• Journal of Radiation Protection and Research
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• 제23권3호
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• pp.123-138
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• 1998

개인피폭선량 평가용 열형광선량계인 UD802 선량재에 대한 X-선장, 감마선장, 베타선장 및 중성자선장의 순수선장과 X-선장/감마선장, 베타선장/감마선장 및 중성자장/감마선장의 혼합선장에서의 반응특성을 조사하였으며 소자반응이 확률적으로 분포하는 성질을 이용한 개인피폭선량 평가 방법을 개발하였다. 선량계 특성조사를 위한 기준조사는 한국원자력안전기술원의 X-선장, 베타선장 및 감마선장을 이용하였으며 중성자선장은 미국 PNL에 의뢰하여 수행하였다. 특성조사 결과 광자 선장에 대한 소자1과 소자2는 에너지에 대한 의존성이 매우 적어 선량당량의 계산시 매우 유용한 자료로 사용되어질 수 있으며 소자3과 소자4는 저에너지 및 중에너지의 광자선장에 대해 매우 민감한 변화를 보이고 있다. 소자1/소자3 및 소자1/소자4의 반응비는 베타선장과 중성자선장에 대하여 에너지의존성이 큰 반응비를 나타내며, 소자3/소자2의 반응비는 중성자선장에 대해서만 1이하의 값을 나타내고 있다. 저에너지 및 중에너지 광자선장에 대한 에너지 분별은 소자3/소자2 및 소자3/소자4의 반응비로서 가능함을 확인하였다. 본 연구에서 개발한 확률분포 분석법의 적용가능성을 보이기 위하여 Panasonic UD716AGL/UD802 판독시스템에 적용하여 ANSI N13.11-1993에 따른 성능검증을 수행하였다. 성능검증 결과 모든 범주에 대하여 성능지수, ${\mid}B{\mid}+S$가 최대 0.232의 성능이 확인되었다. 특히 일부 소자의 비정상적 반응에 대해서도 최적의 피폭선량평가를 수행하고 있음이 확인되었으며, 실험실에서 재현될 수 없는 실제 방사선작업 환경에서의 선량평가 수행시, 본 논문에서 제시한 선량평가방법을 적용할 경우 계획된 피폭과 예상하지 못한 방사선장에 대한 피폭을 구분할 수 있어 보다 심도 있는 피폭선량평가 및 방사선관리가 가능할 것으로 판단된다.

• 한국방사선학회논문지
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• 제14권5호
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• pp.503-510
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• 2020

콘크리트는 원자력 시설의 차폐용 구조물로 광범위하게 사용되고 있는 재료이다. 하지만, 시설의 해체 시 양적으로 가장 많이 발생하는 방사성 폐기물이기도하다. 콘크리트는 중성자를 포획하여 다양한 방사성 핵종을 생성하기 때문에 해체 전에 시료를 채취하여 방사능 측정 및 평가를 수행해야 한다. 측정은 주로 HPGe 검출기를 이용하는데 시료의 정확한 방사능 판정을 위해는 기하학적 보정인자, 자가흡수 보정인자, 계측기의 절대효율 등 효과적인 보정인자를 측정치에 반영해야 한다. 보정인자는 기하학적 및 화학적 상태가 실제 시료와 동일한 표준시료를 이용해서 동일한 측정조건 하에서 획득한다. 하지만, 콘크리트는 다양한 구성물질과 높은 밀도로 전처리가 제한적이므로 콘크리트 표준시료를 제작하는 것은 매우 어렵다. 또한 코어드릴(core drill)을 사용하여 채취되는 콘크리트 시료는 체적선원이므로 직경에 대한 기하학적 보정과 밀도에 대한 자가흡수에 대한 보정이 필수적이다. 따라서, 최근에는 많은 연구자들이 표준선원을 제작 후 측정하는 대신 몬테카를로 전산모사(Monte Carlo simulation)을 이용하여 효과적인 보정인자들을 계산하는 연구를 수행하고 있다. 본 연구에서는 Monte Carlo code 중 하나인 Geant4를 이용하여 방사화 콘크리트에서 가장 많이 생성되는 핵종인 ¹⁵²Eu, ⁶⁰Co에서 방출되는 감마선 에너지에 대한 콘크리트 코어시료의 직경과 밀도에 따른 보정인자를 산출하였다.

• 방사성폐기물학회지
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• 제2권1호
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• pp.1-11
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• 2004

한국원자력연구소에서는 고온의 용융염 매질 하에서 사용 후 핵연료를 환원시키는 차세대관리종합공정 연구를 수행 중에 있다. 추후 본 기술개발을 실증시험 하기 위해서는 방사선 차폐능이 확보된 핫셀이 필수적이며, 핫셀은 최대 1,385TBq의 방사능량에 대한 차폐 안전성을 가져야 한다. 최대 방사선원에 대한 핫셀의 차폐능을 확보하기 위하여, 본 연구에서는 실증시험 시 사용후핵연료부터 발생하는 중성자 및 감마선에 의한 선량률이 법적 허용선량치보다 낮게 유지되도록 핫셀의 차폐 설계에 대한 안전성을 평가하였다. QAD-CGGP 및 MCNP-4C 코드를 이용하여 핫셀 차폐체의 설계치에 대한 차폐 계산을 수행하였다. 작업구역에 대한 감마선 차폐계산 결과 QAD-CGGP 코드는 2.10${\times}$$10^{-3}$, 2.97${\times}$$10^{-3}$ mSv/h, MCNP-4C 코드는 1.60${\times}$$10^{-3}$, 2.99${\times}$$10^{-3}$ mSv/h 이었으며, 서비스 구역은 1.01${\times}$$10^{-2}$, 7.88${\times}$$10^{-2}$ mSv/h 로 평가되었다. 그리고 MCNP-4C코드를 이용하여 중성자에 의한 선량률을 계산한 결과, 중성자에 의한 선량률은 감마에 의한 선량률의 약 20% 이하치를 나타내었다. 따라서 선량률 대부분은 감마선에 의한 영향임을 알 수 있었다. 본 연구를 통하여 핫셀의 차폐 설계치가 작업구역의 선량 제한치 0.01 mSv/h 와 서비스 구역에서의 선량 제한치 0.15 mSv/h를 만족시키는 것을 확인할 수 있었다.

• 화훼연구
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• 제16권2호
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• pp.128-133
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• 2008

옥잠화(Hosta plantaginea)와 털머위(Farfugium japonicum) 종자에 방사선을 조사하여 고품질의 변이종을 선발할 목적으로 실험을 수행하였다. 두 식물의 종자에 ${\gamma}-ray$를 10-30Gy로 조사한 후 파종하여 종자발아, 생장, 생존율 및 변이체 유발에 미치는 영향을 조사하였다. 옥잠화와 털머위 모두 20Gy 이상의 선량에서는 선량이 증가될수록 발아가 지연되고 발아율도 저하되었다. 반치사선량(半致死線量)은 옥잠화 30Gy, 털머위는 25Gy 수준이었다. 생장은 옥잠화, 털머위 모두 ${\gamma}-ray$ 10Gy 이상의 선량에서 왜화경향이 뚜렷하였다. 옥잠화는 $M_1$세대에서 166개의 변이체가 나타났으며, $M_2$ 세대에서 12개의 유망 변이체를 선발하였다. 털머위는 $M_1$세대에서 57개의 변이체가 나타났으며, $M_2$ 세대에서 9개의 유망 변이체를 선발하였다.

• 한국방사선학회논문지
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• 제13권3호
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• pp.445-451
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• 2019

형광체 내 모체로 사용될 때 활성 이온 주위에 분포하여 형광 특성에 많은 영향을 미치는 알칼리 토금속인 $Ba^{2+}$ 이온을 기반으로 하는 바나데이트 화합물인 $Ba_2GdV_3O_{11}$에 희토류 이온 $Eu^{3+}$를 첨가하여 형광 강도 및 형광 수명을 연구하였다. 고상법을 이용하여 $Ba_2GdV_3O_{11}:Eu^{3+}$ 형광체를 합성하였으며 X선 회절 분석을 통하여 형광체의 결정성을 확인하였다. $Ba_2GdV_3O_{11}:Eu^{3+}$ 형광체의 형광특성은 광학 및 레이저를 이용하여 측정하였다. $Ba_2GdV_3O_{11}:Eu^{3+}$ 형광체의 에너지 전이와 확산은 $Eu^{3+}$의 농도에 크게 의존한다. $Eu^{3+}$의 농도가 낮을 때 CT 밴드로의 강한 형광을 보이나 $Eu^{3+}$의 농도가 높아질수록 4f - 4f 전이에 의한 형광이 강하게 나타난다. $Eu^{3+}$ 이온의 농도 증가로 인해 이온 간의 에너지가 확산되어 형광의 수명시간은 감소하였다. 에너지 전이는 낮은 $Eu^{3+}$ 농도에서 두 $Eu^{3+}$ 이온 사이에서 발생하며 에너지 확산은 높은 $Eu^{3+}$ 농도에서 크게 발생한다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제1권1호
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• pp.23-31
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• 1969

젓새우(Acetes chinensis), 피둥어꼴뚜기 (Todarodes Pacifcus, 속칭 동해안산의 오징어), 젓꼴뚜기 (Loligo beka)를 1 Mrad까지의 각 성량의 ${\gamma}$선을 조사하여 이것들을 2~4$^{\circ}C$에서 저장하여 방사선에 의한 저장효과를 시험하였다. 원료와 저장중의 어체선도는 관능검사, 화학적 검사 (VRS, TMA-N량), 생화학적검사 (Hypo-xanthine 량) 및 세균학적검사 (생균수)에 의거하여 판정하였다. VRS 값은 3어종에 있어서 모두 관능검사치와 잘 부합되지는 않으나 TMA-N, Hypoxanthine 식 및 생균수는 관능검사치와 잘 부합되며, 각 어종의 선도판정치로서 이용할수 있다. 비조사 젓새우는 3일간의 저장이 가능하나 최적선량 0.12-0.20 Mrad에서 8일간까지 저장할 수 있고, 피둥어꼴뚜기는 8일간의 저장을 최적선량 0.20-0.30 Mrad 에서 14-21일간의 저장이 가능하였으며, 젓꼴뚜기는 5-6일의 저장기간이 최적선량 0.12-0.20 Mrad에서 약 10일간의 저장이 가능하였다.

• 한국진공학회:학술대회논문집
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• 한국진공학회 2011년도 제40회 동계학술대회 초록집
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• pp.493-494
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• 2011

수 MeV~수십 MeV 양성자빔을 이용해 백금, 은 등의 나노입자 제조실험을 수행하였다. 나노 입자는 의료분야와 산업 분야에서 그 응용성이 다양해 여러 지 방법을 이용한 제조기술이 개발되고 있다. 전자빔, 감마선, 양성자빔 등의 방사선을 이용한 나노입자 제조방법은 가장 널리 이용되고 있는 화학적 제조방법에 비해 비교적 공정이 단순하다는 장점을 가지고 있지만 공정 변수의 제어방법이 확립되어 있지 않아 이에 대한 연구가 필요한 실정이다. 특히, 양성자빔의 경우 에너지에 따른 투과깊이의 조절과 플럭스나 총 선량, LET (Linear Energy Transfer) 등의 변수와 제조된 나노입자의 상관관계 등에 대한 연구가 선행되어야 한다. 본 논문에서는 백금산 용액을 이용한 나노입자 제조 결과와 대면적 양성자빔을 이용하기 위한 초음파 이용 나노입자제조장치의 제작 및 실험결과에 대해 논하고 향후 건설될 100MeV 선형 양성자가속장치의 나노입자 제조실험에의 응용을 위한 이용시설을 소개하고자 한다. 나노입자 제조실험은 한국원자력의학원의 MC-50 싸이클로트론을 이용하여 수행하였으며, 가속기로부터 인출되는 에너지는 35, 45MeV, 빔전류는 수십 nA~수${\mu}A$의 범위 내에서 조절하였다. 제조된 나노입자는 TEM을 이용하여 그 크기와 분포를 관찰하였다. 대면적의 양성자빔을 이용하는 경우, 수mm의 두께와 수십 cm의 직경을 가지는 원반 모양의 시료용기를 사용하여 양성자빔의 에너지와 선량을 정확히 조절할 수 있게 되는데 이 때 용기 내 시료와 양성자빔간의 균일한 반응을 위해 용액을 적절하게 섞어 주어야만 한다. 이러한 목적으로 초음파를 이용하여 나노입자 제조장치를 제작하여 실험을 수행하였다. 나노입자 제조는 현재 교과부의 지원으로 경주 건천지역에 건설되고 있는 100MeV 선형양성자가속기의 주요 이용 분야 중의 하나로 20MeV 빔라인 중 한 개의 빔라인과 표적실을 나노입자 제조 등의 실험을 위한 시설로 구축 중이다. 최대 평균전류 1.6mA 까지 가능하고 펄스폭은 0.05~1.33 msec까지 조절가능하도록 개발되고 있다.

• Journal of Radiation Protection and Research
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• 제29권2호
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• pp.117-127
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• 2004

핵종 누출 사고시 논으로의 핵종 이동 평가를 위한 동적격실모델을 개발하였다. 개발된 모델에는 벼 재배에 필수적인 관개수를 고려하여 표면수 격실과 줄기기부흡수 개념을 도입하였고, 이식 전 쟁기질과 관개담수에 의한 토양 혼합을 고려하였으며, 벼 성장에 따른 뿌리흡수상수, 줄기기부흡수상수의 변화를 생체량의 함수로 모델링하였다. 모델의 타당성 조사를 위해 고리, 영광 및 울진 원자력 발전소 주변 지역에서 채취한 논 토양으로 벼를 재배하면서 벼 생육단계별로 수행된 $^{137}Cs$ 모의 침적 실험 해석에 모델을 적용하였다. 모델은 대체적으로 한 승수 내에서 실험 결과와 잘 일치하였다.

• Journal of Radiation Protection and Research
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• 제10권2호
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• pp.113-121
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• 1985

방사성폐기물 처리, 처분의 안정성 평가를 위하여 방사성 고화체에서 용출되는 $^{137}Cs$과 $^{90}Sr$의 방사능 용출율과 누적용출분율을 계측 분석하여 시멘트를 사용한 방사성 고화체에서 $Cs^+$과 $Sr^{++}$의 용출특성을 조사하였다. 모의방사성 폐액의 몰농도, 시멘트의 종류, 첨가물질 및 붕산농도 등을 변화시키면서 sodium silicate 법과 중화법으로 원주형 시멘트 고화체를 제작하였다. 여기에서 가압경수로형 원자력 발전소의 모의 농축폐액의 시멘트 고화체로부터 용출연구는 IAEA의 추천방법에 따라서 수행되었다. 실험결과는 대부분 이미 보고된 연구자료들과 잘 일치하고 있으나 수밀성 시멘트 고화체에서는 상당히 높은 방사능 용출율을 보여주고 있음으로써 방사성 폐기물 고화체에 그 사용이 적합하지 않음을 알게 된다.

• 분석과학
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• 제13권4호
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• pp.474-483
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• 2000

사용후핵연료에 함유되어 있는 핵분열생성물을 분석하기 위하여 여러 원소를 동시에 분석할 수 있고, 분석감도가 커서 시료의 방사능과 폐기물의 양을 감소시킬 수 있는 유도 결합 플라스마 원자방출분광기/차폐 시스템을 구성하였다. 방사성 물질이 직접 접촉되는 플라스마 들뜸원과 시료용액 도입부를 스테인리스 스틸 재질의 글로브박스 내부에 설치하였으며, 고주파 들뜸전원, 분광기, 검출기 그리고 전기, 전자 및 아르곤 가스 공급 제어장치는 외부에 설치하였다. 분석능과 방사선 안전의 관점에서 시스템의 특성을 검증하였으며, 사용후핵연료 용해용액과 원자력발전소의 일차냉각수를 대상으로 핵분열생성물과 방사성 부식생성물 분석에 대한 적용성을 평가한 결과 $0.01-0.1mgL^{-1}$ 농도범위에서 상대표준편차는 5% 이하였다.