• 방사성폐기물학회지
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• 제5권1호
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• pp.79-84
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• 2007

처분장에서 지하수로 쉽게 유출될 수 있는 방사성 핵종들의 양을 예측하기 위하여 국내 PWR 사용후핵연료 팰렛들의 갭(gap) 및 입계에 있는 용해성 원소들의 재고량을 측정하였다. 연소도가 $45{\sim}66$ GWD/MTU를 갖는 연료봉에서 얻은 펠렛들에서 세슘의 갭 재고량이 $0.85{\sim}1.7%$M로 나타났으며, 이는 핵분열 생성기체 유출률의 $1/6{\sim}1/3$에 해당하였다. 그러나 핵분열 생성기체 유출 률이 1%이하인 연료봉에서 취한 40 GWD/MTU이하의 연소도를 갖는 펠렛들의 경우, 세슘의 갭 재고량들을 핵분열 생성기체 유출률과 연관시키기는 곤란하였다. 갭 및 입계내 스트론튬의 재고량은 동일 연료봉내 펠렛에서는 크게 다르지 않았으며, 요오드의 갭 재고량은 핵분열 생성기체 유출률보다 작거나 유사한 값을 갖는 것으로 평가되었다.

• 방사성폐기물학회지
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• 제4권3호
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• pp.217-226
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• 2006

원자력연구소 핫셀의 구조와 오염특성이 조사되었다. SEM 측정결과 핫셀 내부에 부착된 고방사능 분진의 크기는 $0.2{\sim}10{\mu}m$이었다. 사이클론의 최적 Vortex finder의 길이는 49 mm이고, 모의입자 유입속도는 15m/sec가 적합했다. 이때 $3{\mu}m$의 포집효율은 약 85%였다. 모의 입자 유입속도가 15m/sec보다 빠를 때, 포집효율의 증가율은 크지 않았다. 유입가스의 온도가 증가할 때, 포집효율은 약간 감소했다. Vortex finder의 길이가 증가할수록 사이클론내의 압력강하는 커졌다. Cut size diameter는 Reynolds number의 증가와 함께 감소했다. 측정된 Reynolds number에 근거하면, 사이클론 내부는 난류이고 이 난류는 사이클론 내의 압력강하에 원인이 된다고 사료된다. $Stk^{1/2}_{50}$는 Re 값의 증가와 함께 감소하고, Re의 값이 커질 때에서 일정한 값에 수렴했다. 즉, 6000-8000의 Re에서 $Stk^{1/2}_{50}$는 약 0.045를 나타냈다.

• 분석과학
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• 제26권1호
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• pp.86-90
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• 2013

짧은 반감기(3.82일)로 인하여 표준물질이 없어서 $^{226}Ra$ 표준선원을 이용하여 액체섬광계수기(Liquid Scintillation Counter)의 측정효율을 산정한 후 구하는 $^{222}Rn$ 농도 분석의 정도 관리를 위해서 blank(바탕)시료, 중복시료, 원수 채취전과 후의 시료 분석을 수행하였다. 현장 바탕시료는 0.44~6.28 pCi/L, 실험실 바탕시료는 1.66~4.95 pCi/L 값을 보였다. 둘 사이의 상관계수는 0.9691이였으며, 현장시료채취, 시료 이동, 시료 보관 상태에서 다른 오염원은 없었음을 확인하였다. 65개의 원시료와 중복시료의 상관계수는 0.9987을 보였다. 라돈은 불활성 기체이므로 시료를 채취할 때 손실에 의해 지하수 중 라돈 농도에 영향을 미칠 것으로 사료되어 증류수를 이용하여 현장 지하수 시료 채취 전과 후로 구분하여 비교분석하였으나 유의한 농도차이를 보이지 않았다.

• 한국의학물리학회지:의학물리
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• 제27권3호
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• pp.156-161
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• 2016

When air discharged from a radioisotope production facility is contaminated with radiation, the public may be exposed to radiation. The objective of this study is to manage such radiation exposure. We measured the airborne radioactivity concentration at a 30 MeV cyclotron radioisotope production facility to assess whether the exhaust gas was contaminated. Additionally, we investigted the radioactive contamination of the air filter for efficient air purification and radiation safety control. To measure the airborne radiation concentration, specimens were collected weekly for 4 h after the beginning of the radioisotope production. Regarding the air purifier, five specimens were collected at different positions of each filter-pre-filter, high-efficiency particulate air filter, and charcoal filter-installed in the cyclotron production room. The concentrations of F-18, I-123, I-131, and Tl-201 generated in the radioiodine production room were $13.5Bq/m^3$, $27.0Bq/m^3$, $0.10Bq/m^3$, and $11.5Bq/m^3$, respectively; the concentrations of F-18, I-123, and I-131 produced in the radioisotope production room were $0.05Bq/m^3$, $16.1Bq/m^3$, and $0.45Bq/m^3$, correspondingly; and those of F-18, I-123, I-131, and Tl-201 generated in the accelerator room were $2.07Bq/m^3$, $53.0Bq/m^3$, $0.37Bq/m^3$, and $0.15Bq/m^3$, respectively. The maximum radiation concentration of I-123 generated in the radioiodine production room was 1,820 Bq/g, which can be disposed after 2 days. The maximum radiation concentration of Tl-202 generated in the radioisotope production room was 205 Bq/g, and this isotope must be stored for 53 days. The I-123 generated in the radioiodine production room had a maximum concentration of 1,530 Bq/g and must be stored for 2 days. The maximum radiation concentration of Na-22 generated in the radioisotope production room was 0.18 Bq/g and this isotope must be disposed after 827 days. To manage the exhaust, the efficiency of air purification must be enhanced by selecting an air purifier with a long life and determining the appropriate replacement time by examining the differential pressure through systematic measurements of the airborne radiation contamination level.

• 방사성폐기물학회지
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• 제1권1호
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• pp.65-72
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• 2003

원자력시설에서 방사성요오드 제거용으로 사용되는 TEDA 첨착활성탄의 고온공정에서치 메틸요오드의 제거성능을 은이온제올라이트(AgX)와 상호 비교하였다. 3$0^{\circ}C$-40$0^{\circ}C$ 온도범위에서 온도에 따른 메틸요오드의 흡착량 및 탈착후 잔존량을 측정한 결과, 비첨착활성탄의 흡착성능은 온도가 증가함에 따라 급격히 감소하지만 TEDA 첨착활성탄의 흡착성능은 10$0^{\circ}C$ 부근에서도 AgX-10과 거의 유사한 값을 나타내었고, 탈착후 잔존량은 25$0^{\circ}C$ 까지도 비첨착활성탄에 비하여 매우 높은 값을 유지하였다. 또한 10$0^{\circ}C$ 이상의 고온공정에서 AgX 및 TEDA 첨착활성탄을 충전한 고정층 파과특성을 상호 비교한 결과 10$0^{\circ}C$ 이상에서 AgX-10의 메틸요오드 흡착량 및 잔존량은 TEDA 첨착활성탄에 비하여 평균 30%정도 높은 값을 나타내어 고온에서 더 흡착성능이 우수함을 보여주고 있다. 흡착반응 후 생성된 기체의 성분을 분석한 결과를 토대로 AgX-10 흡착제를 충전한 고정층에서 메틸요오드 제거 메카니즘을 제안하였다.

• 대한핵의학회지
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• 제24권2호
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• pp.237-243
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• 1990

Pulmonary embolism demands rapid and accurate diagnosis. And ventilation imaging has greatly improved the diagnostic accuracy of pulmonary embolism in addition to perfusion imaging. Agents currently used include xenon-133, krypton-81m and technetium-99m radioaerosols. However radioactive gases are compromised by availability and cost for krypton-81m, radiation dose, gamma energy and non?physiologic behaviour for xenon-133. Radioaerosols of technetium-99m componds are rapidly cleared from the lung after inhalation, and their relative low effeciency (specific radioactivity) and wide distribution of particle sizes make them also suboptimum. A new ventilation agent, Technegas is a suspension of structured graphite ellipsoids with diameter below 20nm, labelled with $^{99m}Tc$ in a carrier gas of Argon. This report describes the authors' clinical experience with Technegas. This is the first reported clinical study of this agent in Korea. A comparison of Technegas and $^{99m}Tc-DTPA$ aerosol was performed in 12 patients with various pulmonary diseases such as COPD, pulmonary tuberculosis and pleural effusion. All patients were studied with $^{99m}Tc-DTPA$ aerosol inhalation and Technegas ventilation. In both studies image quality was assessed (1) semiquantitatively by scoring bronchial and gastric activity, (2) subjectively by direct visual comparison of peripheral lung images and (3) quantitatively by computing the peripheral penetration index(PI) for each lungs. The bronchial activites were seen in 7 out of 12 cases with $^{99m}Tc-DTPA$ aerosol and in 5/12 with Technegas. The gastric activities were seen in 5/12 and 1/12 cases respectively. The average values of PI were 61.26% with $^{99m}Tc-DTPA$ aerosol and 69.20% with Technegas (p>0.05). Using $^{99m}Tc-DTPA$ aerosol, COPD patients showed deposition in the central airways with poor visualization of the peripheral areas of the lungs. In Technegas studies these phenomena were less prominent, and the examination is well tolerated by pateients and requires only a minimum of patient cooperation. With superiority of easy availability and handling, better physical characteristics and favorable Image quality, Technegas is a Promising agent for lung ventilation scanning.

• 방사성폐기물학회지
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• 제2권4호
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• pp.239-244
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• 2004

사용후핵연료 금속전환체의 저장 안정성을 높이기 위해 금속전환체의 주성분인 금속우라늄과 산화 안정화물질로 알려져 있는 Nb을 첨가하여 모의 금속전환체 합금을 제작하였다. 모의 금속전환체 합금을 $200{\sim}300^{\circ}C$ 온도구간에서 순수 산소분위기로 산화시험을 수행하고 무게증가(wt%)를 열중량 분석기(TGA)로 측정하였다. 산화 실험결과 U-Nb 모의 금속전환체는 순수 금속우라늄에 비하여 상당한 산화 저항성을 가졌다. U-Nb 합금의 경우 Nb의 함량 1, 2, 3, 4 wt%에 따라 각각 온도가 $200^{\circ}C$일 경우에는 1.61, 7.78, 11.76, 20.14배 , $250^{\circ}C$에서 1.45, 5.98, 10.08, 11.15배, $300^{\circ}C$에서 1.33, 4.82, 8.87, 6.84배 순수 금속우라늄에 비해 산화저항성이 향상되는 것으로 나타났다. 또한 U-1~4 wt%Nb 합금에 대한 활성화에너지는 17.13~21.92 kcal/mol 로 나타났다.

• 방사성폐기물학회지
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• 제8권1호
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• pp.41-48
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• 2010

전해정련공정을 통해 생산된 우라늄 전착물은 약 30%의 용융염을 포함하고 있으므로, 순수한 우라늄을 회수하여 금속 잉곳으로 용이하게 제조하기 위해서는 용융염을 먼저 제거하는 공정이 필요하다. 우라늄 전착물의 염증류 거동을 고찰하기 위해서는 염증류의 주요 공정변수인 유지온도와 진공압의 염제거율에 대한 영향를 고찰해야 한다. 이전 연구에서 우라늄전착물에 대한 염증류 거동에 대해 Hertz-Langmuir 관계식을 적용하여 각 용융염의 휘발 조건에 대해 염휘발계수를 얻을 수 있었으며 이로부터 우라늄 전착물에 대해 99% 이상의 염제거율을 나타내는 염증류공정의 조업조건을 도출하였다[1]. 한편, 염증류 장치에서 사용되는 재질인 스테인리스강에 대해 우라늄 전착물에서 염휘발된 우라늄 금속이 스테인리스강의 주성분인 철, 니켈, 크롬 등과 공정(eutectic melt)을 형성하지 않는 온도에서 염증류공정을 수행해야 하는 제한 조건이 따른다. 이번 연구에서는 우라늄 금속과 스테인리스강과의 반응성을 검토함으로써 우라늄 전착물의 염을 99% 이상 제거할 수 있는 조건을 확인하였다. 그리고 염증류 속도를 증진시키며 휘발된 염을 더 효율적으로 회수하기 위해 공급되는 알곤 흐름에 의한 염증류 장치의 열해석을 수행함으로써 알곤 흐름에 의한 우라늄 전착물에 대한 염증류 거동을 고찰하였다.

• 대한기계학회논문집 C: 기술과 교육
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• 제5권2호
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• pp.135-143
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• 2017

국내 유일의 연구용원자로인 하나로(Hi-flux Advanced Neutron Application ReactOr)는 다목적으로 중성자를 이용하기 위해 개방형 수조 내 노심이 존재하는 구조이며, 노심에서 발생되는 핵분열 열을 제거하기 위한 일차 냉각계통, 그리고 연결된 유체계통이 구비되어 있다. 원자로 수조 상부 근방에서 진행되는 방사성 작업 시 작업자의 방사능 피폭을 최소화하기 위해 수조고온층계통에 의해 상부에 고온층이 형성되어 있으며, 다소 저온 영역에 있는 방사능 가스 및 이물질이 상부로 올라오는 것을 방지하기 위해 수조수 온도를 $50^{\circ}C$이하로 제한하고 있으며 이를 위해 수조수관리계통이 연결되어 있다. 수조수관리계통의 구비된 판형열교환기의 열용량을 정상운전 조건에서 260 kW가 되도록 설계하여 각 수조에서 발생되는 열원을 제거하는지에 대해 평가하였고, 원자로 운전 모드와 관계없이 정상적으로 유체계통이 운전된다면 각 수조의 수조수 온도는 제한치 이하를 유지하고 있음을 확인하였다.

• 분석과학
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• 제35권6호
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• pp.256-266
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• 2022

원자력 이용시설에서 발생하는 방사성 폐기물의 처분을 위해서 ¹²⁹I 와 같이 긴 반감기를 지니는 핵종의 농도를 결정하는 것은 매우 중요하다. 특히, 토양과 콘크리트와 같은 고체 시료내의 방사성 핵종들을 분석하기 위해서는 시료 중의 관심 핵종만을 효과적으로 분리하고 정제하는 과정이 필수적이다. 본 연구에서는 고온 연소로를 이용하여 고체 시료 중 ¹²⁹I를 분석하는 절차를 확립하였다. 시료에서 휘발된 ¹²⁹I은 환원제(NaHSO₃)를 첨가한 0.01 M HNO₃으로 포집 되어 ICP-MS로 신속하게 측정할 수 있었다. 이때, 시료에 첨가한 ¹²⁹I의 회수율을 높이고자 연소온도, 이동상 가스의 종류, 촉매 그리고 포집용액과 같은 연소로 분석 조건들을 최적화하였다. 또한, 본 연구에서 확립된 ¹²⁹I의 분석조건을 다른 휘발성 핵종(³H, ¹⁴C)의 동시분석에 적용할 수 있도록 최적화하였다. 최종적으로 고온 연소로를 사용하여 휘발성 핵종들을 분리한 후, 이들을 LSC (³H, ¹⁴C)와 ICP-MS (¹²⁹I)로 각각 측정하는 분석 절차의 유효성을 평가하였다.