 인공방사성핵종인 $^{137}Cs$는 $<0.33{\sim}33.37$ (평균:13.74) $Bq{\cdot}kg^{-1}$의 방사능 농도로 조사되었다. 또한 표고차에 따른 방사능 농도를 조사하기 위하여 시료를 채취하여 분석한 결과 높이별 방사능 농도의 상관관계는 없었다. 천연 방사성 핵종에 대한 방사능 농도비는 $^{226}Ra/^{228}Ra$과 $^{226}Ra/^{40}K$에 대해 각각 $0.68{\pm}19%$과 $0.06{\pm}34%$로 나타났다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제27권5호
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• pp.767-774
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• 1995

방사성 동위원소 추적자를 포함한 모의폐기물의 시험소각을 통하여 $^{60}$Co, $^{54}$Mn 및 $^{137}$Cs의 소각공정에서의 거동을 고찰하였다. 공정 내에서 비휘발성 방사성 핵종들인 $^{60}$Co 및 $^{54}$Mn의 거동은 입자상 물질의 거동과 유사하였다. $^{60}$Co 및 $^{54}$Mn의 제염계수(DF) 는 각각 4.7$\times$$10^{5}$ 및 6.2$\times$$10^{5}$ 이었다. 반휘발성인 핵종의 거동은 소각온도의 의존성을 보여주었다. 반휘발성 $^{137}$Cs의 제염계수는 85$0^{\circ}C$ 및 $700^{\circ}C$ 의 다른 소각온도에서 각각 2.8$\times$$10^3$, 2.6$\times$$10^4$이었다. 원자력 발전소(NPS) 고리 3, 4호 기에서 운반된 건조 방사성폐기물(DAW)에 대한 시험소각도 실시하였다. 폐기물에 포함된 총 베타 /감마 방사능에 대한 제염계수가 1.1$\times$$10^{5}$ 이었다. 앞의 추적자 시험의 결과 및 건조 고체폐기물 내 핵종분포에 기준을 둔 예상제염계수보다 다소 높은 값을 보였다. 굴뚝에서의 배출농도는 0.019 Bq /N $m^3$으로 기체상 배출물에 대한 최대허용농도(MPC)를 만족시킬 수 있었다.

• Journal of Radiation Protection and Research
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• 제16권2호
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• pp.27-39
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• 1991

압축된 국산벤토나이트에서 Sr-85, Cs-237, Co-60 및 Am-241의 확산연구를 수행하였다. 본 실험에서는 원통형으로 압축된 벤토나이트 시료의 중앙부에서 축 방향으로 방사성핵종의 확산이동이 이루어지도록 하여 각 방사성핵종의 확산계수를 측정하였다 그리고 벤토나이트의 열처리 온도와 압축밀도가 확산에 미치는 영향 등을 분석하였다. Sr-85, Cs-137, Co-60 및 Am-241의 겉보기 확산계수는 각각 $1.07{\times}10^{-11},\;6.705{\times}10^{-13},\;1.226{\times}10^{-13},\;1.310{\times}10^{-14},\;m^2/sec$로 측정되었다. 그리고 시료의 압축 밀도를 $1.8g/cm^2$에서 $2.0g/cm^2$으로 증가시켰을 때, Cs-137의 확산계수는 약 1/4로 감소되어 나타났다. 반면, 열처리된 벤토나이트의 경우에는 확산계수가 크게 변하지 많았는데, 이는 $150^{\circ}C$ 이하의 온도에서는 국산 벤토나이트가 방사성핵종의 이동을 지연시킬 수 있는 화학적 방벽으로서 사용할 수 있다는 가능성을 보여준 것이라 생각된다. 그리고 음이온 Cl-36의 화산계수를 이용하여 도출한 각 방사성핵종의 공극확산계수와 표면확산계수를 측정한 겉보기확산계수와 비교해 볼 때, 전체 방사성 핵종의 확산이동에 있어서 표면확산이동이 지배적인 것으로 나타났다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제54권2호
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• pp.493-500
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• 2022

The objective of this study was to derive derived concentration guideline levels (DCGLs) reflecting the site-specific characteristics of KRR-1&2. A total of 7 nuclides (H-3, C-14, Co-60, Sr-90, Cs-137, Eu-152, and Eu-154) were selected for DCGLs derivation. Radiation dose at the sites was evaluated with RESRAD-ONSITE program. The dose contribution due to direct external exposure was the highest during the entire evaluation period. Ingestion had the second effect. The DCGLs of Co-60 was derived to be 0.051 Bq/g, and DCGLs of Cs-137 was 0.193 Bq/g. The DCGLs of H-3 showed the highest value of 129 Bq/g. The ratio of DCGLs derived by applying site-specific values and default values ranged from 0.27 to 19.6. For six nuclides excluding H-3, KRR-1&2 sites and the overseas NPP sites showed similar DCGLs. H-3 showed large differences in DCGLs from this study and overseas NPPs. The large difference resulted from input parameter values applied to the sites. In conclusion, it is critical to apply site-specific parameter values reflecting the site characteristics to derive DCGLs for decommissioned site clearance. The result of this study can be used as a reference for nuclide selection and DCGLs derivation reflecting the site characteristics when decommissioning nuclear facilities, including nuclear power plants in Korea.

• Journal of Radiation Protection and Research
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• 제39권2호
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• pp.89-95
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• 2014

원전의 인허가 승인을 위한 사고결말평가에서 경수로는 미국의 규제지침에서 제시한 바와 같이 방사성물질의 지표침적의 고려를 허용하지 않고 있는데 반해 중수로의 규제지침에서는 이의 고려를 허용하고 있다. 이러한 배경에 따라 본 연구에서는 방사성물질의 지표침적에 의한 피폭영향의 민감도를 정량적으로 고찰, 분석하였다. 가상사고 시나리오를 구성하여 Cs-137과 I-131의 환경방출에 따른 총 피폭선량을 평가한 결과, 방사성물질의 지표침적과 이로 인한 공기중 농도의 감손을 고려치 않는 경우에 보다 보수적 결과를 나타냈다. 이는 지표침적에 의한 피폭선량이 총 피폭선량에 미치는 기여는 상대적으로 적은데 비해 지표침적으로 인한 공기중 농도의 감손이 총 피폭선량에 미치는 기여는 상대적으로 크기 때문이다. 대기안정도, 방출기간, 평가거리 등에 따라 차이는 있지만 두 핵종 모두 총 피폭선량에 대해 흡입에 의한 피폭이 90% 이상을 차지했으며, 지표침적에 의한 피폭은 기껏해야 10% 미만을 나타냈다. 지표침적의 고려에 따른 총 피폭선량의 감소는 $^{137}Cs$ 보다는$^{131}I$의 경우에 보다 컸으며, 대기가 안정하고 방출기간이 길수록, 그리고 방출점으로부터 평가지점이 멀수록 감소경향은 보다 뚜렷하게 나타났다.