• 한국방사선학회논문지
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• 제7권1호
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• pp.31-36
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• 2013

우라늄($^{238}U$)의 붕괴과정에서 생성되는 방사성기체인 라돈($^{222}Rn$)은 발생원 중 토양에서 85 % 이상으로 토양의 공극률이 클수록 토양 밖으로 방출할 수 있는 가능성이 많은 동위원소이다. 라돈으로부터 인체를 보호하기 위해서 적절한 대책을 세우는데 무엇보다도 정확한 측정기술의 개발이 선행되어야 한다. 이에 본 연구는 고순도게르마늄(HPGe) 검출기를 이용한 감마선 분광분석법으로 라돈을 측정할 경우에는 불안정한 자연방사능의 백그라운드 문제를 줄일 수 있고, 라듐과 라돈의 딸 핵종들을 방사평형에 이르게 한 후 라돈 농도를 측정하였으며, 토양시료에서의 감마선 방출핵종 및 에너지 스펙트럼을 분석하였다.

• 공업화학
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• 제9권2호
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• pp.243-248
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• 1998

본 연구에서는 아스코르빈산을 이용하여 다성분계(Pd, Ru, Rh, Nd, Cs, Sr, Fe, Ni, Zr, Mo)의 모의고준위폐액 내에 있는 Pd의 침전 분리와 침전물의 특성이 조사되었다. 아스코르빈산의 금속이온들에 대한 환원특성을 이용하여 다성분계 모의폐액 내에 함유된 Pd을 선택적으로 침전 분리할 수 있었으며, 질산농도 0.5 M에서는 0.04 M의 아스코르빈산을 첨가함으로써 99.5% 이상의 Pd을 침전 분리시킬 수 있었다. 아스코르빈산에 의한 Pd 이온의 환원 반응은 질산농도가 중요한 역할을 하며, 질산농도가 증가할수록 Pd의 침전율은 감소하였다. 용액의 질산농도가 높고 아스코르빈산의 첨가량이 적은 경우 생성된 Pd 침전물은 평형에 도달하면서 재용해 현상이 나타났다. 생성된 Pd 침전물은 모의용액의 성분계와 관계없이 Pd금속 결정으로 형성되었으며, $1.0{\mu}m$ 이하의 입자가 응집된 형태로 나타났다.

• 방사성폐기물학회지
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• 제2권2호
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• pp.145-153
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• 2004

10년 이상 된 방사능오염 토양에서 동전기적 방법에 의한 $^{137}$Cs과 $^{60}$Co의 제염효율을 높이기 위해 H$_2$SO$_4$과 시트르산을 첨가제로 사용했다. 동전기 토양복원 컬럼의 방출수 평균속도는 2.0${\times}$$10^{-2}$ cm/min이고, 10일 동안 방출된 토양폐액의 부피는 컬럼의 3.6 공극부피다. 10일간 $^{137}$Cs 의 제거효율이 54%에 불과한 반면에, $^{60}$Co는 97%나 제거되었다. 이것은 $^{137}$Cs의 흡착평형계수가 $^{60}$Co 보다 크기 때문이라고 생각된다. 본 연구에서 제시한 수학적 모델에 의한 컬럼 잔류 오염도는 실험 오차 범위에서 실험결과와 잘 일치하였다.

• 한국방사성폐기물학회:학술대회논문집
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• 한국방사성폐기물학회 2005년도 춘계 학술대회
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• pp.172-181
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• 2005

국내 원전에서 공기 중 삼중수소 농도를 평가하기 위해 사용하는 삼중수소 버블러의 포집효율에 대하여 고찰하였다. 수증기 형태인 공기 중 삼중수소는 기포가 물을 통과하는 동안 평형농도에 도달하게 된다. 많은 양의 기체시료를 통과시킬 경우 포집수의 삼중수소 농도가 높아지고 포집수가 감소하거나 증가하는 현상이 발생하여 포집효율에 영향을 미치게 된다. 이러한 영향을 고려한 포집수의 예측농도는 실측값과 잘 맞았다. 통상적인 방식과 같이 초기 포집수량을 이용하여 삼중 수소 포집량을 평가할 경우 기체시료의 상대습도가 0.5보다 높으면 포집효율은 1보다 낮아지고 상대습도가 0.5보다 낮으면 포집효율은 1보다 높아진다. 상대습도가 0.5가 아니더라도 $\frac{포화수증기량\times기체통과량}{포집수량}$을 작게 하면 포집효율을 1에 가깝게 유지할 수 있다.

• Journal of Radiation Protection and Research
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• 제40권3호
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• pp.124-131
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• 2015

원료물질 또는 공정부산물을 가공하거나 이를 원료로 하여 제조된 제품인 가공제품은 함유된 천연방사성핵종(우라늄, 토륨, 포타슘 등)으로부터 감마선 방출로 외부피폭을 유발할 수 있다. 따라서 본 연구에서는 방사성핵종 농도 우라늄 토륨 $1Bq{\cdot}g^{-1}$, 포타슘 $10Bq{\cdot}g^{-1}$을 가정하고 평형상태의 감마선방출을 가정하여 최종사용자의 사용환경을 반영하여 몬테칼로 전산모사로 복셀팬텀인 ICRP 기준팬텀과 ICRP 권고 103을 적용하여 가공제품의 연간피폭선량을 계산하고 체계를 개발하였다. 가공제품은 사용환경에 따라 피부비밀착형(석고보드, 음이온 벽지, 음이온 페인트)과 피부밀착형(팔찌, 목걸이, 벨트, 뜸질기)으로 구분하였고 기하학적 모델링은 일반가구가 거주하는 주택의 유형 분포추이와 설계지침을 반영하여 룸모델링($3m{\times}4m{\times}2.8m$ 보수적으로 밀폐된 방)과 복셀팬텀 분할면에 직접 가공제품을 모사하였다. 사용시간은 한국형 노출지수 개발 및 운영체계 구축 보고서를 참고하였으며 알 수 없는 제품은 보수적으로 24시간을 가정하였다. 본 연구에서 가공제품의 연간 유효선량은 0.00003 ~ 0.47636 mSv로 평가되었으며 벨트류 장기등가선량률을 확인하여 복셀팬텀에 가공제품을 직접 모사하는 것의 의미를 확인하였다.

• 방사성폐기물학회지
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• 제9권3호
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• pp.161-167
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• 2011

사용후핵연료 운반용기 표면온도가 $85^{\circ}C$를 초과할 경우, 대인용 보호막(Personnel Barrier) 또는 운반용 덮개(Transport Hood)를 설치하여 운반 중 운반용기 표면에 사람이 직접 접근할 수 없도록 하여야 한다. 운반용 덮개가 설치된 경우, 열적 안전성 평가의 한 가지 경우인 정상조건 열해석 시, 외부환경 경계조건(환경온도 및 외부복사온도)으로 적용하기 위해서 운반용 덮개 내부 열 환경 조건(내부 공기온도 및 운반용 덮개 표면온도)을 계산해야 한다. 따라서 본 연구에서는 운반용 덮개 내부 공기온도 및 표면온도를 계산하기 위한 해석적 방법 및 열전달 특성에 대한 분석을 수행하였고 CFD 해석 결과와 비교를 통해 타당성을 검증하였다.

• 방사성폐기물학회지
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• 제13권4호
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• pp.283-293
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• 2015

고준위폐기물처분장에서 완충재는 공학적방벽의 주요 구성요소 중 하나이다. 본 연구에서는 국 내외의 완충재 요구사항과 성능기준을 분석하고, 우리나라 고준위폐기물처분장에 적합한 완충재 개념 도출을 위한 접근방안을 제시하였다. 완충재의 주요 성능기준 인자항목으로, 수리전도도, 핵종 저지능, 팽윤압, 열전도도, 역학적 특성치(mechanical properties), 유기물함량(organic carbon content), 일라이트화 속도(illitization rate) 등을 고려하였다. 우리나라 고준위폐기물처분장 완충재 물질로서 국산 벤토나이트(Ca-벤토나이트)와 대안재로 MX-80 벤토나이트(Na-벤토나이트)를 제안하였다. 완충재의 기술사양은 Ca-벤토나이트 경우엔 우리나라의 성능기준을, Na-벤토나이트의 경우는 스웨덴의 성능기준을 보수적으로 만족하는 값으로 설정하였다. 완충재의 두께는 전단거동, 핵종 유출, 열전도의 측면에서 평가하여 결정하였으며, 평가결과 완충재의 두께는 0.25 ~ 0.5 m 사이가 적절하였다. 그러나 최종적인 완충재의 두께는 향후 보다 심도 있는 열-수리-역학적 평가와 경제적, 공학적 측면을 고려하여 결정하여야 할 것이다.

• Journal of Radiation Protection and Research
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• 제41권3호
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• pp.268-273
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• 2016

Background: This study was a long-term evaluation of $^{137}Cs$ and $^{90}Sr$ activity concentrations in seawater samples from the East Sea, Korea, in order to establish current activity levels. Results and long-term monitoring trends will be useful in the future monitoring of environmental radioactivity. Materials and Methods: Surface seawater samples were collected quarterly from Guryongpo and Jangho in the East Coast between 1998 and 2010 and the quarterly deep seawater samples were collected from three sites in the sea adjacent to Ulleung-do between 2012 and 2015. The activity concentrations of $^{137}Cs$ were measured using a gamma-spectrometer. The activity concentrations of $^{90}Sr$ and $^{90}Y$ in a radioactive equilibrium state were measured using a gas flow proportional counter. Results and Discussion: We found the annual average activity concentrations of $^{137}Cs$ in the surface seawater was $1.66-2.89mBq{\cdot}kg^{-1}$ in Guryongpo and $1.68-2.43mBq{\cdot}kg^{-1}$ in Jangho. The annual average activity concentrations of $^{90}Sr$ in the surface seawater was $0.83-1.98mBq{\cdot}kg^{-1}$ in Guryongpo and $0.82-1.57mBq{\cdot}kg^{-1}$ in Jangho. The annual average activity concentrations of $^{137}Cs$ in the deep seawater sites were $1.51-1.73mBq{\cdot}kg^{-1}$, $1.19-1.60mBq{\cdot}kg^{-1}$ and $0.87-1.15mBq{\cdot}kg^{-1}$ in TH, JD, and HP. The annual average activity concentrations of $^{90}Sr$ in the same deep seawater sites were $1.00-1.94mBq{\cdot}kg^{-1}$, $0.82-1.26mBq{\cdot}kg^{-1}$, and $0.79-1.32mBq{\cdot}kg^{-1}$. The effective half-life was calculated by analyzing change over time in the activity concentration in the surface seawater. The effective half-life of $^{137}Cs$ was $15.3{\pm}0.1years$ in Guryongpo and $102{\pm}3years$ in Jangho. The effective half-life of $^{90}Sr$ was $28.3{\pm}4.3years$ in Guryongpo and $16.6{\pm}0.1years$ in Jangho. The ratio of the average activity concentration ($^{137}Cs/^{90}Sr$) was 1.72 in the surface seawater, which is similar to the reported ratio of the global radioactive fallout. The ratio in the deep seawater was 1.24, which is somewhat low compared to the global ratio (1.6, 1.8). Conclusion: Activity concentrations of $^{137}Cs$ and $^{90}Sr$ in the seawaters of the East Sea were similar to the previously reported activity levels in the East Sea and northwestern Pacific as a result of global radioactive fallout following atmospheric nuclear weapon tests.

• 방사성폐기물학회지
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• 제18권3호
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• pp.415-420
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• 2020

Strontium is known as a salt-soluble element during the electrolytic oxide reduction (EOR) process. The chemical behavior of SrO during EOR was investigated via thermodynamic calculations to provide quantitative data on the chemical status of Sr. To achieve this, thermodynamic calculations were conducted using HSC chemistry software for various EOR conditions. It was revealed that SrO reacts with LiCl salt to produce SrCl₂, even in the presence of Li₂O, and that the ratio of SrCl₂ depends on the initial concentration of Li₂O dissolved in LiCl. It was found that SrO reacts with Li to produce Sr during EOR and that the reduced Sr reacts with LiCl salt to produce SrCl₂. As a result, the proportions of metallic forms were lower in Sr than in La and Nd under various EOR conditions. The thermodynamic calculations indicated that the three chemical forms of SrO, SrCl₂, and Sr co-exist in the EOR system under an equilibrium with Li, Li₂O, and LiCl.

• 대한화학회지
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• 제16권6호
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• pp.354-360
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• 1972

방사성의 $Ba^{++}, Sr^{++}, Ca^{++}$ 이온과 양이온 교환수지를 이용한 평형교환법에 의하여 알칼리토류 금속이온과 2염기 유기산 이온사이에 어떤 착물이 형성되는가를 실온에서 조사하였다. 유기산으로써 썩신산과 타르타르산을 사용하였고, 용매로서는 $H_2O$, 20% 아세톤-$H_2O$ 및 20% 에탄올-$H_2O$를 사용하였다. 용액의 pH 는 7.2∼7.4로 조절하였고 용액의 이온 강도는 약 0.1로 조절하였다. 본 연구결과 알칼리토류 금속이온과 썩신산 또는 타르타르산 사이에 1:1 착물이 용액내에서 형성됨을 알았고 또 착물의 상대적 안정도가 다음 순으로 증가함을 알았다. $Ba^{++}; 썩신산<타르타르산; 수용액<혼합용매