• Journal of Radiation Protection and Research
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• 제23권2호
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• pp.75-82
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• 1998

HTO로 피폭시키는 동안 피폭상자내 공기중의 삼중수소 농도는 트리튬 용액의 증발속도 뿐 아니라 주변환경의 영향으로 피폭시기마다 다르게 나타났다. 어린 벼의 식물 대사율은 배추의 대사율 보다 다소 높게 측정되었다. 증발된 HTO가 식물의 조직자유수에 흡수되는 정도는 배추보다 벼에서 높게 나타났다. 그러나 조직결합수의 농도는 어린 벼보다 배추에서 오히려 높게 계측되었으며 HTO 피폭 후에 조직자유수와 조직결합수의 비율은 처음에 증가하다가 시간에 따라 천천히 감소하였다. 오염된 토양에서 자라난 새로운 식물은 대부분 1보다 큰 SAR 값을 나타내었다. 피폭 약 1달 후 토양의 깊이에 따른 트리튬의 농도는 기상환경에 의해 큰 영향을 받았다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제28권1호
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• pp.93-101
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• 1996

수소동위원소의 실험과 취급 및 삼중수소 제거시설의 운용이나 더 나아가서 핵융합소재의 관리기술을 위해서는 수소동위원소분만 아니라 그들의 이성질체들에 대한 정성 및 정량분석이 필수적이며 이를 위해 기체크로마토그래피 분리법이 중요한 분석수단으로 활용되어오고 있다. 본 연구에서는 고순도 $H_2및$ $D_2의$ 수소동위원소 기체를 대상으로 하고 상용의 기체크로마토그래피 분석기를 사용하여 분리컬럼 분위기를 액체질소온도로 유지하고 헬륨 케리어기체를 특별제작된 진공-시료주입장치를 통해 펄스주입하여 크로마토그래피 분리실험을 수행하였다. 10%함량의 염화망간으로 부분 비활성화 시킨 산화알루미늄을 고정상으로 선정하여 이성질체의 분리를 억제할 수 있었으며 흡착후 분리용리시간이 단축된 비교적 좋은 수소동위원소 분리조건을 실증하므로서, 저농도 수소동위원소의 정량분석과 고순도 수소동위원소의 분리 및 농축기술 개발을 위한 기초를 마련하였다.

• 방사성폐기물학회지
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• 제6권4호
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• pp.297-306
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• 2008

본 연구는 방사성 폐기물 처분장의 지하수 화학 조건을 조절하는 수리지구화학 특성을 규명할 목적으로 수행되었다. 이를 위해 처분장 주변의 관측공 중 12개의 관측공이 선정되었으며, 이들 시료를 심도별로 총 46 지점에서 채취하였다. 또한 지표수 3점과 해수 1점의 시료도 채취하였다. 채취된 시료는 양/음이온 분석이 수행되었으며, 물과 용질의 기원을 규명할 추적자로서 산소-수소, 삼중수소, 탄소, 황 동위원소도 분석되었다. 산소-수소 동위원소 분석 결과 지표수와 지하수는 모두 강우 기원임을 보여주었으며, 삼중수소 농도는 깊이가 깊어짐에 따라 감소하고는 있으나 높은 삼중수소 농도는 최근에 충진된 물임을 나타내고 있었다. 양/음이온 분석 결과를 통한 수질 유형 분석에서는 연구 지역 지하수는 Ca-Na-$HCO_3$ 유형과 Na-Cl-$SO_4$ 유형이 대표적이었으며, 상관 분석 결과 이들 이온은 해염, 물-암석 반응의 영향을 받은 것으로 판단된다. 특히 연구 지역에서 Na 비율이 높은 이유는 양이온 교환 반응에 의해 이루어지고 있음을 보여 주었다. 연구 지역의 산화-환원 조건의 경우에는 심도가 깊어짐에 따라 낮은 DO와 Eh 값을 나타내어 환원 환경이 형성되었음을 나타내며, 높은 Fe와 Mn의 농도는 Fe와 Mn 산화물의 환원 반응이 산화-환원 조건을 조절하고 있음을 보여주었다.

• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 1998년도 춘계학술발표회논문집(2)
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• pp.433-438
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• 1998

수소와 물 사이의 촉매교환공정은 중수 생산 및 삼중수소 분리를 위해 개발되어 왔다. 국산 소수성 촉매를 이용하여 새로운 튜브형 촉매탑을 고안하고, 수소와 물 사이의 수소 동위원소 분리를 실증하는 실험을 수행하였다. 국산 소수성 측매는 Styrene Divinyl Benzene Copolymer 담체에 백금을 담지한 촉매로써, 모양은 실린더형이며, 직경이 4mm이다. 촉매 작용을 하지 않는 충전물은 wire mesh ring(3mmx3mm)이고, 튜브는 PCI사 membrane(PVDF)이다. 촉매합의 직경은 2.5cm, 높이는 35cm였고, 온도는 333k, 압력은 0.1MPa였다. 기상 촉매반응만 시켰을 때 촉매탑이 정상상태에 도달되는데 약 3-5시간이 필요했으며, 액체 흐름이 있는 경우가 훨씬 짧았다. 촉매탑의 분리성능을 평가하기 위해 수소 동위원소 분리실험에서 얻은 기체 농도를 이용하여 물질전달계수(Kya)를 계산하였다. Kya는 0.2-0.5 sec$^{-1}$였으며, 액체와 기체 유속에 의해 크게 영향을 받았다.

• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 2002년도 추계학술발표회요약집
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• pp.356.2-356
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• 2002

• 한국방사성폐기물학회:학술대회논문집
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• 한국방사성폐기물학회 2004년도 학술논문집
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• pp.361-367
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• 2004

원전 주변 주민들의 $^3H$ 및 $^14C$ 섭취선량을 평가하는데 필요한 농작물중 $^3H$ 와 $^14C$농도를 계산하기 위하여 국내 4개 원전 주변 10개 지역에서 채취한 채소 및 과일류의 수분, 수소 및 탄소함량을 분석하였다. 조사 대상 농작물은 2001~2002년 보건복지부 국민건강ㆍ영양 조사결과에 근거하여 결정하였고, 그것들의 섭취량 백분율을 식품가중치로 취하여 그룹 대푯값을 산출하였다. 원전 주변 농작물 시료들의 수분, 수소 및 탄소함량을 분석한 결과, 곡류는 현재 원전의 주민피폭선량 평가코드인 K-DOSE60에 적용중인 값과 유사하게 나타났다. 무 등의 근채류는 현행 ODCM의 채소류보다 3.5배정도 높은 수소함량을 보였고, 엽채류 및 과일류의 수분, 수소 및 탄소함량이 현행 ODCM과 비교하여 약 0.7~1.3배정도의 값을 보였다.

• 한국방사성폐기물학회:학술대회논문집
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• 한국방사성폐기물학회 2015년도 추계학술논문요약집
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• pp.505-506
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• 2015

• 지질공학
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• 제10권1호
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• pp.51-62
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• 2000

경상계 퇴적암에서 산출되는 신촌 및 고란약수는 탄산을 다량으로 함유하는 탄산지하수이다. 탄산수의 화학적 유형은 Ca(Na)-$HCO_3$형에 속한다. 탄산수는 높은 $P_{CO2}$ 분압(0.29~1.01 atm)과 1,093~2,810$\mu$S/cm 범위의 높은 전기전도도를 보인다. 무기이온성분을 보면 Ca이 116~321mg/l 농도범위를 보이고 $HCO_3$성분이 702-2,115mg/l 농도로 가장 풍부한 성분이다. 그리고 Na 성분이 62~225mg/l 범위를, Mg 성분이 36.4~101mg/l 농도범위를, Fe는 1.0~31.5mg/l 농도범위를 보여 일반지하수에 비해 훨씬 높은 값을 보인다. 그 외 F, Li, Mn, Sr 등의 미량원소도 상당히 풍부한 편이다. 탄산수의 $^2H/^1H, ^{18}O/^{16}O$ 동위원소 분석결과 탄산수는 모두 순환수 기원이며, 삼중 수소의 수준으로 볼 때 1950년대 이후에 함양된 강수가 탄산수로 진화된 것으로 보인다. 약수내 $CO_2$의 공급은 퇴적암과 인접한 화강암 또는 산성 반암류의 심부에서 기원한 것으로 추정된다. 탄산수의 수질특성에 영향을 미친 근원광물은 퇴적암내 풍부한 탄산염광물과 앨바이트에 의한 것으로 해석되고, 열역학적 계산에 의한 포화지수를 볼 때 탄산수는 앨바이트에 대해서 용해성조건이며, 방해석과는 거의 평형상태를 이루고 있다.

• 방사선산업학회지
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• 제17권2호
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• pp.135-141
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• 2023

Tritium is used in various types of parts such as luminous bodies. These parts are maintained for inspection and replacement at a facility licensed to use radioactive isotopes. This study analyzed the concentration of tritium in working facilities to supplement and develop the safety management system for the maintenance environment of parts containing tritium. In addition, the internal exposure dose was evaluated to analyze the effects of leaked tritium when continuously exposed to workers. As a result of evaluating the internal exposure dose for workers for 30 days, the maximum was 9.70 μSv and the average was 1.45 μSv. Based on the results of this study, the internal radiation exposure safety of workers handling parts containing tritium was confirmed, and additional protective measures to prevent unnecessary exposure to tritium were suggested. This study is expected to contribute to supplementing and developing the radiation safety management system.

• Journal of Radiation Protection and Research
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• 제32권3호
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• pp.111-115
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• 2007

원자력 발전소의 중수누출에 따른 삼중수소 농도증가에 의한 방사선 내부피폭과 이에 대한건강영향평가를 실시하였다. 전체 22명 가운데 13명에 대하여 검사를 실시하였으며, 이들의 내부피폭량은 $0{\sim}4.44\;mSv$ 였다. 일반혈액검사 중 백혈구수치의 변화를 이용하여 평가한 결과에서 결정적 영향에 대한 특이사항은 나타나지 않았으며, 생물학적 선량평가 방법을 이용한 체내피폭량은 $0{\sim}37\;mGy$로 확인되었다. 결론적으로 방사선 피폭은 허용한도를 초과하지 않았으며, 결정적 영향인 임상적 증상이 보이지 않았다. 이와 같이 의학적 징후와 선량평가 추정치와의 일치성은 사고시 특히 물리적 생물학적 선량평가가 유용함을 보여 준다.