• 핵의학기술
• /
• 제16권2호
• /
• pp.12-17
• /
• 2012

방사성 요오드 치료병실에서 나온 환의 및 시트는 본디 방사성폐기물로서 관련 규정에 따라 일반 쓰레기와 동일하게 처리해야 하지만 사정상 일정기간 보관하여 방사능을 감쇄시킨 후 재사용하게 된다. 통상 최소보관기간 산출에 표면오염도(Bq/$m^2$)를 기반으로 하는 반출기준을 적용하고 있다. 하지만 방사선측정기를 이용하여 단위 면적당 총방사능량을 구하는 방법은 측정방법에 따라 편차와 불확실성이 상당히 커진다. 본 연구에서는 '방사성폐기물 자체처분 등에 관한 규정'에서 제시하고 있는 핵종 농도(Bq/g)를 Dose Calibrator를 이용하여 직접 측정하여 최소보관기간을 구함으로써, 환의 및 시트의 정확한 재사용 주기를 산출하고자 한다. 한편 반출기준으로 산출한 최소보관기간과 비교하여 그 차이를 살펴보았다. 본원의 방사성 요오드 치료병실에서 2011년 7월부터 2012년 3월까지 I-131을 3.7 GBq (100 mCi) 이상을 사용하여 방사성 요오드 치료를 시행한 환자 31명이 사용한 환의와 시트의 방사선 오염도를 측정하여 최소보관기간을 산출하였다. 최소보관기간은 핵종 농도를 측정하여 '방사성폐기물 자체처분 등에 관한 규정'에 따라 100 Bq/g이 되는 시점과 표면오염도를 측정하여 반출기준에 따라 허용표면오염도의 1/10, 즉 4 kBq/$m^2$되는 시점을 붕괴식에 대입하여 산출하였다. 반출기준으로 산출한 최소보관기간은 침대/담요시트는 14.2일, 베개시트는 4.6일, 환의(상(上))은 63일, 환의(하(下))는 78일 이었으며, 자체처분 기준에 따른 최소보관기간은 베개시트는 18.1일, 환의(상(上))은 43일, 환의(하(下))는 62일로 산출되었다. 표면오염도와 핵종 농도의 상관관계를 분석해 본 결과 베개시트와 환의(상(上))는 상관관계가 높게 나타났으나, 환의(하)는 낮게 나타났다. 이는 베개시트와 환의는 방사성오염이 부분에 국한 되어 측정값이 일정한 반면, 환의(하(下))는 소변에 의한 방사성오염이 여러 부분에 산재되어 있어 방사선측정기의 측정값이 상대적으로 낮게 측정된 결과로 생각 된다. 실질적으로 방사성 오염도를 측정한 결과 반출기준과 자체처분 기준을 상당량 초과하는 방사능이 존재하는 것을 확인할 수 있었다. 환의와 시트의 최소보관기간 산출에는 핵종 농도를 기준으로 하는 자체처분 기준을 적용하는 것이 더 적합하다고 할 수 있다. 방사능에 오염된 환의 및 시트는 최소 60일 정도는 보관해야 성급한 재사용에 따른 불필요한 방사선피폭 및 오염 확산을 방지할 수 있을 것으로 생각된다.

• 핵의학기술
• /
• 제16권1호
• /
• pp.102-107
• /
• 2012

단 반감기 핵종을 이용한 PET검사는 방사성동위원소의 빠른 물리적 붕괴로 인하여 영상 획득을 위한 계수검출이 제한적이다. 이러한 이유로 비교적 낮은 감도의 검사에서는 보다 정확한 정량적 평가를 위하여 긴 시간동안 영상 획득을 적용하기도 한다. 본 연구에서는 $^{11}C$와 $^{18}F$를 이용한 PET 검사 시 영상 획득 시간에 따른 차이를 평가하여 합리적인 영상 획득 시간에 관하여 알아보고자 한다. 1994 NEMA Phantom에 $^{11}C$은 $30.08{\pm}4.22MBq$, $^{18}F$은 $40.08{\pm}8.29MBq$을 증류수에 희석하여 채운 후 $^{11}C$은 동적영상 1분씩 20회, 정적 영상 20분, $^{18}F$은 동적영상 2분30초씩 20회, 정적영상 50분을 획득하였다. 모든 데이터는 동일한 재구성법을 적용하였으며, 시간의 경과에 따른 붕괴보정을 적용하였다. 방출영상에 관심영역을 설정하고 최대 방사능 농도값(kBq/mL)을 비교하였으며, 각각의 동적영상을 영상 획득 시간의 증가에 따라 1개씩 증가시켜 영상 합산(Image summation) 후 영상의 관심 영역 내에서의 최대 방사능 농도값(kBq/mL)을 평가하였다. $^{11}C$ 동적영상의 시간 경과에 따른 최대 방사능 농도값은 $3.85{\pm}0.45{\sim}5.15{\pm}0.50kBq/mL$, 정적영상은 $2.15{\pm}0.26kBq/mL$였다. $^{18}F$ 동적영상은 $9.09{\pm}0.42{\sim}9.48{\pm}0.31kBq/mL$, 정적영상은 $7.24{\pm}0.14kBq/mL$였다. $^{11}C$의 동적영상 합산에서 영상 획득 시간의 합이 5, 10, 15, 20분으로 증가할수록 $2.47{\pm}0.4$, $2.22{\pm}0.37$, $2.08{\pm}0.42$, $1.95{\pm}0.55kBq/mL$으로 감소하였으며, $^{18}F$의 경우 합산된 영상 획득 시간의 합이 12분 30초, 25분, 37분 30초, 50분으로 증가할수록 $7.89{\pm}0.27$, $7.61{\pm}0.23$, $7.36{\pm}0.21$, $7.31{\pm}0.23kBq/mL$으로 감소하였다. 영상의 질을 평가 하는 SNR에서는 $^{11}C$과 $^{18}F$ 모두 동적영상획득 방법에서는 주사 후 시간이 흐를수록 SNR가 저하 되었으나, 영상 합산획득 방법에서는 합산 횟수가 증가 할수록 SNR가 향상 되는 것을 알 수 있었다. 동적영상에서 시간 경과에 따른 최대 방사능 농도값은 $^{11}C$과 $^{18}F$에서 증가하였고, 동적영상 합산의 경우는 합산수가 증가함에 따라 최대 방사능 농도값은 $^{11}C$과 $^{18}F$ 감소함을 보였다. $^{18}F$을 이용할 경우에는 시간 경과에 따른 정량평가의 오차를 크게 고려하지 않아도 될 것으로 사료되고, $^{11}C$를 이용한 PET 검사는 시간경과에 따른 감쇠 보정의 오차를 감안하여 추가의 감쇠 보정법을 적용하거나 30%정도의 오차를 적용하여 정적영상 획득시간을 반감기의 25% 이내인 5분 내외로 설정해야 할 것이다.

• 한국방사성폐기물학회:학술대회논문집
• /
• 한국방사성폐기물학회 2009년도 학술논문요약집
• /
• pp.63-64
• /
• 2009

변환시설의 해체 시 발생한 해체폐기물은 2009년 현재까지 약 354톤이며, 이들 중 탱크, 배관, 반응기, 펌프류 동의 해체금속폐기물이 약 191톤으로 54% 를 차지하고 있다. 이들 해체금속폐기물은 제염 처리공정을 통하여 전량 자체처분폐기물로 전환시키는 것을 목표로 두고 있다. 이는 오염된 금속류를 효과적으로 제염한 다음 자체처분시킴으로서 방사성폐기물에 대한 처분비용을 저감할 수 있기 때문이다. 해체금속폐기물 중 스테인레스강 해체폐기물은 질산 용액을 사용한 초음파화학제염공정으로 제염한 후 자체처분폐기물로 53톤을 전환하였다. 탄소강 해체물의 경우 스팀제염공정으로 제염한 결과 제영 효율은 좋았으나 변환시설 가동 중 유지 보수를 위하여 페인팅을 하였던 해체물의 경우 페인트를 제거하지 않을 경우 스팀제염장치로는 제염이 안 되었다. 탄소강 해체금속폐기물은 약 117톤 발생하였으며, 이들 중 모터, 펌프 등을 제외한 제염 대상 폐기물은 약 80톤이며, 이들을 용융 제염 및 감용을 위하여 기초 연구를 수행한 결과를 바탕으로 약 180kg/batch 용량의 금속용융제염 설비를 제작 설치하여 탄소강 해체금속폐기물 용융제염 처리를 수행 중에 있다. 금속용융은 장치가 간단하고 폐기물 처리량이 비교적 적고 단속적인 운전에 매우 효과적인 고주파 유도로를 사용하였다. 용융장치는 고주파 발진장지와 용해로체로 구성된 고주파 유도설비와 냉각계통으로 구성된다. 고주파발진장치는 철제 200kg을 용해할 수 있는 용량을 갖추었으며, 실험 및 실제 처리 등 용해로체의 크기 변경이 필요할 경우에는 고주파발진기의 출력 주파수를 변경할 수 있게 하였다. 용융 장치의 발진기 부분의 입력전원은 3상, 440V, 60Hz 이며, 출력전원은 200kW, 출력주파수는 lkHz, 3kHz, 5kHz로 구성되어 있으며, 회당 180kg 의 폐기물을 용융할 시에는 3kHz로 고정하여 사용하였다. 용해로체 부분 중 고주파유도가열부는 heating coil 및 절연부로 구성되어 있고, 그 외 support frame과 lever로 구성되어 있다. 용해로체와 고주파 발진장치의 냉각을 위한 냉각설비는 냉각기와 냉매의 저장을 위한 저장조로 구성되어 있으며, 냉각기의 용량은 20RT 이다. 용융로체의 직경은 약 28cm로 크기가 큰 해체물의 장입이 어려워 작은 크기로 세절을 해야만 하며，용융로의 용량을 증가시킬 경우 해체물을 작은 크기로 세절하는 비용을 절감할 수 있을 것이다. 용융 중 시료 채취는 매 배치마다 수행하였으며, 그림3과 같은 시료 채취용 주형 틀에 국자모양의 채취기로 채취하였다. 해체물의 용융시 ingot를 생성하기 위해서 주형틀에 용융물을 장입하기 전 시료를 채취하였다 그림4는 생성된 ingot이며, 이들의 방사능 농도는 배치마다 차이는 있지만 최대 0.05 Bq/g 이하로 나타나 자체처분 폐기물로 전량 전환 가능하였다 그림5 는 해체물에 함유된 우라늄과 불순물을 제거한 슬래그로 방사능농도는 약 12Bq/g 으로 나타났으며, 이들의 발생량은 약 3wt% 정도로 폐기물 발생량이 작았다. 따라서 금속폐기물의 경우 용융제염으로 처리할 경우 폐기물 발생량을 최대로 줄일 수 있어 처리 효율이 기타 처리 공정보다 효율적인 것으로 판단된다.

• 자원환경지질
• /
• 제45권3호
• /
• pp.277-294
• /
• 2012

부산의 지역의 암석 종류에 따른 토양 내 라돈 농도의 시 공간적 변화 특성과 변화 요인에 대하여 연구하였다. 토양 내 라돈($^{222}Rn$)농도와 암석 및 토양의 모원소($^{226}Ra$,$^{228}Ra$ U, Th)의 농도를 부산지역 24개 지점에서 측정하였다. 모암과 토양 내 이들 모원소들의 분포와 거동 특징을 분석하고 라돈과의 상관성을 상세히 규명하였으며, 지형에 대한 영향도 평가하였다. 토양 내 라돈 농도 측정에는 두 가지 in-situ 방법(soil probe 방법과 지중매설튜브 방법)을 적용하여 측정의 정확성에 대하여 비교하였다. 토양 내 라돈의 공간적 분포는 모암의 암석 종류에 따른 U의 농도를 전반적으로 반영하여, 화산암에 비해 심성암에 높고, 산성암>중성암>염기성암 순으로 높은 변화양상을 보였다. 그러나 동일한 모암에서 유래된 토양내의 라돈 농도에서 큰 폭의 변화가 나타나며, 이는 라돈의 모원소인 U와 $^{226}Ra$의 암석과 토양에서의 현저한 방사능 비평형 결과이다. 따라서 토양 내 라돈 농도는 이들 모원소의 암석과 토양 내 농도와의 상관성은 매우 낮게 나타나며, 암석 내 농도에 비해 토양 내 농도와 더 높은 상관성을 보였다. Th과 $^{228}Ra$은 풍화작용과 토양 발달 특성에 따라 U와 지구화학적 거동 및 부하 특징을 달리하기 때문에, 동일한 모암에서 유래된 토양에서도 토양 특징에 따라 U와 현저히 다른 복잡한 농도 변화 양상을 나타내었다. 지형구배를 이루는 경사지의 동일 심도의 토양 내 라돈농도는 위치에 따라 차이를 나타내며, 모암을 같이하는 잔류토양(부산대 내 19개 지점)내에서는 소규모 지형 변화에 의해 토양 내 라돈 농도가 6.8~29.8Bq/L 범위로 변화하였다. 토양 내 라돈 농도는 토양 특성에 따라, 정반대의 계절적 변화 양상을 보인다. 지중매설튜브 방법이 soil probe 방법에 비해 더욱 정확히 토양 내 라돈농도를 측정할 수 있어, 토양 내 라돈의 시 공간적 변화 특성에 대한 분석에 매우 유용한 것으로 나타났다.

• Journal of Radiation Protection and Research
• /
• 제7권1호
• /
• pp.17-22
• /
• 1982

지표하에서 방출되는 토양기체중의 라돈농도 측정은 환경방사능, 우라늄탐색, 지진예지 등에 관한 연구에 널리 이용되고 있다. 본 연구에서는 초산 셀룰로우즈(LR115-Type2와 CA80-15, Kodak $Path\'{e}$)와 CR-39의 플라스틱 비적검출기를 부착한 라돈컵을 제작하여 경북일원에서의 토양기체중 라돈농도를 측정하였다. 제작한 라돈컵내에는 일정량의 $CaSO_4$를 건조제로 사용하여 플라스틱 검출기에 미치는 습기의 영향을 감소시켰으며, 라돈컵의 라돈검출 환산인자는 $1tr/cm^2{\cdot}30days=1.2{\times}1.0^{-2}pCi/l$였다. 1981년 1월부터 1982년 2월 사이의 대구에서의 평균 라돈농도는 39.1pCi/l였다. 한편 1981년 8월부터 1982년 2월 사이의 대구, 안강, 경주, 포항, 청하, 안동에서의 평균 라돈농도는 각각 31.8pCi/l, 124.5pCi/l, 127.0pCi/l, 79.1pCi/l, 144.4pCi/l, 70.9pCi/l였으며, 이 결과를 TLD에 의한 환경방사능 측정치와 비교하였다.

• 한국원자력학회:학술대회논문집
• /
• 한국원자력학회 1996년도 춘계학술발표회논문집(3)
• /
• pp.513-518
• /
• 1996

저농도 방사성 액체폐기물의 최종 처리를 목적으로 본 연구에서는 면 35%와 Polyester 65%가 함유된 합성섬유를 증발매체로 하여 자연상태의 공기를 강제 송풍시키는 자연증발처리시설에서 증발에 영향을 미치는 주요 변수에 따라 증발 단위 면적당 Cs-137, Co-60을 함유한 방사성 폐액의 증발량측정 및 제염계수를 조사하였다. 증발효과는 유입공기의 습도가 낮고, 공기의 유속과 공급액의 유량이 증가하고 유입공기 및 폐액의 온도가 높아질수록 증발량이 증가하였다. 실험결과 유입된 공기는 1$0^{\circ}C$ 이상, 습도는 80% 이하, 공급폐액의 유량이 3.4 $\ell$/hr $m^2$ 이상, 공기유속은 1.14~l.47 m/sec 범위가 조업조건이며 이때 제염계수는 5.1 $\times$ $10^3$, 배출공기의 방사능 농도는 4.7$\times$$10^{-13}$ $\mu$Ci/$m\ell$ air로 측정되었다. 공급유량이 4.6$\ell$/hr.$m^2$와 공기유속이 1.47 m,/sec일때 최대 증발조건으로 나타났으며, 이때 증발량은 총 증발면적 11,250$m^2$ 에서 1.2 ㎥/hr로 측정되었으며 대기의 온.습도 및 풍속에 따른 실험을 통하여 달톤형 증발식의 Wind Factor ［Eh ＝ (0.0168 ＋ 0.0141V)$\Delta$H］를 도출하였다.

• 방사성폐기물학회지
• /
• 제18권2호
• /
• pp.157-167
• /
• 2020

원전 해체 공정 중 다량의 콘크리트 방사성 폐기물의 절단 과정에서 불가피하게 방사성 에어로졸이 생성된다. 방사성 에어로졸은 인체 호흡기 흡착에 의한 내부피폭을 유발하기 때문에 작업자의 방사선 방호를 위한 내부피폭평가가 필수적으로 시행되어야 한다. 그러나 실제 작업환경의 에어로졸 특성값을 사용하기에는 선행 연구가 미비하며 콘크리트에 포함된 방사성 핵종의 수가 많기 때문에 정확한 작업자 내부피폭평가를 위해서는 상당한 시간과 인력이 필요하다. 따라서, 본 연구에서는 사전 연구된 콘크리트 에어로졸 특성값을 활용하여 원전 해체 전 절단 작업자의 내부 피폭량을 빠르게 예측할 수 있는 새로운 방법론을 제시하고자 한다. 본 연구팀은 콘크리트 절단 시 발생하는 사전 연구에서 발표된 에어로졸의 수농도 크기 분포데이터를 뉴턴-랩슨법을 이용하여 피폭평가 계산에 필요한 방사능중앙 공기중역학직경(Activity Median Aerodynamic Diameter)값으로 변환하였다. 또한 원전 정지 10년 후 비방사능 값을 ORIGEN code로 계산하였으며, 최종적으로 핵종별 예탁유효선량을 IMBA 프로그램을 이용하여 계산하였다. 핵종별 예탁유효선량값을 비교한 결과 152Eu에 의한 최대 예탁유효선량은 전체 선량값의 83.09%를 차지하고, ¹⁵²Eu를 포함한 상위 5개 원소(¹⁵²Eu, ¹⁵⁴Eu, ⁶⁰Co, ²³⁹Pu, ⁵⁵Fe)의 경우 최대 99.63%를 차지함을 확인하였다. 따라서 원전 해체 전 콘크리트의 구성 원소 중 상위 5개 주요 원소 측정을 먼저 시행한다면 더 빠르고 원활한 방사능 피폭관리 및 해체 작업 안전성 평가가 가능할 것으로 판단된다.

• 방사성폐기물학회지
• /
• 제18권2호
• /
• pp.217-225
• /
• 2020

해체 원전에서 총 폐기물의 약 70~80%에 해당하는 많은 양의 콘크리트 폐기물은 해체 폐기물의 대부분을 차지한다. 해체 시 발생된 콘크리트 폐기물은 핵종별 농도에 따라 규제해제 폐기물과 방사성폐기물로 정의할 수 있다. 따라서, 방사성 콘크리트 폐기물의 처분 비용을 저감하기 위하여 자체 처분 및 제한적 재활용을 위한 제염 작업의 수행이 중요하다. 그러므로 콘크리트 폐기물의 효율적인 제염 작업을 위해 내부 방사능 분포를 예측하는 것이 필수적이다. 본 연구는 원전 해체 시, 발생되는 콘크리트 폐기물의 내부 방사능 분포를 예측하기 위하여 다양한 컴프턴 영상 재구성 방법의 성능을 비교하였다. 다양한 컴프턴 영상 재구성 방법으로 단순 역투사(SBP), 필터 후 역투사(FBP), 최대우도 기댓값 최대화 방법(MLEM), 그리고 기존의 MLEM의 시스템 반응 함수에 에너지 정보가 결합되어 확률적으로 계산하는 최대우도 기댓값 최대화 방법(E-MLEM)이 사용되었다. 재구성된 영상을 획득한 후, 정량적인 분석 방법을 이용하여 재구성된 영상의 성능을 정량적으로 비교 및 평가하였다. MLEM 및 E-MLEM 영상 재구성 방법은 각각 재구성된 영상에서 높은 이미지 분해능과 신호 대 잡음비를 유지하는 데 있어 가장 좋은 성능을 보여주었다. 본 연구에서 도출된 결과들은 원자력 시설 해체 시 방사성 콘크리트 폐기물의 내부 방사능 분포를 예측하기 위한 수단으로 컴프턴 영상을 사용할 수 있는 가능성을 보여주었다.

• 한국표면공학회:학술대회논문집
• /
• 한국표면공학회 2000년도 추계학술발표회 초록집
• /
• pp.59-59
• /
• 2000

원자력발전소 1차계통과 격납용기 내부에서 사용되는 주요 부품들은 운전중에 발생한 방사 성 물질들의 침투와 홉착에 의해 오염되어 간다. 이 오염된 부품 및 장비, 공구, 방호복, 방호모자, 작업화 등의 세정과 정비를 위해서는 제염이 선행되어야 한다. 현재의 제염법은 2차 방사성 폐기물을 발생하는 문제점이 있다. 따라서I 2차 폐기물의 발생을 근원적으로 줄일 수 있는 새로운 제염방안이 절실히 요구되고 있는 실정이다. 본 논문에서는 이러한 문제점을 해결할 수 있는 제염법을 개발하기 위해 2가지 방법을 적용하였다. 첫째로, 원자력 발전소에 서 나오는 방사능 오염 세탁물 제염을 위한 액체 및 초임계 이산화탄소를 이용한 방사능 오염물 제염기를 개발하였다. 제염기는 반응기(16 liteer), 회수시스템 그리고 저장용기로 구성되어있다. 세정에 사용된 모든 이산화탄소는 회수되어 재사용 되어지므로 2차 폐기물의 발생을 근원적으로 없앨 수 있다. 제염성능실험결과 제염지수가 목표치보다는 낮았다. 이는 제염 기에 계면활성제와 기계적인 힘을 가한다면 높은 제염지수를 얻을 수 있을 것으로 예상된다. 둘째로, 발전소에서 나오는 오염된 공구나 장비의 세척을 위한 가변형 노즐 드라이 아이스 세척 장치를 개발하였다. 표면세정시 얼음층 형성방지를 위하여 열공급장치를 부착하였다. 유라표면에 지문을 묻혀 실험한 결과 쉽게 제거되었다. 실제 발전소에 있는 P Pump-housing의 표면을 실험한 결과 방사능의 약 40-80%가 제거되었다. 이 장치는 검출기, 제어장치, 용액상에서 세척될 수 없는 장치에 적용할 수 있는 효율적인 세척법이다. 이는 프리프레그의 표면처리 가 충과 충간의 접착강도를 증가시키고 또한 탄소섬유와 에폭시 간의 계면력을 증가시킨데 기인하는 것으로 사려된다.되었으며, duty-on 시간의 증가에 따라 $Cr_2N$ 상의 형성이 점점 많아져 80% duty-on 시간 경우에는 거의 CrN과 $Cr_2N$ 상이 공존하는 것으로 나타났다. 또한 duty-on 시간이 증가할수록 회절피크의 세기가 증가하여 결정화가 더 많이 진행되어짐을 알 수 있었다. 마찬가지로 바이어스 펄스이 주파수에 다른 결정성의 변화도 펄스의 주파수가 증가할수록 박막이 결정성이 좋아지고 $Cr_2N$ 상이 쉽게 형성되었다. 증착 진공도에 따른 결정성은 상대적으로 질소의 농도가 높은 낮은 진공도에서는 CrN 상이 주로 형성되었으며, 반대로 높은 진공도에서는 $Cr_2N$ 상이 많이 만들어졌다. 즉 $1.3{\times}10^{-2}Torr$의 증착 진공도에서는 CrN 상만이 보이는 반면 $9.0{\tiems}1-^{-2}Torr$ 진공도에서부터 $Cr_2N$ 상이 형성되기 시작하여 $5.0{\tiems}10^{-2}Torr$ 진공도에서는 두개의 상이 혼재되어 있음을 알 수 있었다. 박막의 내마모성을 조사한 결과 CrN 박막의 마찰 계수는 초기에 급격하게 증가한 후 0.5에서 0.6 사이의 값으로 큰 변화를 보이지 않았으며, $Cr_2N$ 박막도 비슷한 거동을 보였다.차 이, 목적의 차이, 그리고

• 한국방사성폐기물학회:학술대회논문집
• /
• 한국방사성폐기물학회 2004년도 학술논문집
• /
• pp.399-406
• /
• 2004

본 연구에서는 국내 원전이 위치한 지역의 토양에서 $Cs^{137}$의 축적 경향을 파악하기 위하여 원전이 위치한 영광군 관내의 평지와 고산지대인 금정산, 불갑산 및 영광원전으로부터 원거리에 위치한 내장산 등을 대상으로 토양 중 $Cs^{137}$의 화학적인 특성과 고도에 따른 $Cs^{137}$의 축적 경향을 평가하기 위하여 실험을 통한 연구를 수행하였다. 일반적으로 국내 토양 중 $Cs^{137}$의 농도는 불검출 - 2523q/kg-dry의 범위 내에 포함되었으며 본 연구에서 수행한 평지부분과 고산지대인 원전으로부터 2km 떨어진 금정산, 약 20km 떨어진 불갑산 및 원거리에 위치한 내장산에서도 지금까지의 $Cs^{137}$ 농도 범위에 들었다. 그러나 고산지대는 평지에서와는 다르게 고도가 증가함에 따라 $Cs^{137}$ 농도도 증가하는 경향을 보이고 있고, 정상 부분보다 $Cs^{137}$의 농도가 하부 부분보다 더 높게 나타났고 영광원전 인근 일반평지부분보다는 $Cs^{137}$의 방사능 농도가 2~6배 정도의 높은 경향을 나타내었다. 연구결과 $Cs^{137}$의 분포는 지형적 요인(고도, 강수량 등)과 토양의 화학적 요인(양이온치환용량)과 상관성이 근 것으로 나타났다. 지형적 요인으로는 주로 고도를 들수가 있는데 높은 고도의 산의 경우 대기중 $Cs^{137}$이 토양에 침투되는 기회가 커짐으로 동일한 토질 조건의 평지 토양에 비해 높은 $Cs^{137}$ 준위를 나타내었다. 토양의 화학적 요인으로는 양이온치환용량이 주요 인자임이 규명되었다. 양이온치환용량은 침적된 $Cs^{137}$을 토양에 고정시키는 능력을 나타내며 같은 지형조건에서 높은 양이온치환용량을 가진 시료가 낮은 양이온치환용량을 가진 토양에 비해 $Cs^{137}$ 농도가 높은 값을 보였다.