• 한국방사성폐기물학회:학술대회논문집
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• 한국방사성폐기물학회 2009년도 학술논문요약집
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• pp.39-40
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• 2009

2009년 4월 29일 신월성원전 건설현장에 해수가 유입되어 건설 중에 있던 구조물과 건축 재료가 해수에 침수되는 사고가 발생하였다. 이 후 지역의 대표들이 신월성침수사고 조사위원회를 구성하여 침수된 구조물의 안전성과 보수가 필요한 부분을 정량적으로 평가하고 그 결과를 발표하였다. 본 논문에서는 침수사고의 개요와 조사위원회의 구성과정 및 활동 그리고 조사위원회의 의미 등을 살펴보고 이 때 월성원전감시기구의 역할 등을 고찰하여 원전주변지역 주민의 의식변화와 이에 따른 관련기관의 역할을 기술하였다.

• 한국해양학회지
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• 제4권1호
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• pp.9-16
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• 1969

금번 국내최대의 포항종합제철공장의 건립에 즈으하여 국내최대의 새로운 항만이 영일만내에 건설되고 있다. 항만의 건설의 외곽시설인 방파제 방사제 및 항입구의 배치계획에 기초자료가 된느 여러 조사업무중의 하나로 당 해역의 표사의 이동에 대한 조사가 실시되었다. 항만건설해역은 형산강과 냉천 사이의 해역으로써 이들 하천으로 부터의 유사가 표사이동에 미치는 영양도 아울러 조사되었으며, 표사의 공급원, 표사의 이동방향을 알기 위하여 광범위한 해역에 걸쳐 조사가 진행되었다. 표사는 해안을 따라 어떤 폭을 갖은 해변에서 발생하는 저질의 이동현상을 말하며, 하천의 유사와 마찬가지로 유체에 의한 물질의 운반작용이지만 그 운반기구는 하천의 유사에 비하여 대단히 복잡하여서 그의 정확한 선택파악은 대단히 어려운 문제이다. 최근 이와 같은 조사에 방사성물질이 추적자로 사용되고 있으며, 종래 사용되던 간접적인 방법에 비하여 비교적 간단히 그리고 직접적으로 표사의 실태를 파악할 수 있으미 확인되고 있다. 금번 조사에서는 방사성 추적자로서 Co-60을 사용하였다.

• 한국콘텐츠학회논문지
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• 제5권5호
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• pp.281-286
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• 2005

전국 16개 시도의 44개 종합병원에서 근무하는 방사선사 623명을 대상으로, 1998년부터 2002년도까지의 5년간 병원 방사선사의 피폭선량을 2003년 7월부터 8월까지 조사했다. 조사된 방사선사의 연간 평균피폭선량은 $1.73{\pm}0.10mSv$로 나타났다. 연도별로 보면 2000년이 $1.80{\pm}0.15mSv$로 가장 높고, 1998년이 $1.36{\pm}0.12mSv$로 가장 낮은 것으로 나타났다. 그러나 병원의 방사선피폭 환경에 근무하는 방사선사는 직업상 만성피폭이 될 가능성이 있으므로 이에 대한 장기적인 대안이 제시되어야 할 것으로 사료된다.

• Journal of Radiation Protection and Research
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• 제17권2호
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• pp.49-59
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• 1992

이온 또는 착화된 상태의 방사성핵종의 이동에 대한 착화제의 영향을 조사하기 위하여 새로운 모델이 제시되었다. 착화된 방사성핵종의 이동거동은 착화제와 착화된 방사성핵종의 열화를 포함하는 대류-확산 이동방정식에 의해 해석되었다. 이 수학적 모델은 해석적인 방법 에 의해 구해졌으며 지연요소를 조사함으로써 분석되었다. 계산결과들은 감소된 지연요소에 의해 착화된 방사성핵종의 이동속도가 이온형태의 방사성핵종보다 매우 빠름을 보여주었다. 따라서 원자력발전소로부터의 착화제의 발생과 환경으로의 유출을 감소시킬 수 있는 새로운 구제책이 필요하다고 하겠다.

• Nuclear Medicine and Molecular Imaging
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• 제40권4호
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• pp.228-232
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• 2006

목적 : $[^{18}F]F_2\;(T_{1/2}=110\;min)$ 기체를 이용하여 친전자성 치환반응으로 방사성동위원소 $^{18}F$을 표지하는 방법은 새로운 앙전자방출단층촬영용 방사성의약품 개발 분야에서 유용하게 이용되고 있다. 그림에도 불구하고 $[^{18}F]F_2$를 높은 생산수율과 비방사능으로 생산하기 위한 표적 개발 연구는 아직도 진행 중에 있다. 본 연구에서는 친핵성 치환반응으로 $^{18}F$을 도입하기 어려운 방사성의약품에 친전자성 치환반응으로 방사성동위원소를 도입할 수 있는 $[^{18}F]F_2$ 가스의 효율적인 생산에 관해 연구하였다. 대상 및 방법: 표적은 원추형 모양의 알루미늄 재질로 제작하였다. $[^{18}F]F_2$ 생산을 위한 핵반응으로 $^{18}O(p,n)^{18}F$를 사용하였으며, two-step 빔 조사방법을 이용하였다. 첫 번째 조사는 농축 $[^{18}O]O_2$가스를 표적에 충진한 후 빔 조사하여 $^{18}O(p,n)^{18}F$ 핵반응을 일으킴으로써 $^{18}F$를 생산한다. 생산된 $^{18}F$은 표적 챔버 기벽에 흡착된다. $[^{18}O]O_2$은 재사용을 위하여 냉각포획법으로 회수하였으며, $^{18}F$를 회수하기 위해 $[^{19}F]F_2/Ar$ 가스를 충진한 후, 두 번째 빔을 조사하여 방사성불소를 회수하는 방법으로 구성된다. 본 연구에서는 최적의 방사성불소 생산 조건을 찾기 위해 빔 조사 시간, 빔 전류 세기 농축 $[^{18}O]O_2$ 충진 압력 등의 변화에 따라 생산량을 평가하였다. 결과: 빔 조사 시간, 빔 전류, 농축 $[^{18}O]O_2$ 충진 압력 등의 조건을 변화시키면서 생산량을 평가한 결과 최적의 빔 조사 조건은 다음과 같다. 첫 번째 조사: 농축 $[^{18}O]O_2$을 약 15.0 bar충진, 13.2 MeV, 30 ${\mu}A$로 60-90분 조사; 두 번째 조사: 1% $[^{19}F]F_2/Ar$혼합가스 12.0 bar 충진, 13.2 MeV, 30 ${\mu}A$로 20-30분 조사 후 아르곤 가스로 회수하였을 때 EOB(end of bombardment) 기준으로 약 $34{\pm}6.0$ GBq(n>10)의 $[^{18}F]F_2$를 얻었다. 결론: $^{18}O(p,n)^{18}F$ 핵반응을 이용하여 친전자성 방사성동위원소 $[^{18}F]F_2$를 생산하였다. 표적 챔버는 알루미늄으로 제작하였으며 본 연구에서 연구된 $[^{18}F]F_2$가스는 친핵성 치환반응으로 방사성동위원소를 도입하기 어려운 다양한 방사성의 약품개발에 유용하게 이용될 수 있을 것이다.

• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 1998년도 춘계학술발표회논문집(2)
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• pp.571-576
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• 1998

방사성물질의 수송용기 등에 사용되는 에폭시수지계 중성자 차폐재를 제조하였다 기본물질은 재질(KNS-102) 및 수소 첨가된 비스페놀 A힘(KNS-106) 그리고 패놀-노블락형 에폭시수지 (KNS-611)이며, 첨가제로는 수산화알루미늄 및 탄화붕소이다. 이들 중성자 차폐재들은 유동성이 좋아 수송용기와 같은 복잡한 구조에 사용할 수 있다. 제조된 중성자 차폐재들을 방사선 조사선 량에 대한 영향과 가압경수로 사용후핵연료_ 28다발을 수송할 수 있는 수송용기에 적용하여 차폐능 평가를 수행하였다 0.7 MGy 까지 중성자 차폐재들은 방사선 조사선량의 증가에 따라 중성자 차폐재의 거시적 제거 단면적($\Sigma$$_{R}$)은 약간 증가하는 경향을 나타내었으며, 수송용기에 적용하여 ANISN 전산코드로 차폐능 평가를 수행한 결과 정상수송시 중성자 차폐재의 두께가 12 cm 이상일 때 수송용기 반경방향표면에서 최대 방사선량율은 168 ~ 214 $\mu$Sv/h로 나타났으며, 수송용기 표면에서 100 cm 지점에서의 최대 방사선량율은 74 ~ 93 $\mu$Sv/h로 나타났다. 이들은 모두 관련된 법규들에서 규정된 최대 허용방사선량율을 만족하는 것으로 나타났다.

• 한국방사성폐기물학회:학술대회논문집
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• 한국방사성폐기물학회 2003년도 가을 학술논문집
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• pp.96-100
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• 2003

조사후시험시설에는 시설내의 부압기준을 다르게 설정하여 시설의 운전조건을 최적화로 유지하고 방사성물질을 처리하기 위한 오염배기를 포집하는 여과장치가 설치되어 있다. 필터 포집장치에 대해 관련된 효율시험과 검사를 주기적으로 수행하여 운전효율과 안전을 향상시키고 있다.

• 한국방사성폐기물학회:학술대회논문집
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• 한국방사성폐기물학회 2009년도 학술논문요약집
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• pp.133-134
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• 2009

조사 핵연료 및 구조재료의 핫셀시험을 위한 조사재시험시설은 고방사능물질의 시험 및 취급과정에서 발생한 각종 방사성 물질에 오염된 공기를 정회하기 위한 특수 공기조화설비를 운영하고 있다. 시설의 배기 계통은 핫셀 계통 및 핫셀 이외의 계통으로 니눠지고 있다. 그 중 핫셀 구역 이외의 공기는 1차적으로 프리필터와 HEPA 필터로 구성된 AFU(Air Filtering Unit)로 정화하여 외부에 방출하는 MUP(Medium Under Pressure) 시스템을 채용하고 있다. 외부에 방출하는 배기의 오염을 최소화하기 위하여 설치된 AFU에 대한 풍량 측정 및 HEPA필터의 성능시험을 실시하였으며, 그 결과에 대하여 고찰하였다.

• 한국방사성폐기물학회:학술대회논문집
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• 한국방사성폐기물학회 2004년도 학술논문집
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• pp.24-31
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• 2004

원자력발전소를 안전하게 해체하기 위해서는, 해체부지 개방기준의 준수여부를 확인하기 위해 수행되는 환경이나 설비의 방사선학적 조사의 계획, 실시 그리고 평가에 대한 상세 지침을 제공하는 절차가 필요하다. 본 연구에서는 해외 원전 해체 사례와 MARSSIM을 근간으로 부지운영이력평가, 오염범위조사, 오염현황 상세 조사, 제염복구 지원조사, 최종부지조사의 순으로 해체 부지내 잔류방사능을 조사하는 절차를 제시하였다.

• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 1998년도 춘계학술발표회논문집(2)
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• pp.763-768
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• 1998

방사성동위원소 생산용 표적을 중성자 조사하기 위해 하나로의 제반 특성을 고려하여 조사용기를 개발하였다 IP(Isotope Production), HTS(Hydraulic Transfer System) 조사공별로 내.외부용기를 제작하였으며 재료는 검증된 Al-1050을 사용하였다. 내부용기는 냉간용접(Cold Welding) 하고, 외부용기는 TIG(Tungsten Inert Gas) 또는 전자빔으로 용접한 후 He을 충진하고 밀봉하였다. 조사용기의 건전성을 입증하기 위해 기포누설시험, 내압시험, 가열시험, 침투탐상시험, He 누설시험을 수행하였다. 기포누설시험 결과 내부용기는 90% 이상이 3x$10^{-6}$atm.cc/sec 이하의 누설율을 보였고, 내압시험 결과 파단압력은 28kg/$\textrm{cm}^2$ 정도였다. 외부용기는 TIG 용접시 70%, 전자빔 용접시 90% 이상이 누설율 1x$10^{-8}$atm.cc/sec 이하였다. 개발된 조사용기를 사용하여 하나로에서 200여회 방사성동위원소를 생산하였으나 중성자 조사중 누출을 포함한 기타의 문제가 발생하지 않았다. 조사용기 개발에서 확립된 밀봉시험, 내압시험 및 가열시험 방법은 기체표적이나 내압이 발생하는 표적용기의 개발 및 시험에 응용할 수 있다.