• Nuclear Engineering and Technology
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• 제55권6호
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• pp.2166-2171
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• 2023

In the present study, six silicone rubber doped by tellurium borate oxides were fabricated using the casting method. The densities of the fabricated silicon rubber-doped by tellurium borate oxides samples were measured using the Archimedes Method. Moreover, the linear attenuation coefficient of silicone rubber doped tellurium borate oxides samples was evaluated experimentally using the hyper pure germanium, and the recorded linear attenuation coefficient values were affirmed using the theoretical Phy-X program. The experimental measurements were performed using the narrow beam transmission method with radioactive isotopes Am-241, Cs-137, and Co-60 with energies of 59, 661, 1173, and 1332 keV. The linear attenuation coefficient values showed an enhancement by 4.73 times, 1.20 time, 1.17, time, and 1.17 time, respectively at gamma photon energies of 59, 661, 1173, and 1332 keV, when the TeO₂ concentration increased in the fabricated composites from 0 to 50 wt%. The enhancement of the linear attenuation coefficient values has a positive effect on the transmission rate values where the half-value thickness and transmission rate were decreased accompanied by an increase in the RPE.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제55권5호
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• pp.1757-1762
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• 2023

Radiological hazards from external exposure of naturally occurring radioactive materials (NORM) scales residues, generated during the extraction process of oil and gas production in southern Algeria, are evaluated. The activity concentrations of ²²⁶Ra, ²³²Th, and ⁴⁰K were measured using high-purity gamma-ray spectrometry (GeHP). Mean activity concentration of ²²⁶Ra, ²³²Th and ⁴⁰K, found in scale samples are 4082 ± 41, 1060 ± 38 and 568 ± 36 Bq kg^-1, respectively. Radiological hazard parameters, such as radium equivalent (Ra_eq), external and internal hazard indices (H_ex, H_in), and gamma index (I_γ) are also evaluated. All hazard parameter values were greater than the permissible and recommended limits and the average annual effective dose value exceeded the dose constraint (0.3 mSv y^-1). However, for occasionally exposed workers, the dose rate of 0.65 ± 0.02 mSv y^-1 is lower than recommended limit of 1 mSv y^-1 for public.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제55권7호
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• pp.2650-2655
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• 2023

In the process of growth and development, plants not only absorb essential nutritional elements, but also absorb radioactive and non-essential elements from the environment, and their distribution varies in different parts of the plant. In this study, neutron activation analysis and gamma spectrometry were performed on stems, roots, and leaves of vegetables. The results indicate that the accumulation of radionuclides and multi-elements depends on the plant type and plant parts. Activity concentrations of ²²⁶Ra and ²³²Th in plants were accumulated in the following order: Roots > Stems > Leaves. The highest concentrations of ⁴⁰K and ²¹⁰Pb were observed in the stems and leaves of plants, respectively. Essential nutrient requirements of plants are in the following order: K > Ca > Mg > Fe > Zn > Mn. Among the nonessential metals, the concentration of Na in the vegetable sample was much greater than those of the other elements. The K/Na ratio in the plant depends on the type of plant and the translocation within the plant.

• 방사선산업학회지
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• 제17권4호
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• pp.437-442
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• 2023

This study conducted a comparative analysis of dose evaluations for ingestion of animal products based on data from nuclear power plants in the Republic of Korea, using methodologies from the Republic of Korea, 'IAEA TRS-472', and 'CSA N288.1:14'. The research focused on tritium, the most significant constituent among the gaseous and liquid radioactive emissions. The combined evaluation of tritium, in the form of tritiated water (HTO) and organically bound tritium (OBT), yielded results of 1.143 μSv y^-1 for the Republic of Korea, 0.965μSv y^-1 for 'TRS-472', and 0.886μSv y^-1 for 'N288.1:14'. Despite the Republic of Korea's guidelines not considering OBT, the evaluation results for the Republic of Korea were higher compared to other methodologies. This discrepancy was attributed to the unique approach of not considering the moisture content per individual in the calculations of plant and feed concentration in the Republic of Korea and the simultaneous consideration of specific-activity model and transfer model. The study highlights the necessity of developing dose evaluation models tailored to regional characteristics and underscores the importance of including OBT in these evaluations.

• Journal of Radiation Protection and Research
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• 제6권1호
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• pp.25-30
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• 1981

단일집진법(單一集塵法)을 써서 공기부유진중(空氣浮游塵中)에 존재(存在)하는 라돈 붕괴생성물(崩壞生成物), 즉, RaA, RaB 및 RaC 의 방사능(放射能)(또는 농도(濃度))을 측정(測定)하였다. 이것은 단일집진장치(單一集塵裝置)를 이용하여 평균공격(平均孔隔)(mean pore size)이 $0.8{\mu}m$인 membrane 노지(瀘紙)에 채취(採取)한 시료(試料)의 전(全) 알파방사능(放射能)을 시차별(時差別)로 측정(測定)한 후 그 결과(結果)로부터 라돈 붕괴생성물(崩壞生成物)의 농도(濃度)를 Ci 또는 WL(working level) 단위(單位)로 산출(算出)하는 방법(方法)이다. 여기서는 농도외(濃度外)에도 농도치(濃度値)의 표준편차(標準偏差) 및 라돈 붕괴생성물(崩壞生成物)의 방사평형상태(放射平衡狀態)를 나타내는 방사평형인자(放射平衡因子)와 방사평형비(放射平衡比)를 구(求)하였다. Ci 및 WL단위(單位)로 주어진 라돈 붕괴생성물(崩壞生成物)의 농도(濃度)는 실험기간중(實驗期間中) 각각 $0.30{\sim}2.36pCi/l$ 및 $0.89{\times}10^{-3}{\sim}6.57{\times}10^{-3}WL$로서 시간적(時間的) 요동이 심하였는데 대개 하루중(中) 오전(午前)에 높고 오후(午後)에 낮은 현상을 보여 주었다. RaA, RaB 및 RaC의 농도산출(濃度算出)에 따른 표준편차(標準偏差)는 각각 ${\pm}57.75%,\;{\pm}22.32%$ 및 ${\pm}31.29%$였으며 방사평형인자(放射平衡因子)는 평균(平均) 0.322였다. 그리고 RaA를 모핵종(母核種)으로 가정(假定)했을 때 각핵종간(各核種間)의 방사평형비(放射平衡比)는 대개 $C_1>C_2>C_3$인 것으로 나타났다. 여기서 $C_1,\;C_2$ 및 $C_3$는 각각 RaA, RaB 및 RaC의 농도(濃度)를 나타낸다.

• Journal of Radiation Protection and Research
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• 제10권1호
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• pp.50-63
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• 1985

농축인자법(濃縮因子法)(Concentration Factor Method)을 이용(利用)하여 결정피폭경로(決定被曝經路)를 분석(分析)한 후(後) 표준원전(標準原電)의 기체상방사성대기방출물(氣體狀放射性大氣放出物)에 대한 유도방출한도(誘導放出限度)(Derived Release Limits, DRL's)를 계산(計算)하였다. 이 방출한도(放出限度)는 핵시설(核施設) 주변(周邊)의 결정군구성개인(決定群構成個人)에 대(對)한 방사선(放射線) 피폭(被曝)을 관련피폭한도이하(關聯被曝限度以下)로 유지(維持)시키는 양(量)이다 본(本) 연구(硏究)에서는 1985년(年) 초(初) 미국(美國)의 환경보호청(環境保護廳)(EPA)에서 새로 권고(勸告)한 피폭한도(被曝限度)를 채택(採擇)하여 계산(計算)을 수행(遂行)하였다. 유도방출한도(誘導放出限度)(DRL)의 계산(計算)은 미국(美國)의 원자력(原子力) 규제위원회(規制委員會)(USNRC)가 규제지침(規制指針)(Reg. Guide) 1.109에서 제시(提示)하고 있는 선양평가(線量評價)모델을 표준(標準)모델로 사용(使用)하여 수행(遂行)하였으나, 동(同) 모델의 피폭경로분석(被曝經路分析)에서 우유(牛乳) 및 육류(肉類)의 섭취경로(攝取經路)는 국내(國內)의 현실상(現實狀) 무시가능(無視可能)한 것으로 고려(考慮)하여 본(本) 연구(硏究)에서 제외(除外)시켰다. 계산(計算)에서 고려(考慮)한 방출선원항(放出線源項)은 희유기체(稀有氣體), 요오드, 입자상원소(粒子狀元素) 및 삼중수소기체(三重水素氣體)였으며, 방출원(放出源)에서 북(北)쪽으로 1.3 km 거리에 위치(位置)하고 있는 주민영구거주지역(住民永久居住地域)을 대상(對象)으로 계산(計算)을 수행(遂行)하였다. 본(本) 연구(硏究)에서는 표준원전(標準原電)의 대상(對象)으로 고리원전(古里原電) 1호기(號機)를 선정(選定)하여 동원전(同原電)의 연간방출(年間放出)에 대(對)한 유도한도(誘導限度)를 계산(計算)하였으며, 1982년도(年度)의 실방출률(實放出率)과 비교(比較) 검토(檢討)하였다. 검토결과(檢討結果), 고리원전(古里原電) 1호기(號機)의 1982년도(年度)의 실방출률(實放出率)은 본(本) 연구(硏究)에서 구(求)해진 유도방출한도(誘導放出限度)보다 낮았으며, 방출물(放出物)에 의한 시설주변(施設周邊) 개인(個人)의 년간피폭선량(年間被曝線量)은 EPA에서 권고(勸告)하는 피폭한도이하(被曝限度以下)로 유지(維持)되었음을 알 수 있었다. 또한 본(本) 연구(硏究)에서 가장 결정적(決定的)인 피폭경로(被曝經路)는Co-60와 Cs-137과 같은 입자상침적방사핵종(粒子狀沈積放射核種)으로 오염(汚染)된 토양(土壤)에 의한 전신외부(全身外部) 피폭경로(被曝經路)였다.

• 지질공학
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• 제22권1호
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• pp.95-111
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• 2012

본 연구에서는 기존조사에서 지하수내 U과 Rn-222의 산출이 높은 지역으로 알려진 경도 이천시 관고동 민방위비상용 지하수공지역 인근에 새로운 시추공을 시추하여 지하수내 자연방사성물질의 산출특성과 암석화학적 상관관계를 알아보고자 하였다. 연구지역은 흑운모화강암 지질로 114 m 심도의 시추공을 확보하고, 더블패커를 이용하여 심도별로 지하수를 채취하여 U, Th을 포함한 화학성분과 Rn-222를 분석하였다. 그리고 시추코어 암석의 방사성물질 함유 특성을 비롯한 화학성분을 분석하였다. 심도별 4개 구간에 대해서 2차례 채취한 지하수의 pH는 6.5~8.6의 범위를 보이고, 화학적 유형은 Ca-$HCO_3$ 형으로 속한다. 심도별 및 시기별로 수리화학적 특성 및 자연방사성물질의 함량에서 큰 차이를 보인다. 지하수내 우라늄과 라돈-222의 함량은 8.81~1,101 ppb와 5,990~11,970 pCi/L를 각각 보여 우라늄은 3개 구간에서 Rn-222는 전 구간에서 미국 EPA 기준을 초과한다. 암석내 우라늄과 토륨의 함량은 각각 최고 18.3 ppm와 17.5 ppm을 보인다. 현미경관찰과 전자현미분석(EPMA)을 통한 자연방사성원소(U, Th)를 함유하는 광물로는 K장석, 흑운모내 포획된 광물인 모나자이트, 일메나이트, 인회석으로 확인되었다. U과 Th 성분은 광물의 주요 구성원소를 치환하여 존재하는 것으로 보인다. 시추코어내 우라늄 함량이 특징적으로 높지 않은 조건에서 지하수내 우라늄과 라돈-222 농도가 높은 것은 화학적 조건보다는 대수층 파쇄대의 파쇄정도와 지하수 유동량과 같은 물리적 요소가 더 큰 작용을 한 것으로 보인다. 라돈-222는 불활성가스인 영족기체 동위원소($^3He/^4He$, $^4He/^{20}Ne$) 상관관계 분석을 통하여 간접적으로 기원을 해석할 수 있을 것이다.

• 방사성폐기물학회지
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• 제4권1호
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• pp.33-40
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• 2006

한국원자력연구소 내의 연구용 원자로(TRIGA II, III) 해체 시 발생한 방사성 알루미늄 해체 폐기물의 감용 및 제염 특성을 평가하기 위해 아크로에서 알루미늄의 용융 특성 및 방사성 핵종의 분배 특성에 대한 연구를 수행하였다. 알루미늄 폐기물은 흑연전극(graphite electrode)을 이용한 전기아크로에서 4가지 종류의 플럭스$(A:NaCl-KCl-Na_3AlF_6,\;B:NaCl-NaF-KF,\;C:CaF_2,\;D:LiF-KCl-BaCl_2)$를 함께 첨가하여 용융시켰다. 또한 알루미늄의 용융 시 방사성 핵종의 분배 특성을 고찰하기 위해 알루미늄 시편에 방사성 모의 핵종인 코발트, 세슘, 스트론튬의 화합물을 오염시킨 후 혹연도가니에 넣어 알루미늄 용융실험을 수행하였다. 전기아크로에서 알루미늄의 용융실험을 수행한 결과 플럭스의 종류에 따라 다소 차이는 있으나 플럭스의 첨가에 의해 알루미늄 용융체의 유동성이 증가됨을 확인할 수 있었다. 아크 용융에 의해 생성된 슬래그의 발생량은 플럭스 A와 B를 첨가한 알루미늄 용융실험에 비해 플럭스 C와 D를 첨가한 실험에서 상대적으로 많은 양이 생성됨을 알 수 있었으며, 첨가된 플럭스의 양이 증가할수록 이에 비례하여 슬래그의 발생량이 증가함을 알 수 있었다. 슬래그(slag)의 XRD 분석을 통해 방사성 핵종이 주괴에서 슬래그 상으로 이동한 후 슬래그를 구성하고 있는 산화알루미늄과 결합하여 안정한 화합물로 슬래그 상에 포집됨을 알 수 있었다. 알루미늄 폐기물의 용융시 Co의 분배율은 플럭스를 첨가한 경우에 보다 높은 제염계수를 나타냈으며, 모든 플럭스에서 40% 이상의 제염 효과를 나타내었다. 반면에 휘발성 핵종인 Cs과 Sr은 주괴로부터 98% 이상이 제거되어 대부분이 슬래그상과 분진으로 이동되는 특성을 확인할 수 있었다.

• 대한방사선기술학회지:방사선기술과학
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• 제40권4호
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• pp.633-638
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• 2017

방사선 진료기술의 발전에 따라 의료분야에서 발생하는 방사성폐기물이 급속히 증가하고 있다. 최근의 경향을 보면, 갑상선암 진료 목적의 I-131을 비롯하여 PET/CT 조영제로 사용하는 F-18, 핵의학검사에 폭 넓게 적용하는 Tc-99m 등의 방사성동위원소 사용이 일반화 되고 있다. 사용과정에서 이러한 핵종에 오염된 방사성폐기물이 발생하게 되는데, 일정기간 보관한 후에 방사능이 규제해제(Clearance) 수준으로 감쇠하면 소각 등의 방법으로 자체처분하게 된다. 국제원자력기구(IAEA)에서는 $10{\mu}Sv/y$의 개인선량 및 1man-Sv/y의 집단선량과 함께 핵종별 농도에 근거하여 방사성폐기물의 규제해제기준을 제시하였다. 이 연구에서는 IAEA의 핵종별 방사능농도기준에 따른 규제해제 시점을 확인하기 위하여, Tc-99m과 방사화학상유사한 성질을 가지고 있는 Re-186 관련 방사성폐기물을 수집하여 방사능을 측정하였다. Re-186은 반감기가 3.8일로 방사성의약품으로는 비교적 길고, 베타선 및 감마선을 방출하여 방사성의약품 치료와 영상에 모두 사용된다. Re-186 사용과 관련하여 발생하는 오염된 일회용장갑(Poly Glove)의 방사능측정을 위하여 다중파고분석기(Multi Channel Analyzer; MCA)를 이용하였으며, 이를 위하여 표준물질을 제작하여 MCA를 교정한 이후 감마방사능 측정절차에 따라 수행하였다. 측정결과를 근거로 방사능 감쇠 유도식을 산출하여 이론식과 대비하여 고찰하였는바, Re-186 핵종의 유도반감기(3.6일)는 이론적 반감기(3.8일)에 비해 다소 짧은 것으로 나타났다. 따라서 측정결과에 근거한 유도반감기를 적용한다면, 다소 줄어든 기간 동안 Re-186 핵종 폐기물을 보관하였다가 자체처분을 할 수 있을 것으로 확인하였다. 이 연구 결과는 현재 추진하고 있는 국제표준화기구(International Organization for Standardization) 국제표준에 포함될 예정이다.

• 방사성폐기물학회지
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• 제18권1호
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• pp.83-90
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• 2020

흑연 동위원소 비율법(GIRM)은 비핵화 검증 도구로써 흑연감속로의 플루토늄 생산량을 예측하는데 사용된다. 원자로가 가동되면 ²³⁸U의 중성자 포획 반응에 의해 플루토늄이 생성되어 축적되고 동시에 흑연 내 불순물도 핵반응을 통해 다른 핵종으로 바뀌기 때문에 플루토늄의 생성량과 불순물의 농도는 일정한 상관 관계를 갖는다. 이러한 상관관계에도 불구하고 어느 특정 시점에서의 불순물의 농도는 불순물의 초기 농도에 의존하기 때문에 불순물의 초기 농도가 알려지지 않으면 불순물의 절대 농도만으로 플루토늄 생산량을 예측하는 것은 불가능하다. 그러나 불순물의 초기 동위원소 비율은 초기 불순물 농도에 상관없이 알려져 있기 때문에 불순물의 동위원소 비율과 플루토늄 생산량의 관계는 흑연감속로에서 플루토늄 생성량을 예측하는 유용한 도구가 될 수 있다. 흑연동위원소 비율법의 지표 원소로 Boron, Lithium, Chlorine, Titanium, Uranium 등이 이용되는 것으로 알려져 있다. 위 지표원소의 동위원소 비와 플루토늄 생성량 사이의 상관 관계가 초기 불순물 농도에 의존하지 않는지를 네 가지 다른 흑연 불순물 조성을 이용하여 평가하였다. ¹⁰B/¹¹B, ³⁶Cl/³⁵Cl, ⁴⁸Ti/⁴⁹Ti, ²³⁵U/²³⁸U은 흑연의 초기 불순물 농도에 상관없이 누적 플루토늄 생성량과 일관된 상관 관계를 갖는다. 이러한 원소들은 다른 원소의 핵반응에 의해 해당 원소의 동위원소가 생성되지 않기 때문이다. 반면 ⁶Li/⁷Li과 플루토늄 생성량의 상관관계는 흑연 내 불순물의 초기 농도에 의존한다. ⁷Li은 ⁶Li의 중성자 포획 반응에 의해서 생성되기도 하지만 ¹⁰B의 (n, α)반응으로도 생성되는 것이 더 지배적이기 때문에 ¹⁰B의 초기 농도가 ⁷Li의 생성량에 영향을 미치는 것이다. 따라서 Lithium은 흑연 동위원소 비율법을 위한 지표 원소로 적절하지 않음을 알 수 있다.