• 한국건축시공학회지
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• 제19권2호
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• pp.139-147
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• 2019

본 연구는 최근 방사능 물질의 위험성에 대한 관심이 커지며 원전사고 등의 대규모 인명 피해와 위험지역 선정 등의 이유로 인체의 방사능 안전성에 대한 관심이 커지면서 요구되는 실내 건축용 마감재에 대한 것이다. 일상에서 방사능에 노출되는 여러 가능성 중 실내 공기 중 라돈가스에 대한 관심이 커지면서 라돈가스 흡착형 경화체에 대한 기초연구 자료를 제시한다. 본 연구에 흡착재로 활용된 재료는 규조토와 실리카겔로, 천연 흡착재인 규조토와 인공 흡착재인 실리카겔의 기초 성능 및 흡착 성능을 평가하였다. 향후 실내 공기 중 라돈가스 농도 저감에 대한 정밀한 추가 실험에 대한 연구결과가 필요할 것으로 예상되고, 실험결과에 따른 인공 흡착재인 실리카겔의 라돈가스 흡착 가능성을 기대한다.

• 한국대기환경학회:학술대회논문집
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• 한국대기환경학회 2000년도 춘계학술대회 논문집
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• pp.337-339
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• 2000

저준위 환경 방사능 측정에서 가장 문제가 되는 것은 주변의 백그라운드에 의한 영향이다. 백그라운드로는 우주선, 지각 방사선, 그리고 대기중의 방사선 둥이 있다. 이러한 백그라운드를 감소시킬 수 있다면 저준위 방사능 측정의 감도향상은 물론 정확성을 향상시킬 수 있다. 이러한 백그라운드 중에서 대기중의 방사선은 주로 지각으로부터의 라돈 방출에 의하여 기인하게 된다(Eisenbud, 1987 : Thomas, 1972). 방출된 라돈 및 딸핵종들은 대기 중의 먼지에 흡착되어 부유하게 되는데, 부유 먼지에 흡착된 백그라운드의 주요 원인이 된다. (중략)

• 농약과학회지
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• 제2권2호
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• pp.59-67
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• 1998

토양중 침투성 살충제 carbofuran과 제초제 petilachlor의 용탈행적을 구명하기 위하여 물리화학적 성질이 상이한 2종의 논토양으로 충전된 토양 column (내경 5cm ${\times}$ 길이 30cm)에 $^{14}C$-표지 화합물을 각각 처리한 후 벼 (Oryza sativa L.)를 생육시키면서 벼를 심지 않은 경우를 대조구로 하여 8주 동안 주당 95.2 ml씩 용탈시켰다. Carbofuran의 경우 토양 column에서 용탈된 $^{14}C$ 방사능의 양은 벼를 재배하지 않은 토양 A와 B에서 각각 총처리 방사능의 74.8와 92.3%였으며, 벼를 재배한 토양에서는 각각 45.1%와 69.7%였다. 반면에 petilachlor의 경우 벼를 재배한 토양 column에서는 각각 총처리 방사능의 2.4%와 5.0%가 용탈되었으며, 벼를 재배한 경우는 각각 3.1%와 8.2%가 용탈되었다. 토양에 처리한 [$^{14}C$]화합물 모두 벼의 생육유무에 관계없이 양이온치환용량, 유기물 및 점토의 함량이 적은 토양 B에서 $^{14}C$ 방사능의 용탈이 증가되었다. 토양 column중 carbofuran의 이동성은 매우 높은 반면에 petilachlor는 매우 낮았으며, 이는 그들의 토양흡착과 수용성에 기인된 것으로 판단된다.

• 한국환경과학회:학술대회논문집
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• 한국환경과학회 2003년도 가을 학술발표회 발표논문집
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• pp.315-318
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• 2003

본 연구에서는 NaCl 용응법에 의해 fly ash로부터 합성된 swelling mica의 다양한 이온의 교환특성과 이온교환이 결정구조에 미치는 영향을 규명함으로서 swelling mica에 의한 유해 방사능 물질 및 중금속의 효과적인 제거제로서의 활용 가능성을 조사하고자 하였다. 1가 양이온이 흡착된 FA-swelling mica의 $d_{001}$/ peak의 강도는 흡착된 이온의 직경이 클수록 감소하는 경향을 나타내었으나, $d_{001}$/ value는 흡착된 이온의 직경과 뚜렷한 상관관계가 없었다. 또한 FA-swelling mica의 NH4 이온의 흡착량은 133 $cmol^{+}$/kg, K 이온은 127 $cmol^{+}$/kg, Li 이온은 23 $cmol^{+}$/kg으로서 방사성 물질과 중금속 이온에 비해 낮은 경향을 나타내었다. 2가 양이온이 흡착된 FA-swelling mica의 $d_{001}$/ peak 강도와 $d_{001}$/ value는 이온의 직경에 관계없이 비슷한 값을 나타내었으며 1가 양이온의 흡착에 비해 구조적 안정성이 높았다. Sr 및 Ba 이온의 흡착반응은 느리고 지속적으로 일어났으며 Ca와 Mg 같은 2가 양이온에 비해 선택성이 훨씬 높은 것으로 나타났다. 또한 Sr 및 Ba 이온과 같이 직경이 큰 방사성 원소들은 swelling mica의 층간에 흡착되어 결정구조가 부분적으로 붕괴됨으로서 이온을 비가역적으로 고정하는 특성을 나타내었다. Zn, Cu, Cd 및 Pb 등의 중금속 이온이 흡착된 FA-swelling mica의 $d_{001}$/ value는 12.70~12.80$\AA$으로서 매우 일정하였으며, 이온 흡착에 의한 층간 팽창정도는 이온의 크기뿐만 아니라 수화정도에 따라 상이하였다. FA-swelling mica의 중금속 이온의 흡착은 층간 붕괴에 의해 일어나는 것으로 판단되며, 선택성과 흡착능력은 층간 붕괴속도와 비례하는 경향을 나타내었다. 또한 FA-swelling mica의 중금속 이온의 선택성은 Pb>Cu>Cd$\geq$Zn 순으로 나타났다.

• 대한환경공학회지
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• 제39권7호
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• pp.385-390
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• 2017

응집 침전기술인 방사능 오염물질의 처리장치의 용존성 Cs 처리특성을 평가하였다. 방사능 오염물질 처리장치는 전흡착부, 고형물침전부, 후흡착부로 구성하였다. 흡착제는 천연광물 일라이트를 입자크기에 따라 LPI (Large Particle Illite), SPI (Small Particle Illite)로 구분하여 사용하였고, 응집제는 고염기도 PAC (poly aluminum chloride)을 사용하였다. 흡착제는 판상구조형태로 주로 석영, 조장석, 백운모로 구성되었으며, LPI, SPI의 Surface area는 각각 $4.201m^2/g$, $4.227m^2/g$으로 나타났고 입자크기는 각각 $197.4-840.9{\mu}m$, $3.28-53.57{\mu}m$로 나타났다. 천연광물인 일라이트의 흡착효율은 LPI는 82.8%, SPI는 85.6%로 나타났고 흡착제 회수에 대한 간접적인 지표인 탁도의 제거율은 96.4%, 98.3%로 나타났다.

• 공업화학
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• 제29권2호
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• pp.127-137
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• 2018

후쿠시마 다이치 핵발전소의 사고 이후 방사능 오염이 중요한 환경 관심사가 되었다. 원자량 134와 137 세슘은 주요 핵분열 산물이며, 이물질들은 방사능 오염의 주된 문제들이다. 후쿠시마 다이치 핵 발전소 사고에서 다량의 세슘이 방출되었으며, 이 사고의 결과, 많은 연구자들이 방사능-독성 세슘 제거를 위한 흡착제 개발에 집중하였다. 본 총설에서는 세슘 제거를 위하여 각광을 받는 물질로서 청색 안료와 이와 유사한 화합물 제조의 최근 발전 동향을 자세하게 검토하였다. 또한, 다양한 형태의 점토와 점토 기반 흡착제 및 새로 개발된 흡착제를 이용한 세슘 흡착의 최근 연구들을 고찰하였다.

• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 1998년도 춘계학술발표회논문집(2)
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• pp.677-682
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• 1998

영광원전주변 해양에서 조사된 환경방사능 조사결과를 토대로 Cs-137과 Sr-90 방사성물질의 해수와 부유물에서 분포특성과 해양생물로의 전이.농축특성을 분석하였다. 방사성물질의 분포특성 분석은 해양에서 방사성물질의 용해성과 부유물에의 흡착성 평가뿐 아니라 방사성물질의 해양확산을 평가하는데 필수적 요소이다. 지금까지는 방사성물질의 해양확산 평가시 완전 용해성으로 가정하여 단순한 해수유동 특성만을 고려하여 평가하였으나, 흡착성 등 물리화학적 거동특성을 평가함으로써 좀더 사실적인 해양확산을 평가할 수 있다. 평가결과 Cs-137과 Sr-90의 분포특성을 나타내는 분배계수가 각각 8.1$\pm$1.4E-4, 7.4$\pm$2.3E-5 로 나타났다. 이는 두 핵종 모두 용해성이 높고 흡착성이 낮음을 보여준다. 그리고 Cs-137과 Sr-90에 비해 상대적으로 흡착성이 높게 나타나고 있다. 또 전이.농축특성 분석결과는 김에서 Cs-137과 Sr-90의 전이.농축계수가 66과 3, 서대와 병어에서는 122.5와 6, 패류에서는 Sr-90의 전이.농축계수가 6으로 나타났다. Sr-90은 전반적으로 전이.농축계수가 낮게 나타나 생물체에유입되더라도 쉽게 배출돼 축적경향이 매우 낮음을 보여준다. 반면 Cs-137은 Sr-90에 비해 상대적으로 농축특성이 높게 나타나고 있다. 향후 이를 토대로 해역의 고유 환경특성에 맞는 방사성물질의 해양중 거동특성을 고려한 해양확산평가 및 해양감시가 이뤄져야할 것이다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제12권2호
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• pp.121-126
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• 1980

효과적인 저농도 인슈린 방사면역 측정법 확립 및 표지인슈린의 면역학적 환성과 탄소분말에 대한 흡착력의 상관관계를 밝히기 위하여 이들 두 다른 기준에 기초를 둔 두가지의 최적표지 인슈린선정방법을 비교한결과 탄소분말흡착에 의한 방법은 부적당함을 알 수 있었다. 일반적으로 표지인슈린의 방사능, 항체결합능, 탄소분말흡착능등은 서로 일치하지 않았다. 따라서 측정신뢰도를 높이기 위해서는 매 표지때마다 항체결합능으로 최적표지 인슈린을 선정해야 하며 탄소분말 흡착력으로 선정하면 안된다고 본다. 항체결합능에 따라 선정된 표지 인슈린을 써서 대조혈청중의 인슈린량이 정화히 측정되었으며 정온유지시간을 96시간으로 연장함으로써 5 $\mu$U/ml 하의 표준 인슈린투여 량에 대해서도 매우 예리한 응답곡선을 얻을 수 있었다.

• 방사성폐기물학회지
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• 제4권2호
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• pp.179-186
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• 2006

원자력을 이용하는 시설 및 그와 관련한 연구개발실험실로부터 각종 화학폐수가 다량으로 발생되고 있으며 이들 폐수를 화학폐수 전용처리시설로 처리하고 있으나 최종 건조 케이크내에 함유된 우라늄의 농도가 규제면제농도인 10 Bq/g을 약간 초과하므로서 방사성폐기물로 분류하여 별도로 저장하고 있다. 화학폐수 처리후 침전된 슬러지내의 우라늄 농도를 분석한 결과 우라늄이 용액상이 아닌 침전물상에 존재함을 알았으며, 이들 우라늄을 침전물로부터 용액상으로 용해하기 위하여 강질산으로 용해시켰다. 그 결과 대부분의 우라늄이 슬러지의 침전물로부터 용액상으로 용출되었으며, 용해후 얻어진 슬러지 산용해액에 대해 IRN-77과 비드형으로 새로 제조한 다이포실 수지를 실 폐액처리에 적용하기 위한 흡착실험을 수행하였다. IRN-77과 다이포실 비드를 단독, 혼합 또는 단계적으로 사용한 결과, 80%이상의 우라늄 흡착효율을 얻기 위해서는 산용해액과 동등량 또는 그 이상의 다량의 수지가 소요되었다. 한편 침전 슬러지를 압착하여 부피가 더욱 축소된 탈수케이크를 산용해한 결과, 탈수케이크 대 질산의 비율이 3:2에서 우라늄의 함량을 최대 11 mg/L을 얻었으며 슬러지 용해시보다 적은 양으로 산용해가 가능하였다. 탈수 케이크 산용해액의 방사능 농도는 6.97E-01 Bq/ml 로서 기존의 자연증발처리시설에서 처리가 가능한 수준이었으며, 건조케이크의 비방사능은 11.2 Bq/g로서 최종 폐기물로 발생될 폐증발천의 비방사능이 4.3 Bq/g으로 평가되어 우라늄 동위원소의 규제면제치인 10 Bq/g 미만이므로 자체처분이 가능한 수준이었다. 결론적으로 화학폐수를 처리한 후 부피가 최소화된 탈수케이크에서 우라늄을 산용해시키고 최종 산용해액은 기존의 자연증발시설로 증발처리하면 방사성 건조케이크의 발생 없이 또한 자연증발천도 자체처분이 가능한 최적의 방안을 도출하였다.

• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 1996년도 추계학술발표회논문집(2)
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• pp.565-570
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• 1996

$^{32}$P는 순수한 $\beta$$^{-}$ 방출핵종(방출에너지 ＝ 1.71 MeV, 반감기 ＝ 14.3일)이며 의료용, 표지화합물 합성용, 유전공학 실험용 등으로 널리 사용되므로 고품질의 $^{32}$P의 수요에 부응하기 위해 감압증류법을 개발하였는 바 그 방법과 결과는 다음과 같다. 연구로 2호에서 중성자 조사된 황 표적을 감압 증류용기내에서 5~10 mmHg의 감압하에 200~30$0^{\circ}C$로 가열하여 황을 증류해 낸 다음 묽은 염산을 역류시켜 넣고 $^{32}$P 를 울궈냈다. 이 용액을 이온교환 수지로 정제하여 약 60 mCi/batch의 정제 $^{32}$P를 얻었다. 이온교환수지에 흡착되는 $^{32}$P의 방사능은 전체의 3% 미만이었고 여기에 흡착되는 불순 핵종은 $^{131}$ Ba, $^{85}$ Sr, $^{59}$ Fe, $^{65}$ Zn, $^{60}$Co이었다. 이 방법으로 얻은 $^{32}$P 최종제품은 핵종순도 >99%, 방사화학적 순도 >98%, 고형성분 함량 <1.2 mg/mL 이어서 그 품질이 우수함을 알 수 있었다.