• 한국산학기술학회논문지
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• 제11권12호
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• pp.4819-4825
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• 2010

치과 진료에 사용되는 세라믹 재료들은 고유존재비에 따라 자연방사성 핵종을 포함하고 있다. 이 방사성 핵종들은 치과 진료를 통하여 세라믹 재료들이 인체에 시술됨에 따라 구강 내에서 내부 방사선 피폭을 일으키게 된다. 본 연구에서는 치과재료 속에 포함된 방사성 핵종에 의해 인체에 영향을 미칠 수 있는 영향을 평가하기 위하여 치과 재료용으로 흔히 사용되는 22종류의 세라믹 재료와 1종류의 temporary resin 및 2종류의 glass ionomer cement에 대하여 전$\beta$ 방사능을 측정하였다. 측정 결과 치과 세라믹 재료의 전$\beta$ 방사능은 1.317 ~ 2.935 Bq/g 이었으며, 세라믹 재료 평균 전$\beta$ 방사능 농도는 2.379 Bq/g이었다. 세라믹 재료 중 전$\beta$ 방사능이 가장 높은 것은 opacious dentine의 code OD-A4로 2.935 Bq/g이었다. Dentine, opacious dentine, translucent 및 enamel의 평균 전$\beta$ 방사능은 각각 2.479 Bq/g, 2.491 Bq/g, 2.470 Bq/g 및 2.069 Bq/g 이었다. Temporary resin과 glass ionomer cement의 전$\beta$ 방사능 농도는 세라믹 재료에 비하여 측정오차범위 내의 무시할 만한 값이었으며, 전$\beta$ 방사능의 준위에 가장 많은 영향을 미치는 방사선동위원소는 40K으로 판단된다. 치과 재료의 방사선 준위에 추가적인 조사와 치과용 재료 내의 방사능 준위를 줄이기 위하여 이에 대한 기준이나 개선방안이 필요할 것으로 사료된다.

• 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.

• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 1997년도 추계학술발표회논문집(1)
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• pp.387-391
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• 1997

냉각재중의 방사능을 띤 성분 중에는 이온교환기에서 제거가 가능한 이온성분과 함께 필터에 의해서 주로 제거되는 입자성 물질로 존재한다. 운전중의 냉각재내 방사성 부식생성물의 물리적 조성 분포 측정 결과에 따르면 90%이상이 0.45$mu extrm{m}$필터에 의해 제거되는 입자성 물질로 구성되어 있다. 이로 인해 새수지 충전후 얼마 사용하지 않은 탈염기의 제염계수가 탈염기에서 완벽한 제거가 어려운 입자성 부식생성물로 인해 10이하를 나타낼 수 있다. 1차계통에 쓰이는 수지의 성능검사를 위해 사용하고 있는 현재의 제염계수 측정법은 다음과 같은 두가지 이유로 완벽하지 않음을 알 수 있다. 첫째, 냉각재중의 방사능을 띤 성분중에는 이온교환기에서 제거가 가능한 이온성분과 함께 필터에 의해 제거되는 입자성 물질도 함께 존재하므로 탈염기의 제염계수 측정 절차는 입자성 물질을 배제한 후 측정해야 하며, 특히 수치 교체를 결정하기 위한 제염계수 측정시에는 여과된 여액으로 방사능 농도를 측정하는 것이 바람직하다. 둘째 운전중인 냉각재의 시료중에는 핵분열 수율이 높고 핵연료봉 손상부위로 유출이 용이한 불활성 기체핵종들이 많이 존재하며, 탈염기 후단에서 채취한 시료중에도 많이 존재하고, 시료 이송과 방사능 측정동안의 짧은 시간동안에도 계속 붕괴반응함으로서 새로 생긴 핵종으로 인해 마치 탈염기의 제거능이 낮은 것으로 오판될 수 있다. 이러한 측정 오차인자를 고려하여야 1차계통 탈염기의 교환능력을 정확히 판정할 수 있다.

• 대한핵의학회지
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• 제29권1호
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• pp.92-97
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• 1995

감염병소와 진단을 위해 여러 방사성성핵종 표지 사람비특이항체들이 임상이용되었으나, $^{123}I,\;^{99m}Tc,\;^{111}In$등 표지 핵종과 표지방법에 따른 체내동태의 차이에 대한 자료가 필요하며, 감염병소의 진단에 표준적으로 이용되어지던 $^{111}In$-oxine표지백혈구와 비교평가도 요구된다. 저자들은 $10^9$개의 포도상구균을 좌측 대퇴부에 주사하여 농양을 유발한 백서에서 $^{123}In$ 표지, iminothiolane을 이용한 $^{99m}Tc$ 표지, DTPA이용 $^{111}In$ 표지 사람비특이항체와 $^{111}In$-oxine 표지 백혈구의 체내동태 및 농양섭취율을 비교하였다. $^{123}In$-IgG는 갑상선 및 위의 방사능이 높아 체내 탈요드반응이 빠름이 시사되었으며, $^{99m}Tc$-iminothiolane IgG는 신장방사능이 높아 신장으로 IgG 또는 대사물이 배설됨을 알 수 있었다. $^{111}In$-oxine표지 백혈구는 간 및 비장의 방사능이 높았고, 혈액방사능 제거율이 가장 빨랐다. 주사 24시간 후의 농양섭취율은 $^{111}In$-DTPA IgG가 가장 높았고, 농양 대 혈액 방사능비는 $^{111}In$-oxine표지 백혈구가 가장 높았으며, $^{111}In$-DTPA IgG와 $^{99m}Tc$-iminothiolane IgG가 다음으로 비슷하였다. $^{111}In$-oxine표지 백혈구보다는 방사성핵종표지 IgG가 간편하게 이용될 수 있으며, $^{111}In$ 이 $^{99m}Tc$나 $^{123}In$보다 지연영상의 촬영에 유리함을 알 수 있었다.

• 한국대기환경학회:학술대회논문집
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• 한국대기환경학회 2002년도 추계학술대회 논문집
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• pp.77-78
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• 2002

원자력시설이나 원자력발전소에서 사고가 발생하여 대기로 방출된 방사능물질은 두 가지 주요경로를 통해 인체노출이 일어난다 첫째는 지역내 대기중에 존재하는 방사성물질이 인체의 호흡이나 피부 등을 통해 체내로 흡입되는 직접적인 노출 (Direct Exposures)이고 다른 하나는 방사능물질이 대기로부터 주변의 토양에 침적하고 이러한 토양에서 재배된 오염된 농작물들 (쌀, 보리, 밀, 또는 과일, 채소)을 인간이 섭취하거나, 방사능물질에 오염된 목초로 키운 축산물(소, 돼지, 닭 등)과 이들로 생산하는 제품들(우유, 고기, 달걀 등)을 인간이 섭취함으로써 이루어지는 보다 간접적인 인체노출(Indirect Exposures)이 있을 수 있다. (중략)

• 한국막학회:학술대회논문집
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• 한국막학회 1998년도 추계 총회 및 학술발표회
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• pp.31-36
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• 1998

1. 서론 : 산업이 고도로 발달함에 따라 야기되는 환경오염의 심각성이 날로 더해가고 있다. 특히 원자력 관련시설중 핵연료 재활용 공정에서 발생되는 방사성 폐기물의 처리기술에 대한 개발이 무엇보다도 시급한 실정이다. 핵연료 재활용 조작은 고준위 및 중준위 방사능 액체 폐기물을 발생시키며 이러한 방사능 액체 폐기물의 주요핵종은 긴 반감기를 갖는 것들이다. 이러한 방사능 액체 폐기물의 무해한 저장을 위해서 세계적으로 노력해 왔으며 고준위 폐기물은 유리화한후 심층매립을 하는 것이 가장 안전한 방법으로 고려되고 있다.(생략)

• 한국방사선학회논문지
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• 제17권7호
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• pp.1197-1205
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• 2023

본 연구에서는 영남지역 해수욕장의 모래 시료 중에 함유되어 있는 방사능 농도를 측정하였다. 해수욕장에서 채취한 모래 표본은 영남지역의 유명해수욕장 8곳을 대상으로 선정하였다. 모래 표본을 반도체검출기인 고순도게르마늄검출기(HPGe)에 넣어 다채널분석기(MCA)를 이용한 정밀 감마 방사성핵종 분석을 실시했다. 방사선핵종의 농도를 측정하기 위해 측정 시간을 8,000 초로 설정하여 스펙트럼 파일을 얻어서 감마 방사성핵종의 농도를 분석하였다. 연구결과 8곳 해변 모두 TI-208의 방사능이 가장 높았다. 결론적으로 영남지역 해수욕장 모래표본에서 검출된 방사성핵종은 자연 방사성핵종이지만 인체 내부에 영향을 미칠 수 있다. 따라서 지속적으로 조사할 필요가 있다.

• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 1997년도 춘계학술발표회논문집(2)
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• pp.373-378
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• 1997

시험가동중인 다목적연구용 '하나로'를 이용하여 근접치료용으로 사용되는 $^{192}$ IR seed 제조실험을 하였다. '하나로'의 특성을 고려하여 제작된 조사표적용기에 표적용 Ir seed를 넣고 밀봉한 후 He 누출시험을 통과한 표적만 원자로의 HTS 조사공에서 중성자 조사시켰다. HTS 조사공의 평균 열중성자속은 측정결과 원자로출력 15 MWt일 때 2.54 $\times$ $10^{13}$ n/$\textrm{cm}^2$.sec였다. 5회에 걸쳐 5개의 조사표적을 사용하여 총 200개의 $^{192}$ Ir seed를 제조, 실험하였으며 2시간 조사후 14일간 냉각시킨 Ir seed의 r-ray spectrum을 분석한 결과 $^{l92}$Ir외의 불순핵종은 검출되지 않았다. Ir seed의 방사능은 이온전리함을 사용하여 측정하였으며 방사능 측정결과 개별 $^{192}$ Ir seed의 방사능값은 평균 방사능값으로부터 $\pm$5 % 이내오차의 방사능 균일도를 갖는 것이 확인되었다.차의 방사능 균일도를 갖는 것이 확인되었다.

• Journal of Radiation Protection and Research
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• 제24권3호
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• pp.171-184
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• 1999

본 논문에서는 저준위 환경방사능 측정시 이용되는 검출한계에 대한 기본개념 및 수식을 통계학적 이론을 기초로 서술하였다. 방사능을 정확하게 검출할 신뢰도를 95%로 설정하여 알파 베타 및 감마선 측정기에 대한 검출한계치값을 계산하였다. 또한 환경 방사능 계측에 많이 사용되는 방사능 핵종에 대해 최소 검출 방사능 농도값을 검출한계치 개념을 근거로 계산하여 저준위 환경 방사능 분석시 환경방사능 측정결과에 대한 신뢰도 평가에 활용 가능 하도록 하였다.

• 한국방사성폐기물학회:학술대회논문집
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• 한국방사성폐기물학회 2009년도 학술논문요약집
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• pp.177-177
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• 2009

사용후 핵연료의 건식처리 시 핵연료 다발을 절단하여 voloxidation 즉 휘발산화처리를 하면 고온에 의해 분리가 가능한 핵분열생성물의 분리와 우라늄의 산화에 의한 부피팽창으로 핵연료가 쪼개져서 입도가 작아지고 또한 핵연료가 피복재에서 쉽게 박리되게 된다. 그 결과 폐기물 처리 시에 발열핵종으로 폐기물의 저준위화시에 분리가 요망되는 Cs-137이 분리되는 장점이 있어 습식 재처리에 있어서도 바람직하다. 건식처리에 있어서는 voloxidation 으로 처리된 피복재에는 금속 지르코늄에 불순물로 함유된 우라늄의 의한 방사화 생성물과 피복재 표변에 부착/침투한 방사화 생성물이 방사능을 갖게 된다. 이러한 부착된 TRU 잔류물은 통상 1% 미만으로 알파핵종의 방사능이 원자로에서 배출시에는 고준위 기준치의 약 100배 수준이었다가 30년 냉각후에는 약 1/10 수준으로 저준위화 된다. 지르코늄 금속중에 불순물로 함유된 우라늄의 방사화로 생기는 방사능은 고준위 기준치의 10% 를 넘지 않아서 피복재의 저준위화시에 고려할 필요가 없다. 발생열은 방출시에 고준위 기준치의 약 30 배 수준에서 5년 냉각후에는 기준치 미만이 되며 30년후에는 1/8000 정도로 저준위화 된다. 사용후 핵연료를 습시처리시에 발생하는 고준위 폐기물 중 약 1/4 가 피복재 (hull) 임을 고려하면 피복재의 저준위화는 사용후 연료의 건식처리에 있어서도 필수적인 과정이다. 특히 미국의 고준위 폐기물 처분장 Yucca Mt.의 포기와 우리의 고준위 폐기불 처분장이 공론화되는 싯점에서 저준위화는 매우 필요한 기술이다. 피복재는 방사성 물질의 침투두께가 0.01mm 미만이 대부분으로 저준위화에는 표면제염에 의한 저준위화가 주로 연구되어왔다. 표면제염에 의한 저준화는 이온 빔, laser에 의한 방법, dry ice 분사에 의한 방법이 시도되었다. 염소기체를 이용하여 지르코늄의 산화막을 제거하고자 하였으나 이 산화막이 안정적이어서 표변의 연마, 아크릴 칼의 사용, 표면을 눌러서 처리하는 등 전처리하여서 염소기체 반응에 의한 표면제거 실험이 가장 효과적임이 실험적 결과이었다. 이러한 전처리로 방사능을 1/100 수준으로 낮춘다고 하더라도 지르코늄 금속중에 불순물로 함유된 우라늄의 방사화에 의해 중저준위 폐기물의 범주에서 벗어나지 않으므로 재활용에는 제한이 있다. 또한 전처리(표면제염)하여 분리되는 고준위는 다른 고준위 염폐기물과 함께 처리하여 발열 핵종을 제거하면 중저준위화가 가능하다. 저준위화 된 hull폐기물에는 지르코늄 금속에 불순물로서 함유되어있는 우라늄에 의한 방사능을 갖는데 이들의 제거나 분리는 지르코늄 합금 피복재 원료물질에 불순물로 함유하는 우라늄의 함량을 낮추는 것과 유사한 문제이다. 현재까지 지르코늄합금 피복재에 우라늄이 불순물로 함유된 것을 사용함으로 원자로내에서 방사화되어서 방사능을 갖게 되는 것은 피할 수가 없다. 따라서 저준위화 처리된 피복재는 장기 보관으로 방사능을 감쇠시켜서 재활용하도록 한다. 처리 방법으로는 초고압 압축저장, 시멘트 고화, 합성암석에 의한 고화법 등으로 장기간 보관 후에 금속으로서 재활용한다.