• Nuclear Engineering and Technology
• /
• 제41권6호
• /
• pp.867-874
• /
• 2009

Solubility of a radionuclide is important for defining the release source term of a radioactive waste in the safety and performance assessments of a radioactive waste repository. When the pH and redox potential of the KURT groundwater were changed by an electrical method, the concentrations of uranium and thorium released from $UO_2$(cr) and $ThO_2$(cr) at alkali pH(8.1 ${\sim}$ 11.4) and reducing potential (Eh < -0.2 V) conditions were less than $10^{-7}mole/L$. Unexpectedly, the concentration of tetravalent thorium is slightly higher than that of uranium at pH = 8.1 and Eh= -0.2 V conditions, and this difference may be due to the formation of hydroxide-carbonate complex ions. When $UO_2$(s) and $UO_2$(am, hyd.), and $ThO_2$(s) and $Th(OH)_4(am)$ were assumed as solubility limiting solid phases, the concentrations of uranium and thorium in the KURT groundwater calculated by the PHREEQC code were comparable to the experimental results. The dominating aqueous species of uranium and thorium were presumed as $UO_2(CO_3)_3^{4-}$ and $Th(OH)_3CO_3^-$ at pH = 8.1 ${\sim}$ 9.8, and $UO_2(OH)_3^-$ and $Th(OH)_4(aq)$ at pH = 11.4.

• Nuclear Engineering and Technology
• /
• 제53권12호
• /
• pp.4137-4141
• /
• 2021

As NPPs continue to operate, liquid waste continues to be generated, and containers are needed to store and transport them at low cost and high capacity. To transport and store liquid phase very low-level radioactive waste (VLLW), a container is designed by considering related regulations. The design was constructed based on the existing container design, which easily transports and stores liquid waste. The radiation shielding calculation was performed according to the composition change of barium sulfate (BaSO₄) using the Monte Carlo N-Particle (MCNP) code. High-density polyethylene (HDPE) without mixing the additional BaSO₄, represented the maximum dose of 1.03 mSv/hr (<2 mSv/hr) and 0.048 mSv/hr (<0.1 mSv/hr) at the surface of the inner container and at 2 m away from the surface, respectively, for a 10 Bq/g of ⁶⁰Co source. It was confirmed that the dose from the inner container with the VLLW content satisfied the domestic dose standard both on the surface of the container and 2 m from the surface. Although it satisfies the dose standard without adding BaSO₄, a shielding material, the inner container was designed with BaSO₄ added to increase radiation safety.

• Nuclear Engineering and Technology
• /
• 제56권1호
• /
• pp.160-166
• /
• 2024

The inversion of radiation field distribution is of great significance in the decommissioning sites of nuclear facilities. However, the radiation fields often contain multiple mixtures of radionuclides, making the inversion extremely difficult and posing a huge challenge. Many radiation field reconstruction methods, such as Kriging algorithm and neural network, can not solve this problem perfectly. To address this issue, this paper proposes an optimized inverse distance weighted (IDW) interpolation algorithm for reconstructing the gamma radiation field. The algorithm corrects the difference between the experimental and simulated scenarios, and the data is preprocessed with normalization to improve accuracy. The experiment involves setting up gamma radiation fields of three Co-60 radioactive sources and verifying them by using the optimized IDW algorithm. The results show that the mean absolute percentage error (MAPE) of the reconstruction result obtained by using the optimized IDW algorithm is 16.0%, which is significantly better than the results obtained by using the Kriging method. Importantly, the optimized IDW algorithm is suitable for radiation scenarios with multiple radioactive sources, providing an effective method for obtaining radiation field distribution in nuclear facility decommissioning engineering.

• Journal of Radiation Protection and Research
• /
• 제42권2호
• /
• pp.114-129
• /
• 2017

Background: The purpose of this paper is to confirm the event timings and the magnitude of fission product aerosol release from the Fukushima accident. Over a few hundreds of technical papers have been published on the environmental impact of Fukushima Daiichi accident since the accident occurred on March 11, 2011. However, most of the research used reverse or inverse method based on the monitoring of activities in the remote places and only few papers attempted to estimate the release of fission products from individual reactor core or from individual spent fuel pool. Severe accident analysis code can be used to estimate the radioactive release from which reactor core and from which radionuclide the peaks in monitoring points can be generated. Materials and Methods: The basic material used for this study are the initial core inventory obtained from the report JAEA-Data/Code 2012-018 and the given accident scenarios provided by Japanese Government or Tokyo Electric Power Company (TEPCO) in official reports. In this research a forward method using severe accident progression code is used as it might be useful for justifying the results of reverse or inverse method or vice versa. Results and Discussion: The release timing and amounts to the environment are estimated for volatile radioactive fission products such as noble gases, cesium, iodine, and tellurium up to 184 hours (about 7.7 days) after earthquake occurs. The in-plant fission product behaviors and release characteristics to environment are estimated using the severe accident progression analysis code, MELCOR, for Fukushima Daiichi accident. These results are compared with other research results which are summarized in UNSCEAR 2013 Report and other technical papers. Also it may provide the physically based arguments for justifying or suspecting the rationale for the scenarios provided in open literature. Conclusion: The estimated results by MELCOR code simulation of this study indicate that the release amount of volatile fission products to environment from Units 1, 2, and 3 cores is well within the range estimated by the reverse or inverse method, which are summarized in UNSCEAR 2013 report. But this does not necessarily mean that these two approaches are consistent.

• 한국융합학회논문지
• /
• 제12권3호
• /
• pp.77-83
• /
• 2021

본 연구의 목적은 방사선 재난에서 효과적인 피폭 환자의 중등도 분류를 위하여 재난의학적 개념과 대표적인 방사선 계측기 (수 계측형 외부오염감시기와 이동형 문형 외부오염감시기) 측정기술의 융합을 통해 의학적 적용의 타당성을 구하는 것이다. 방사선 재난 상황을 위하여 모의환자를 설정하였고 모의 방사선 훈련에 참여한 12명이 12개의 모의선원이 부착된 방호복을 무작위로 입은 후의 두가지 외부오염감시기를 각각 이용하여 모의선원 중 5개의 실제 방사선 선원을 발견하는지 조사 후, 소요된 조사시간과 외부 오염환자 검출에 대한 민감도와 특이도를 구하였다. 1차 훈련에서 수 계측형 외부오염감시기로 걸린 평균 시간은 231.9 ± 116.6 초, 이동식 문형 외부오염감시기로 걸린 시간은 8.690 ± 1.667 초로 유의하게 측정한 시간이 짧았고 두 방법의 오염 검출의 민감도와 특이도는 100%로 차이가 없었다. 이동형 문형 외부오염감시기가 방사선 재난에서 의학적 적용의 타당성을 가지며 중요한 역할을 할 수 있을 것이다.

• 광물과 암석
• /
• 제36권2호
• /
• pp.107-115
• /
• 2023

코발트는 합금산업에서 발생되는 산업 폐기물과 산성광산배수로 자연에 유입될 수 있으며 또한 고준위 방사성 폐기물을 구성하는 방사성 핵종(⁶⁰Co)기도 하다. 스멕타이트는 이들을 흡착 격리하는데 유용하게 사용될 수 있는 광물이다. 본 연구에서는 기존에 특성이 잘 알려진 스멕타이트 중 The Clay Mineral Society (CMS)의 source clay인 Cheto-type montmorillonite (Cheto-MM)를 사용하여 가열에 의한 탈수 전후 광물의 층간수 존재 여부에 따른 흡착 자리가 코발트 흡착에 미치는 영향을 평가하고, 흡착 속도 및 등온흡착식 모델을 적용하여 Cheto-MM의 코발트에 대한 흡착 기작을 연구하였다. 본 연구 결과 탈수 및 이에 따른 층간 수축에 의해 흡착 특성이 달라지는 것을 확인할 수 있었으며, 코발트는 Cheto-MM의 층 모서리 자리에서의 흡착이 약 38%, 층간 내부에서의 흡착이 약 62%를 차지하는 것으로 확인되었고 Cheto-MM의 코발트 흡착은 층간 내부에 의한 영향이 큰 것으로 판단된다. 이러한 흡착에 있어 흡착 속도 모델을 적용한 결과, Cheto-MM의 코발트 흡착 속도는 pseudo-second-order 모델로 설명되며 농도에 따른 흡착은 Langmuir 등온흡착 모델로 가장 잘 설명되었다. 본 연구는 몬모릴로나이트의 흡착 자리에 따른 코발트의 흡착 양상에 대한 기본지식을 제공하고, 추후 고준위 방사성 폐기물 처분장에서의 스멕타이트의 흡착 거동을 예측하는데 유용하게 사용될 수 있을 것으로 생각된다.

• 핵의학기술
• /
• 제28권1호
• /
• pp.57-69
• /
• 2024

Purpose: Quantitative analysis through count measurement in nuclear medicine planar images is limited by analysis techniques that are useful for obtaining various clinical information or by organ overlap or artifacts in actual clinical practice. On the other hand, the use of SPECT tomography images is quantitative analysis using volume rather than planar, which is not only free from problems such as projection overlap, but also has excellent quantitative accuracy. In the use of developing SPECT quantitative analysis technology, this study aims to compare the accuracy of quantitative analysis between ROI of the conventional planar images and VOI of the SPECT tomographic images in evaluating the count change happened by the volume change of the source. Materials and Methods: A ^99mTcO₄^- source(200.17 MBq) was filled with sterilized water in the syringe to create a phantom with an inner diameter volume of 60 cc, and a planar image and a SPECT image were obtained by reducing the volume by 15 cc (25%) respectively. ROI and VOI(threshold: 1~45%, 5% interval) were set for each image obtained to estimate true count and measure the total count, and compared with the preseted volumetric change rate(%). Results: When volume changes of 25%, 50%, and 75% occurred in the initial volume of 60 cc(100%) of the phantom, the average count changes of the measured planar image were 26.8%, 53.2%, 77.5%, and the average count changes of the SPECT image were 24.4%, 50.9%, and 76.8%. In this case, the VOI size(cm³) set showed an average change rate of 25.4%, 51.1%, and 76.6%. The highest threshold value for the accuracy of radioactive concentration by VOI size (average error -1.03%) was 35%, and the VOI size of the same threshold had an error of -17.1% on average compared to the actual volume. Conclusion: On average, the count-based volumetric change rate in nuclear medicine images was able to track changes more accurately using VOI than ROI, but there was no significant difference with relatively similar value. However, the accuracy of radioactive concentration according to individual VOI sizes did not match, but it is considered that a relatively accurate quantitative analysis can be expected when the size of VOI is set smaller than the actual volume.

• 한국건설순환자원학회논문집
• /
• 제4권4호
• /
• pp.431-438
• /
• 2016

최근 급속한 경제 성장과 함께 국내 산업기반 시설과 국민생활기반 시설과 같은 국내 건축물 고급화로 천연석재 마감재 수요 증가와 동시에 국내 채석장 수도 증가하고 있다. 이에 따라 채석장의 증가와 함께 채석장에서 발생하는 환경오염으로 주변 지역 피해가 주목받고 있다. 예를 들자면, 채석장으로부터 흘러나온 석면이나 분진이 응집되어 생기는 고체와 같은 발암물질로부터 지역 주민들은 위협받고 있다. 특히 석면에서 방출되는 라돈가스는 지구상 어디에나 존재하고 토양과 암석에서 방출되는 자연방사능 물질로 흡연에 이어 폐암 발병의 주요 원인이다. 실내 환기량이 부족한 상태에서 실내공기 오염원이 지속적으로 순환될 경우, 두통, 현기증 등의 인체반응이 나타나면서 거주자의 건강을 위협하기 때문에 유해물질 저감이 시급한 실정이다. 주택 실내공기질의 오염원 중 하나인 라돈가스의 경우 방출원에서 반감기를 거쳐 계속해서 방출되는 특성을 가지고 있으므로 완벽한 제거보다 방출원에 대한 제어가 필요하다. 라돈가스와 같은 유해물질 흡착 성능을 가진 버미큘라이트의 첨가율을 10%로 고정하고 현무암 폐석을 50, 60, 70, 80% 첨가하여 실험을 진행하였다. 실험의 결과로 'KS F 4035,기성 테라죠'에 의거하여 종합적으로 고려할 때 현무암 폐석의 첨가율 70%에서 최적의 인조석재를 제조할 수 있는 것으로 판명되었다.

• 핵의학기술
• /
• 제17권1호
• /
• pp.53-61
• /
• 2013

방사성 요오드 갑상선 섭취율은 거대갑상선 환자의 경우 그 체적에 의한 유효 갑상선 깊이가 깊어짐으로 인한 기하학적 변동이 있는 것이 사실이다. 본 연구는 방사성 요오드갑상선 섭취율에 있어 검출기와 선원 간 거리와 유효 갑상선 깊이에 따른 기하학적 요인의 영향을 고찰하고자 하였다. $^{131}I$ 370 kBq 선원을 검출기로부터 거리를 20 cm부터 30cm까지 1 cm 간격으로 변화시키며 Captus 3000 thyroid uptake system(Capintec, NJ, USA)으로 측정하였다. 유효갑상선 깊이를 재현하기 위해 목 팬텀을 이용하여 팬텀 내 선원의 깊이를 1 cm, 2 cm, 5 cm으로 변화시키며 같은 방법으로 측정하였다. 실험 결과, 곡선추정 회귀분석 결과 모든 실험군이 거듭제곱곡선에 높은 상관관계를 보이는 것으로 나타났다($$R2{\geq_-}0.915$$). 그러므로 검출기-선원 간 거리가 20 cm보다 30 cm에서 오차가 크게 감소됨을 예상할 수 있다. 모든 실험군에서 팬텀을 쓰지 않았을 때와 유효 갑상선깊이가 1 cm이 적용되었을 때의 계수율이 서로 유의할 만한 차이가 있는 것으로 나타났다(p<0.01). 선형회귀분석 결과 깊이에 따른 계수율의 변화는 모두 감소되는 것으로 나타났으나,$284.3keV{\pm}10%$ 영역에서 깊이에 따른 계수율의 변화는 증가되는 것으로 나타났다. 이 회귀식을 통해 환자의 예상 갑상선 섭취율을 산출해 보았을 때, $364.4keV{\pm}10%$에서 1 cm 당 -6.42%, $364.4keV{\pm}20%$의 영역에 서 -5.09%의 더 낮은 오차를 보였다. 또한 거리에 따른 계수율의 변동계수는 모든 실험군에서 선형으로 증가되는 것으로 나타났다. 그 중 $364.4keV{\pm}20%$, $364.4keV{\pm}10%$ 영역은 비교적 낮은 변동계수와 증가폭을 보였다. 곧, 유효 갑상선 깊이에 따른 오차를 줄이기 위해서는 $364.4keV{\pm}20%$의 영역의 사용이 더 적절할 것으로 보인다. 그러므로 갑상선 깊이에 따른 오차는 갑상선 깊이에 따른 보정계수 적용,$364.4keV{\pm}20%$ 에너지 영역 설정, 디텍터와 선원과의 거리를 연장하였을 때 감소시킬 수 있다고 생각된다.

• 분석과학
• /
• 제21권6호
• /
• pp.474-479
• /
• 2008

중국의 주요 황사발원지로 알려진 오도스 사막, 알라샨 사막, 타클라마칸 사막 및 황토고원의 표층퇴적물에 분포되어 있는 우라늄계열의 $^{226}Ra$, 토륨계열의 $^{228}Ac$과 비 계열인 $^{40}K$과 같은 지각중 대표적인 자연방사성핵종의(naturally occurring radioactive nuclide: NORN) 방사능 특성을 조사하였다. 감마선 분광법을 이용하여 NORN의 비방사능(specific activity: SA, Bq/kg)을 측정하고 비방사능 비(specific activity ratio: SAR)를 산출하여 발원지에 따른 자연방사능 특성을 분석하였다. 발원지에 따른 세 핵종의 SA값은 $^{226}Ra$의 경우 세 사막지대에서는 평균 17.9~21.9 Bq/kg으로 매우 유사한 값을 가지는 반면 황토고원에서는 평균 35.0 Bq/Kg으로 큰 차이를 나타내고 있었다. $^{228}Ac$의 경우는 오도스 사막과 알라샨 사막에서는 평균 27.1~27.2 Bq/kg으로 거의 같은 값을 가지며 타클라마칸 사막에서는 31.7 Bq/kg 그리고 황토고원에서는 49.0 Bq/kg으로 큰 차이를 나타내고 있었다. $^{40}K$의 경우는 636~943 Bq/kg 으로 네 곳의 발원지에서 특별한 차이를 나타내지 않았다. $^{226}Ra/^{228}Ac$의 평균 SAR 값에서 네 곳의 발원지에서 0.708-0.721로 거의 일정하게 나타났고 $^{226}Ra/^{40}K$과 $^{228}Ac/^{40}K$의 평균 SAR 값을 보면, 오도스와 알라샨 사막은 각각 0.0209-0.0213과 0.0287-0.0320으로 유사한 값을 나타내고 있으나 타클라마칸 사막과 황토고원 표층시료들에서의 평균 SAR 값을 보면, 0.0353, 0.0506과 0.0493, 0.0773으로 상당한 차이를 나타낸다.