• Journal of Radiation Protection and Research
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• 제29권2호
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• pp.73-90
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• 2004

Reg. Guide 1.109의 농작물내 핵종농도 계산모델을 가동중인 원자력 시설에 적용함에 있어서의 문제점을 분석하고 개선 방안을 제시하였다. 뿌리흡수 평가에 있어서는 가동개시후 침적한 방사성 핵종이 고려될 수 있도록 모델을 변형하였다. 직접침적에 의한 가식부위내 농도 계산식에는 전류계수를 도입하였다. 변형모델의 입력변수에 내하여 국내 특성치를 설정하였다. Reg. Guide 1.109 모델과 변형모델에 동 지침서의 변수치와 국내 특성 변수치를 번갈아 입력하여 쌀알, 배추, 무 뿌리 내 $^{54}Mn,\;^{60}Co,\;^{90}Sr,\;^{137}Cs$의 농도를 다양한 가상의 침적 이력에 대해 계산, 비교하였다. 이를 통해 변형모델에 국내 특성 변수치를 사용함으로써 보다 합리적이고 현실적인 평가가 이루어 질 것으로 기대할 수 있었다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제54권6호
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• pp.2253-2261
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• 2022

In this study, nano-scaled shielding materials were assembled and fabricated by doping different weight percentages of Nano-mercuric oxide (N-HgO) into Nano-Bentonite (N-Bent) based on using (100-x% N-Bent + x% N-HgO, x = 10, 20, 30, and 40 wt %). The fabricated N-HgO/N-Bent nanocomposites were characterized by FT-IR, XRD, and SEM and evaluated to evaluate their shielding properties toward gamma radiation by using four different γ-ray energies form three point sources; 356 keV from ¹³³Ba, 662 keV from ¹³⁷Cs as well as 1173, and 1332 keV from ⁶⁰Co. The γ-rays mass attenuation coefficients were plotted as a function of the doped N-HgO concentrations into N-HgO/N-Bent nanocomposites. The computed values of mass attenuation coefficients (µ_m), effective atomic number (Z_eff) and electron density (N_el) by the as-prepared samples were found to increase, while the half value layer (HVL) and mean free path (MFP) were identified to decrease upon increasing the N-HgO contents. It was concluded also that the increase in N-HgO concentration led to a direct increase in the mass attenuation coefficient from 0.10 to 0.17 cm²/g at 356 keV and from 0.08 to 0.09 cm²/g at 662 keV. However, a slight increase was observed in the identified mass attenuation coefficients at (1172 and 1332 keV).

• 방사성폐기물학회지
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• 제20권4호
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• pp.489-500
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• 2022

The decommissioning of nuclear facilities produces various types of radiologically contaminated waste. In addition, dismantlement activities, including cutting, packing, and clean-up at the facility site, result in secondary radioactive waste such as filters, resin, plastic, and clothing. Determining of the radionuclide content of this waste is an important step for the determination of a suitable management strategy including classification and disposal. In this work, we radiochemically characterized the radionuclide activities of filters used during the decommissioning of Korea Research Reactors (KRRs) 1 and 2. The results indicate that the filter samples contained mainly ³H (500-3,600 Bq·g^-1), ¹⁴C (7.5-29 Bq·g^-1), ⁵⁵Fe (1.1- 7.1 Bq·g^-1), ⁵⁹Ni (0.60-1.0 Bq·g^-1), ⁶⁰Co (0.74-70 Bq·g^-1), ⁶³Ni (0.60-94 Bq·g^-1), ⁹⁰Sr (0.25-5.0 Bq·g^-1), ¹³⁷Cs (0.64-8.7 Bq·g^-1), and ¹⁵²Eu (0.19-2.9) Bq·g^-1. In addition, the gross alpha radioactivity of the samples was measured to be between 0.32-1.1 Bq·g^-1. The radionuclide concentrations were below the concentration limit stated in the low- and intermediatelevel waste acceptance criteria of the Nuclear Safety and Security Commission, and used for the disposal of the KRRs waste drums to a repository site.

• 방사선산업학회지
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• 제9권4호
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• pp.209-216
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• 2015

It has been about 5 years since the Fukushima nuclear power plant accident, which contaminated large area with radioactive materials. It is necessary to assess radiation dose to establish evacuation areas and to set decontamination goal for the large contaminated area. In this study, we assessed temporal trend of radiation dose to the public living in the large area contaminated with radioactive materials after the Fukushima nuclear power plant accident. The dose assessment was performed based on Chernobyl model and RESRAD model for two evacuation lift areas, Kawauchi and Naraha. It was reported that deposition densities in the areas were $4.3{\sim}96kBq\;m^{-2}$ for $^{134}Cs$, $1.4{\sim}300kBq\;m^{-2}$ for $^{137}Cs$, respectively. Radiation dose to the residents depended on radioactive cesium concentrations in the soil, ranging $0.11{\sim}2.4mSv\;y^{-1}$ at Kawauchi area and $0.69{\sim}1.1mSv\;y^{-1}$ at Naraha area in July 2014. The difference was less than 5% in radiation doses estimated by two different models. Radiation dose decreased with calendar time and the decreasing slope varied depending on dose assessment models. Based on the Chernobyl dosimetry model, radiation doses decreased with calendar time to about 65% level of the radiation dose in 2014 after 1 year, 11% level after 10 years, and 5.6% level after 30 years. RESRAD dosimetry model more slowly decreased radiation dose with time to about 85% level after 1 year, 40% level after 10 years, and 15% level after 30 years. The decrease of radiation dose can be mainly attributed into radioactive decays and environmental transport of the radioactive cesium. Only environmental transports of radioactive cesium without consideration of radioactive decays decreased radiation dose additionally 43% after 1 year, 72% after 3 years, 80% after 10 years, and 83% after 30 years. Radiation doses estimated with cesium concentration in the soil based on Chernobyl dosimetry model were compared with directly measured radiation doses. The estimated doses well agreed with the measurement data. This study results can be applied to radiation dose assessments at the contaminated area for radiation safety assurance or emergency preparedness.

• 방사성폐기물학회지
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• 제4권3호
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• pp.275-284
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• 2006

실제 드럼 내에 존재하는 핵종으로부터 방출되는 감마선을 외부에서 측정하여 그로부터 드럼 내 핵종의 양을 정확하게 분석하기 위해서는 먼저 적절한 교정표준의 선택과 드럼 내 매질의 밀도와 핵종의 분포에 대한 감마선 감쇠보정이 반드시 필요하다. 본 연구에서는 드림 내 핵종의 분석을 위하여 밀도가 다른 두 개의 모델드럼을 이용하였으며 전송선원으로써는 $^{152}Eu$(10 mCi), 표준선원으로는 혼합선원($^{133}Ba,\;^{137}Cs,\;^{60}Co$)을 이용하였다. 그리고 드럼과 검출기 사이의 거리를 달리하면서 모델드럼 내의 표준선원으로부터 나오는 감마선을 계측하여, 감쇠보정이 되지 않은 이 측정값에 3 종류의 감마선 감쇠보정을 각각 수행하였다. 그 결과 밀도가 낮은 드럼에서의 오차는 10 % 이하이었고, 밀도가 높은 드럼에서의 오차는 25 % 이하이었다. 또한 드럼과 검출기사이의 거리가 근거리(70 cm, 드림구획 : 10 segments)일 때, 오차는 원거리(90 cm, 드럼구획 : 8 segments)에서의 오차보다는 낮았는데 이는 상대적으로 1 segment에 대한 부피차이에 기인한 밀도 측정오차가 낮고 감마선의 산란이 낮았기 때문이다.

• Journal of Radiation Protection and Research
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• 제47권1호
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• pp.16-21
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• 2022

Background: Epidemiological observations such as mental retardation, physical deformities, etc., in children besides different types of cancer in the adult population of the Malwa region have been reported. The present study is designed to get insight into the role of naturally occurring radioactive material (NORM) in causing detrimental health effects observed in the general population of this region. Materials and Methods: Deep soil samples were collected from different locations in the Malwa region. Their activity concentrations were determined using low-level background gammaray spectrometry. High efficiency and high purity germanium detector capped in a lead-shielded chamber having a resolution of 1.8 keV at 1,173 keV and 2.0 keV at the 1,332 keV line of ⁶⁰Co was used in the present work. Data were evaluated with Genie-2000 software. Results and Discussion: Mean activity concentrations of ²³⁸U, ²³²Th, and ⁴⁰K in deep soil were found to be 101.3 Bq/kg, 65.8 Bq/kg, and 688.6 Bq/kg, respectively. The mean activity concentration of ²³⁸U was found to be three and half times higher than the global average prescribed by the United Nations Scientific Committee on the Effects of Atomic Radiation (UNSCEAR). It was further observed that the activity concentration of ²³²Th and ⁴⁰K has a magnitude that is nearly one and half times higher than the global average prescribed by UNSCEAR. In addition, the radioisotope ¹³⁷Cs which is likely to have its origin in radiation fallout was also observed. It is postulated that the NORM present in high quantity in deep soil somehow get mobilized into the water aquifers used by the general population and thereby causing harmful health problems. Conclusion: It can be stated that the present work has been able to demonstrate the use of low background gamma-ray spectrometry to understand the role of NORM in causing health-related effects in a general population of the Malwa region of Punjab, India.

• 대한방사선기술학회지:방사선기술과학
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• 제40권4호
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• pp.605-611
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• 2017

검출기의 구조를 PENELOPE의 코드를 사용하여 전산모사 하였다. 표준혼합시료(450, 1,000 ml)를 사용하여 다양한 밀도와 높이에 따른 저에너지(59.54 keV)부터 고 에너지(1,836.05)에 대한 측정효율과 PENELOPE 전산모사에서 구한 효율을 비교하였으며, 또한 자체흡수에 대한 효율을 보정하여 다양한 환경시료에 적용하여 검출하한치를 알아보고자 한다. 표준혼합선원의 전체에너지 피크효율 값을 적용하여 높이에 따른 효율변화를 측정치와 PENELOPE의 전산모사 값과 비교하였다. 여기서 구한 값들을 자체흡수 보정하여 구한 효율을 실제 환경시료에 적용하여 검출하한치 값들을 구하였다. 밀도보정인자는 밀도가 $0.4g/cm^3$에서 241Am(59.54 keV)의 밀도보정인자는 1.15, PENELOPE 전산모사에서는 1.153, 137CS(661.66 keV) 에서는 $1.06g/cm^3$, PENELOPE 전산모사에서는 1.064, 88Y(1,836.04 keV)에 대한 밀도보정인자는 1.03, PENELOPE 전산모사에서는 1.033으로 불확도는 1% 이내에서 잘 일치함을 확인하였다. 환경 시료의 밀도에 따른 방사능 농도는 시료량이 많을수록, 측정시간이 증가할수록 MDA(Minimum Detectable Activity) 값이 감소함을 확인할 수 있었다.

• Journal of Radiation Protection and Research
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• 제10권1호
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• pp.50-63
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• 1985

농축인자법(濃縮因子法)(Concentration Factor Method)을 이용(利用)하여 결정피폭경로(決定被曝經路)를 분석(分析)한 후(後) 표준원전(標準原電)의 기체상방사성대기방출물(氣體狀放射性大氣放出物)에 대한 유도방출한도(誘導放出限度)(Derived Release Limits, DRL's)를 계산(計算)하였다. 이 방출한도(放出限度)는 핵시설(核施設) 주변(周邊)의 결정군구성개인(決定群構成個人)에 대(對)한 방사선(放射線) 피폭(被曝)을 관련피폭한도이하(關聯被曝限度以下)로 유지(維持)시키는 양(量)이다 본(本) 연구(硏究)에서는 1985년(年) 초(初) 미국(美國)의 환경보호청(環境保護廳)(EPA)에서 새로 권고(勸告)한 피폭한도(被曝限度)를 채택(採擇)하여 계산(計算)을 수행(遂行)하였다. 유도방출한도(誘導放出限度)(DRL)의 계산(計算)은 미국(美國)의 원자력(原子力) 규제위원회(規制委員會)(USNRC)가 규제지침(規制指針)(Reg. Guide) 1.109에서 제시(提示)하고 있는 선양평가(線量評價)모델을 표준(標準)모델로 사용(使用)하여 수행(遂行)하였으나, 동(同) 모델의 피폭경로분석(被曝經路分析)에서 우유(牛乳) 및 육류(肉類)의 섭취경로(攝取經路)는 국내(國內)의 현실상(現實狀) 무시가능(無視可能)한 것으로 고려(考慮)하여 본(本) 연구(硏究)에서 제외(除外)시켰다. 계산(計算)에서 고려(考慮)한 방출선원항(放出線源項)은 희유기체(稀有氣體), 요오드, 입자상원소(粒子狀元素) 및 삼중수소기체(三重水素氣體)였으며, 방출원(放出源)에서 북(北)쪽으로 1.3 km 거리에 위치(位置)하고 있는 주민영구거주지역(住民永久居住地域)을 대상(對象)으로 계산(計算)을 수행(遂行)하였다. 본(本) 연구(硏究)에서는 표준원전(標準原電)의 대상(對象)으로 고리원전(古里原電) 1호기(號機)를 선정(選定)하여 동원전(同原電)의 연간방출(年間放出)에 대(對)한 유도한도(誘導限度)를 계산(計算)하였으며, 1982년도(年度)의 실방출률(實放出率)과 비교(比較) 검토(檢討)하였다. 검토결과(檢討結果), 고리원전(古里原電) 1호기(號機)의 1982년도(年度)의 실방출률(實放出率)은 본(本) 연구(硏究)에서 구(求)해진 유도방출한도(誘導放出限度)보다 낮았으며, 방출물(放出物)에 의한 시설주변(施設周邊) 개인(個人)의 년간피폭선량(年間被曝線量)은 EPA에서 권고(勸告)하는 피폭한도이하(被曝限度以下)로 유지(維持)되었음을 알 수 있었다. 또한 본(本) 연구(硏究)에서 가장 결정적(決定的)인 피폭경로(被曝經路)는Co-60와 Cs-137과 같은 입자상침적방사핵종(粒子狀沈積放射核種)으로 오염(汚染)된 토양(土壤)에 의한 전신외부(全身外部) 피폭경로(被曝經路)였다.

• 한국해양학회지:바다
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• 제5권4호
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• pp.285-294
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• 2000

낙동강 하구역 해저퇴적물중 중금속 함량의 수평적, 수직적 분포와 오염의 진행과정을 알아보기 위하여, 1999년 5월과 9월에 표층 및 주상시료를 채취하였다. 유기물은 갑문의 안쪽에서 가장 높게 나타났으며 , 미량금속인 Zn, Cu, Pb는 낙동강의 상류로 갈수록 많은 양이 농축되어 있다. 또한, 상류의 많은 공단에서 유입되는 폐수의 영향 때문에 국지적으로 중금속의 농축현상이 일어나고 있다. 퇴적물의 깊이별로 $^{210}$Pb$_{ex}$를 측정하여 퇴적속도를 추정한 결과, 낙동강 하류의 갑문안쪽 정점(정점 1)의 퇴적속도는 0.34cm/yr이며, 갑문 바깥쪽의 장림 앞(정점 4)에서는 0.25cm/yr로 나타났다. 정점 1에서는 퇴적물 혼합층(sediment mixing layer)이 존재하지 않는 것으로 나타났으며, 정점 4는 퇴적층 상부 약 3.5cm까지 퇴적물이 혼합되어 있었다. 주상퇴적물 시료에서 오염의 진행과정을 살펴보면, 정점 1에서 많은 부분이 유기물에 포함되어 있는 Cu는 1920년대부터 점차 퇴적층에 농축되기 시작하여 1970년 이후에는 급격하게 증가했으며, 1990년대 이후 점차 감소하는 경향을 보이고 있다. Zn은 1960년대 중반부터 증가하기 시작하여 1990년대부터는 오히려 감소하고 있다 Pb는 1970년대부터 지속적으로 증가하는 양상을 보이고 있다. 정점 4에서 인간에 의한 오염기원인 중금속중 Cu, Zn이 최상부 퇴적층에 급격히 농축되어 있는 것으로 나타났다 특히 Cu는 1950년대 중반(약 11 cin) 이후 부터 현저하게 증가하는 현상을 보인다. 낙동강 하구둑이 설치된 1987년을 기점으로 살펴보면, 정점 1에서 갑문 설치 후 중금속의 농도가 수직적으로 급격하게 증가된 것으로 나타난다. 기준으로 해수면자료를 비교하는 것이 바람직하다.부분의 정점에서 표층 0${\sim}$0.25 cm에서 가장 높은 서식밀도를, 표층 0${\sim}$1 cm에 약 60%전후의 개체수가 밀집되어 있음을 나타내었다. 중형저서생물의 위도에 따른 분포양상은 북위 5도에서의 표층수 수렴과 북위 8도에서의 표층수 발산으로 인한 수층의 일차생산력 변화와 관련이 있는 것으로 나타났다.}$10$^{10}$ ton yr$^{-1}$ Sv$^{-1}$)에 비해서는 2/3 수준으로 높다. 결론적으로 풍부한 화학물질들을 함유한 제주해류는 남해 및 동해의 생지화학적 과정들에 있어 상당히 중요함을 시사한다.다. 수조 상층수 중 Cu, Cd, As 농도는 모든 FW, SW수조에서 시간이 지남에 따라 일관성 있게 감소하였고, 제거속도는 Cu가 다른 원소에 비해 빨랐다. 제거속도는 FW 3개 수조 중 FW5&6에서 세 원소 모두 가장 느렸고, SW 3개 수조 중에서는 SW1&2에서 가장 빨랐다. SW와 FW간 제거속도 차이는 세 원소 모두 명확치 않았다 Cr은 FW에서 전반적으로 감소하는 경향을 보였지만 SW에서는 실험 초기에 감소하다 24시간 이후에는 증가 후 일정한 양상을 보였다. Pb은 FW에서 전반적으로 감소했지만 SW에서는 초기에 급격히 증가 후 다시 급격히 감소하는 양상을 보였다 Pb 또한 Cu, Cd, As와 마찬가지로 SW1&2에서 제거속도가 가장 빠르게 나타났다. FW 상층수 중 Hg는 시간에 따라 급격히 감소했고, 제거속도는 Fw5&6에서 가장 느렸다. 이러한 결과에 근거할 때 벼가 자라고 있고 이분해성 유기물이 풍부한 FW1&2, FW3&4 토양과 상층수에서는 유기물의 분해

• 방사성폐기물학회지
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• 제16권2호
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• pp.183-193
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• 2018

현재, 한국원자력연구원은 부산 기장에 연구용 원자로(Ki-Jang Research Reactor, KJRR)를 건설 계획하고 있다. 원자로를 운영하면 중 저준위 방사성폐기물이 발생하므로 방사성 폐기물을 안전하게 처리 하는 것이 중요하다. 현재, 다양한 형태의 방사성 폐기물을 처리 할 수 있는 시멘트 고화 방법을 일반적으로 사용하고 있으며, 방사성 폐기물 처분시설 인수 기준(압축 강도, 유리수, 침수 및 침출시험 등)을 만족해야 한다. 특히, 폐기물에 함유된 방사성 세슘이 유출 될 경우 범 국제적인 문제를 야기하므로, 고화체 인수 기준 중에서 침출시험이 가장 중요한 인자이다. 시멘트 고화 방법은 다른 고화 방법 보다 공정이 간단하며 비용이 적게 들지만, 침출 저항성이 낮다. 이에 본 연구는 시멘트 고화체 세슘 침출 저항성 증진을 위하여 기장 연구용 원자로(KJRR) 모사폐액과 대표적인 세슘 흡착제인 제올라이트와 황토를 혼합하여 기장로 모의폐액 시멘트를 제조하였다. 제올라이트와 황토가 시멘트 고화체와 결합되어 있는 것을 SEM-EDS를 통하여 정량적으로 확인하였다. 침출 시험은 ANS 16.1 방법에 의해 90일동안 진행하였다. 기장로 모의폐액 시멘트의 세슘(3000 ppm)을 첨가하여 90일간의 침출시험 후 침출수의 세슘 농도 분석 결과, 제올라이트와 황토가 포함된 모의폐액 시멘트는 제올라이트와 황토를 첨가하지 않은 대조군에 비해 최대 27.90%, 21.08%의 세슘 침출 저항성 정도를 나타내는 것을 확인하였다. 또한, 제올라이트와 황토가 포함된 기장로 모의폐액 시멘트는 인수 기준(압축강도, 유리수 유무, 침수 및 침출 지수)을 통과 하는 것을 확인하였다.