• 전자공학회논문지SC
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• 제39권6호
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• pp.42-48
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• 2002

다목적 방사선 조사장치의 설계, 제작 및 성능검사에 대해 기술하였다. 세슘-137을 사용한 다목적 방사선조사장치는 생물학에서 저선량 방사선에 대한 영향연구, 혹은 TLD(Thermo Luminescent dosimeter)의 교정을 위해 사용되어진다. 본 조사장치는 방사선 동위원소를 안전한곳에 저장하고 있다가 방사선조사시에만 조사실로 180도 회전하여 설정된 시간만큼 시료에 방사선 조사가 이루어 진 후, 사용이 끝나면 다시 차폐된 저장위치로 복귀하게된다. 제어시스템은 PLC 기반으로 구축하여 저선량율 조사장치의 시제품을 제작하였으며, 또한 컴퓨터를 통해 방사선 조사장치의 제어 및 세부 동작 상태 등을 실시간 검색, 원격제어 및 관리 할 수 있는 종합 관리 프로그램을 개발하였다. 조사실 내부 구성은 시료의 종류에 따라 최대 20RPM까지 다양하게 회전하면서 균일 조사될 수 있도록 조사실 및 챔버를 설계 제작하였으며, 조사실내 넣을 수 있는 조사체 최대 용량은 4.5리터이다. 조사실내의 방사선량의 분포도는 가프크로믹 필름을 사용하여 측정한 결과 2Ci 범위내에서 세슘-137의 경우 공기중에서 0.13cGy/min이었고 일반 물질과 등가인 물에서는 0.11cGy/min로 나타났으며, 오차는 약 ${\pm}$7%의 한도내에서 균일한 분포를 보였다. 또한 실제 누설선량은 조사실 밖 표면에서 최대 0.35mR/hr이였으며 1m 떨어진곳에서는 최대 0.03mR/hr로 허용치 이내였다.

• 방사선산업학회지
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• 제18권1호
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• pp.89-93
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• 2024

Accidents at nuclear facilities and nuclear power plants led to leaks of large amounts of radioactive substances. Of the various radioactive nuclides released, ¹³⁷Cs are radioactive substances generated during the fission of uranium. Therefore, due to the high fission yield (6.09%), strong gamma rays, and a relatively long half-life (30 years), a rapid and efficient removal method and a study of adsorbents are needed. Accordingly, an adsorbent was prepared using Prussian blue (PB), a material that selectively adsorbs radioactive cesium. As a result of evaluating the adsorption performance with the prepared adsorbent, it was confirmed that 82% of the removal efficiency was obtained, and most of the cesium was rapidly adsorbed within 10 to 15 minutes. The purpose of this study was to adsorb cesium using the Prussian blue alginate bead and to compare the change in detection efficiency according to the amount of adsorbent added for quantitative evaluation. However, in this case, it is difficult to determine the detection efficiency using a standard source with the same conditions as the measurement sample, so the efficiency change of the HPGe detector according to the different heights of Prussian blue was calculated through MCNP simulation using certified standard materials (1 L, Marinelli beaker) for radioactivity measurement. It is expected to derive a relational equation that can calculate detection efficiency through an efficiency curve according to the volume of Prussian blue, quantitatively evaluate the activity at the same time as the adsorption of radioactive nuclides in actual contaminated water and use it in the field of nuclear facility operation and dismantling in the future.

• Radiation Oncology Journal
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• 제6권2호
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• pp.263-268
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• 1988

[ $30^{\circ}$ ] 선원을 내포한 Fletcher-Suit Colpostat주위의 물에서 선량 분포와 내부의 납차폐물에 의한 차폐 효과가 본 논문에 기술된다. 미리 포장된 필름을 이용하여 세슘선원을 내포한 콜포스타트 주위의 선량 분포를 측정하였다. 콜포스타트의 한 방향에 9매의 필름을 아크릴 틀을 이용하여 평행하게 고정시키고 세???讚㈉湲??? 이용하여 조사하였다. 콜포스타트의 내측과 외측은 동시에 조사하였으며, 전방은 따로 조사하였다. 콜포스타트의 종축이 포함된 내외 횡단면과 윗쪽 표면 밖 0.5cm 떨어 진 만면에서 선량분포를 얻었다. 차폐효율은 콜포스타트의 상부측이 하부측보다 켰으며, 상부측에서는 종축에서 내측으로 $30^{\circ}$정도의 선과 하부측에서는 $50^{\circ}$정도의 선에서 차폐효율이 각각 가장 큰 것으로 나타났다. 콜포스타트의 중심에서 반경 7cm범위내에서 차폐효율은 상부 $30^{\circ}$에서는 0.26-0.42, 하부 $50^{\circ}$에서는 0.23-0.35였으며 거리가 밀어짐에 따라 감소하였다. 콜포스타트 상부표면에서 0.5cm떨어진 만면에서 대략 3cm 반경의 원내에서는 차폐효과가 있었지만 그 밖에서는 거의 없었다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제6권2호
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• pp.97-111
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• 1974

천연 점토 광물질의 ion교환능은 비교적 낮지만, 여러가지 황성화법에 의하여 교환능의 개설이 기대된다. 본 연구에 있어서는 점토 광물질 중에서도 교환 흡착능이 비교적 큰 vermiculite를 사용하여 저준위 방사성 액체 폐기물을 처리하는데 있어서 효과적인 이용 방법을 검토하기 위하여 vermiculite의 이온교환 기능에 관한 기초 연구를 실험하였다. Cs 이온의 교환능 및 분배계수는 Cs-l37의 방사능도를 Scintillation counter로 측정하였고, 천연 및 활성화된 vermiculite에 대한 특성은 X-ray회절과 전자회절에 의한 분석 및 열시차 분석과 아울러 전자 현미경에 의한 검사에 의거 해석하였다. Na-vermiculite에 의한 Cs이온의 교환 및 흡착에 있어서는 결정격자의 C-axis spacing의 수축을 초래하게 되고, Cs이온의 교환능은 주로 C-axis spacing의 크기에 좌우된다고 본다. Na-vermiculite에 의한 Cs이온의 교환 및 흡착 연구를 수행함으로서 저준위 방사성 핵종의 처리 분만 아니라, 고 방사성 폐액 저장 tank의 외각 충진 물질로서 Cs-137과 같이 반감기가 긴 핵종의 leakage로 인한 지하수 오염을 방지할 수 있는 재질로서도 적합하다.

• Journal of Plant Biology
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• 제34권2호
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• pp.151-158
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• 1991

튜울립과 수선화에 있어서의 꽃잎, 지방과 잎이 무기물 흡수에 대한 수분(pollination) 효과를 새로운 기구인 gamma spectrometry를 이용하여 조사하였다. 두 종을 gamma 선을 방출하는 radionuclides인 selenium-75, cesium-137, manganese-54와 zinc-65를 함유하는 용액에서 재배하여 각 기관의 표지된 무기물 흡수 양상을 24일 동안 측정하였다. 수분 후 튜울립에서는 표지된 무지물의 급속한 감소(꽃잎)와 증가(지방)가 관찰되었으나, 수선화에서는 이러한 source-sink 관계가 성립되지 않았다. 그러나 두 종에서 꽃잎과 지방의 표지된 무기질 농도는 각기 낙화와 낙과직전 급속히 감소하였다. 한편 표지된 무기물의 대부분은 뿌리와 구근에 함유되어 있었다. 본 연구는 특정 식물부분의 무기물 흡수 양상이 식물체의 손상없이 장기간 측정될 수 있다는 가능성을 제시하고 있다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제51권1호
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• pp.125-137
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• 2019

The purpose of this paper is to study the source term behavior after severe accidents by using a semi-kinetic model for simulation and calculation of in-containment activity. The reactor containment specification and the safety features of the containment under different accident conditions play a great role in evaluating the in-containment activity. Assuming in-vessel and instantaneous release of radioactivity into the containment, the behavior of in-containment isotopic activity is studied for noble gasses (Kr and Xe) and the more volatile elements of iodine, cesium, and aerosols such as Te, Rb and Sr as illustrative examples of source term release under LOCA conditions. The results of the activity removal mechanisms indicates that the impact of volumetric leakage rate for noble gasses is important during the accident, while the influence of deposition on the containment surfaces for cesium, mainly iodine isotopes and aerosol has the largest contribution in removal of activity during evolution of the accident.

• Journal of Radiation Protection and Research
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• 제10권1호
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• pp.3-13
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• 1985

주요 핵분열 생성물인 세슘-137, 장수명 핵종과 세륨-144, 희토류원소 그리고 부식 생성물인 코발트-60등의 제올라이트 A, 제올라이트 F-9(Faujasite) 그리고 비정형 제올라이트에 대한 흡착거동을 염농도 0.01 M부터 2.0 M 질산과 질산암모늄 그리고 교반시간 15분부터 90분까지 15분 간격으로 검토하였다. Kd 값은 Batch 실험방법으로 구했다. 결론으로 주요핵종의 분리 제거의 최적조건은 비정질 제올라이트, 0.01 M-질산과 0.1 M-질산암모늄, pH 4, 교반시간 한시간 그리고 가장 효율높은 핵종은 세슘 -137이다.

• 한국방사성폐기물학회:학술대회논문집
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• 한국방사성폐기물학회 2003년도 가을 학술논문집
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• pp.696-700
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• 2003

$H_2SO_4$과 Citric acid 은 다른 화학물질보다 토양으로부터 $^{137}Cs$의 추출효율이 높았다. 오래 저장된 방사능오염 토양으로부터 $^{137}Cs$ 제거효율을 높이기 위해 동전기방법에 의한 토양복원 실험 시 $H_2SO_4$과 citric acid를 첨가제로 사용했다. 실험 컬럼으로부터 방출된 방출수의 평균속도는 $2.0{\times}10^{-2}$cm/min이고, 10일 동안 방출된 토양폐액의 부피는 3.6 Pore Volume이다. 10일간 컬럼 내의 $^{137}Cs$의 제거효율이 54%이었다. 한편, 개발된 모델에 의해 계산된 잔류농도 예측 값은 실험으로부터 구한 결과와 거의 일치했다.

• Journal of Radiation Protection and Research
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• 제28권4호
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• pp.353-360
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• 2003

The concentration of $^{137}Cs$, the particle size, and the contents of TOC, H, N and S were measured for sediments collected in the adjacent sea to Yangnam, Korea. The concentrations of $^{137}Cs$ in sediments are in the range of $^{137}Cs$ for sediments strongly depend on particle size and TOC content of sediments. The results of multiple regression analysis suggest that humic substances may have great influence on the deposition of $^{137}Cs$ in sediment.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제54권9호
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• pp.3250-3259
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• 2022

A new approach to the use of rice straw as a difficult-to-recycle agricultural waste was proposed. Potassium aluminosilicate was obtained by spark plasma sintering as an effective material for subsequent immobilization of ¹³⁷Cs into a solid-state matrix. The sorption properties of potassium aluminosilicate to ¹³⁷Cs from aqueous solutions were studied. The effect of the synthesis temperature on the phase composition, microstructure, and rate of cesium leaching from samples obtained at 800-1000 ℃ and a pressure of 25 MPa was investigated. It was shown that the positive dynamics of compaction was characteristic of glass ceramics throughout the sintering. Glass ceramics RS-(K,Cs)AlSi₃O₈ obtained by the SPS method at 1000 ℃ for 5 min was characterized by a high density of ~2.62 g/cm³, Vickers hardness ~ 2.1 GPa, compressive strength ~231.3 MPa and the rate of cesium ions leaching of ~1.37 × 10^-7 g cm^-2·day^-1. The proposed approach makes it possible to safe dispose of rice straw and reduce emissions into the atmosphere of microdisperse amorphous silica, which is formed during its combustion and causes respiratory diseases, including cancer. In addition, the obtained is perspective to solve the problem of recycling long-lived ¹³⁷Cs radionuclides formed during the operation of nuclear power plants into solid-state matrices.