• 핵의학기술
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• 제17권1호
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• pp.3-6
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• 2013

Purpose: The treatment of thyroid cancer patients was continuously increased. According to the increment of thyroid cancer patients, the establishment of iodine therapy site was also increased in each hospital. This treatment involves the administration of radioactive iodine, which will be given in the form of a capsule. Therefore, protections and managements for radioactive source pollution and radiation exposure should be necessary for radiation safety. Among the many problems, the problem of disposing the radioactive wastes was occurred. In this study, The date for self-disposal for radioactive wastes, which were contaminated in clothes, bedclothes and trash, were calculated. Materials and Methods: The number of iodine therapy ward was 15 in Korea Institute of Radiological Medical and Sciences. Recently, 8 therapy wards were operated for iodine therapy patients and others were on standby for emergency treatment ward of any radiation accidents. Radioactive wastes, which were occurred in therapy ward, were clothes, bedclothes, bath cover for patients washing water and food and drink which was leftover by patients. Each sample was hold into the marinelli beaker (clothes, bedclothes, bath covers) and 90 ml beaker (food, drink, and washing water). The activities of collected samples were measured by HpGe MCA device (Multi Channel Analysis, CANBERRA, USA) Results: The storage period for the each kind of radioactive wastes was calculated by equation of storage periods based on the measurement outcomes. The average storage period was 60 days for the case of clothes, and the maximum storage period was 93 days for patient bottoms. The average storage period and the maximum storage period for the trash were 69 days and 97 days, respectively. The leftover foods and drinks had short storage period (the average storage period was 25 days and maximum storage period was 39 days), compared with other wastes. Conclusion: The proper storage period for disposing the radioactive waste (clothes, bedclothes and bath cover) was 100 days by the regulation on self-disposal of radioactive waste. In addition, the storage period for disposing the liquid radioactive waste was 120 days. The current regulation for radioactive waste self-disposing was not suitable for the circumstances of each radioactive therapy facility. Therefore, it was necessary to reduce the leftover food and drinks by adequate table setting for patients, and improve the process and regulation for disposing the short-half life radioactive wastes.

• Mycobiology
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• 제30권2호
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• pp.76-81
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• 2002

Aquatic fungi from four brackish water lakes; Edku, Burullus and Manzala lakes which are located at the northern region of Egypt and Qarun lake that located in El-Fayoum city are reported in this manuscript. Twenty-nine fungal species which belong to 19 genera of aquatic fungi were recovered from water samples collected from the studied lakes. The most frequently isolated fungal species were Chytridium conferrop, Allomyces throughout and Rhizoclosmatium globosum. Thraustochytrium amoeboidum and Leptolegniella exoosporus have a moderately occurrence frequency. The maximum fungal count of recovered aquatic fungi was recorded in Burrullus lake followed by EdKu, Manzala and Qarun lakes. This study was extended to test the ability of six selected aquatic fungi(Brevilegniella keratinophila, Blastocladiella cystogena, Chytridium conferrop, Entophlyctis variabilis, Schizochytrium mangrovei and Thraustochytrium rosin), to uptake the radionuclide from their culture medium as a step to biologically treat the waste water or solution with radio-cesium and radio-cobalt. Fifty seven of Cs-137 and 35% of Co-60 could be removed from liquid waste by the selected aquatic fungi.

• 핵의학기술
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• 제15권1호
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• pp.70-74
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• 2011

서울 아산병원 핵의학과에서는 방사성폐기함을 다수 비치하여 방사성폐기물을 수집하고 있으나 이러한 방사성폐기물이 일반 의료폐기함에서 발견되는 경우가 있다. 이에 본 연구에서는 의료폐기물에서 측정되는 방사성폐기물의 발생 원인을 파악하여 방사선관리구역으로부터 배출되는 물품 표면의 방사성물질의 오염도가 허용표면오염도의 10분의 1을 초과하지 않거나 교육과학기술부에서 고시하는 액체폐기물이 방사성 자체 폐기한도를 초과하지 않도록 하기 위한 대책을 제시하고자 하였다. 우선 먼저 survey meter를 이용하여 본원 핵의학과 17개 구역의 방사능 측정값과 배후방사능 측정값을 비교한 결과 법적인 허용치를 초과하지는 않았지만, 이 중 11개 구역에서 의료 폐기함과 배후방사능이 통계적으로 유의한 차이를 보여 실제 방사능이 존재함을 알 수 있었다. 이에 좀 더 정확한 방사능을 측정하고자 감마카운터를 이용하여 각각의 의료폐기함으로부터 알코올솜, poly glove, 방사의약실에서 배출되는 생리식염수에서 각각 30개씩 표본 추출하여 측정한 결과, 높은 수준의 방사능이 측정되었으며, 일부는 법적 허용치를 초과했다. 따라서 의료폐기함으로 폐기되는 알코올솜과 poly glove는 각 영상실과 방사의약실에 구비된 방사성폐기함에 폐기하고, 방사의약실에서 발생되는 생리식염수는 액체폐기물로써 RI정화조에 폐기하거나 또는 방사성 자체 폐기절차에 따라 일정기간 보관하여 충분히 감쇄시킨 후 폐기해야 할 것이라 사료된다.

• Journal of Radiation Protection and Research
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• 제3권1호
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• pp.1-5
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• 1978

Cs-137과 같은 반감기가 긴 방사성 핵종을 함유한 저준위 방사성 액체 폐기물을 국산 제올라이트 일종인 Clinoptillolite를 이용해서 처리할 수 있는가를 연구했다. Column 장치를 사용하여 Break-Through Curve를 얻어서 미국의 광물전문회사인 WARD에서 분류한 천연 Clinoptillolite 원광과 비교한 결과, 국산 Clinoptillolite에는 Break-Through Curve의 모양에 'Tailing'이 일어나는 것을 나타냈다. 국산 Clinoptillolite에 500ppm의 Cesium 용액에 $2.5{\times}10^{-3}{\mu}Ci/ml$의 Cs-137을 넣어서 Cesium 이온고정능력을 실험한 결과 132meq/100g이 고정되었다. 또한 Tracer로 넣은 Cs-137이 $75{\mu}Ci/100g$이 고정됨을 보여주었다.

• 방사성폐기물학회지
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• 제17권2호
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• pp.139-165
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• 2019

한국원자력연구원에서 개발 중인 해체기술 현황 및 전망에 대해 기술하였다. 특히, 해체의 핵심기술인 제염, 원격절단, 해체 폐기물처리 및 부지 복원 분야를 중점적으로 다루었다. 제염기술로는 부품제염과 원자력시스템제염 부분을 고찰하였고, 원격절단기술 관련해서는 절단기술, 원격제어 및 해체공정 모사기술이 다루어졌다. 해체 폐기물처리기술 관련해서는, 비록 해체 후 다양한 폐기물이 발생하지만, 주 폐기물인 금속, 가연성폐기물과 난처리성 특수 폐기물인 고염 고방사성 폐액, 유기혼성폐기물 및 우라늄 복합폐기물 처리기술 등을 주로 기술하였다. 마지막으로, 해체부지 복원 분야에서는 방사선 측정, 부지재이용의 안전성평가 그리고 부지 복원기술 등을 중점적으로 기술하였다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제9권2호
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• pp.75-81
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• 1977

원자력 발전소에서 나오는 방사성 핵종이 clay 속에 고정되는 반응기구를 분석하기 위해서 clay의 양이온 교환능을 Sawhney 방법으로 측정했다. Clinoptilolite, vermiculite 및 sodalite들의 PH dependent CEC를 측정한 결과 총 양이온 교환능의 약 70% 정도가 영구 고정되어진다고 생각되는 neutral salt CEC에 의해 일어나고 나머지는 가역과정인 clay 속의 유기물질과 다른 급속(Al, Mg)의 치환에 의해서 일어난다는 결론을 얻었으며, pH 9 이상에서 clay에 의한 방사성 핵종의 제거는 이온 교환 기구에 의한 고정보다 오히려 중금속 이온의 침전에 의해서 더 많이 일어난다는 것도 밝혀냈다. 그리고 연속 치환에 의해서 처리된 Na-clay는 방사성 핵종제거에 상당히 향상된 제거 효율을 나타내고 있다.

• 방사성폐기물학회지
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• 제20권3호
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• pp.279-296
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• 2022

The fundamental characteristics of groundwater colloids, such as composition, concentration, size, and stability, were analyzed using granitic groundwater samples taken from the KAERI Underground Research Tunnel (KURT) site by such analytical methods as inductively coupled plasma-mass spectrometry, field emission-transmission electron microscopy, a liquid chromatography-organic carbon detector, and dynamic light scattering technique. The results show that the KURT groundwater colloids are mainly composed of clay minerals, calcite, metal (Fe) oxide, and organic matter. The size and concentration of the groundwater colloids were 10-250 nm and 33-64 ㎍·L^-1, respectively. These values are similar to those from other studies performed in granitic groundwater. The groundwater colloids were found to be moderately stable under the groundwater conditions of the KURT site. Consequently, the groundwater colloids in the fractured granite system of the KURT site can form stable radiocolloids and increase the mobility of radionuclides if they associate with radionuclides released from a radioactive waste repository. The results provide basic data for evaluating the effects of groundwater colloids on radionuclide migration in fractured granite rock, which is necessary for the safety assessment of a high-level radioactive waste repository.

• 공업화학
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• 제3권2호
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• pp.327-334
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• 1992

저준위 방사성 액체폐기물의 새로운 감용방법으로써 cellulose acetate막을 사용한 투과증발법의 연구가 수행되었다. 실험결과에 의하면 일반적으로 유기물의 분리에 사용되는 투과증발법은 액체폐기물의 감용을 위한 제염효과가 우수하였고, 수분의 증발속도도 저준위 방사성 액체폐기물의 감용을 위해 널리 사용되는 자연증발에 비해 현저히 빨랐다. 또한 주입용액의 조건에 따른 실험결과를 토대로 투과증발특성을 평가하였으며, 투과증발량을 증가시키기 위해 cellulose acetate막의 최적제막조건을 설정하였다.

• 멤브레인
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• 제25권6호
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• pp.478-487
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• 2015

본 총설논문에서는 과거 방사능누출 사고사례를 제시하고 그에 따른 위험성을 논하였다. 또한 방사성 폐액 내의 방사성 이온들을 제거하기 위한 방법을 대별하고 실증사례들을 열거하였다. 여러 가지 방법을 복합적으로 사용한 실험결과 및 특허가 많이 있지만, 국내기술이 해외기술에 비해 미미한 실정이다. 후에 일어날 수도 있는 사고에 대비해서라도 국내 기술력의 발전과 경쟁력은 꼭 필요하다. 본 논문을 통해 방사성 이온 제거에 대한 현재 기술상황을 고찰하고 발전가능성에 대해 알아보고자 하였다.

• 한국방사성폐기물학회:학술대회논문집
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• 한국방사성폐기물학회 2003년도 가을 학술논문집
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• pp.172-179
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• 2003

핵확산 저항성 핵연료주기공정, 트리튬을 활용하는 첨단산업 시설과 중수로형 원전 등의 국내 원자력 산업에서 다양한 화합물 형태로 발생하는 트리튬 폐기물을 처리하는 기술을 개발하기 위하여 국내외 트리튬 처리기술의 현황을 조사하였음. 트리튬 폐기물을 크게 기체상, 유기상, 수용액상으로 분류하였고, 이들을 각각 처리할 수 있는 기술을 분석하였음. 이러한 트리튬 폐기물의 처리기술 개발은 원자력 산업의 지속적인 발전을 위한 기술력 기반조성 및 국민의 방사성 폐기물에 대한 긍정적 이미지를 심어 주는데 필수적임.