• 한국방사선학회논문지
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• 제13권1호
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• pp.45-53
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• 2019

본 연구는 의료용 선형가속기 시설을 차폐하는 콘크리트에 대한 중성자 방사화 연구로써, 일반 콘크리트와 저 방사화 콘크리트를 비교 분석하였다. 실험 방법은 MCNPX (Ver. 2.5.0)와 FISPACT-2010를 사용하여 모의실험을 진행하여, 광자선과 중성자선에 대한 차폐능을 산정하고 중성자 방사화 평가를 진행하였다. 그 결과 차폐능은 일반 콘크리트에서 20~50 cm 효율적이였으며, 방사화 평가의 경우 저 방사화 콘크리트에서 방사능이 낮게 계산되었으나, 모두 자체처분허용 농도를 초과하지 않는 수준으로 산정되었다. 이를 종합적으로 분석한 결과 일반 콘크리트를 사용하는 것이 효율적인 것으로 판단된다.

• 대한방사선기술학회지:방사선기술과학
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• 제44권4호
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• pp.381-387
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• 2021

In this study, for the measurement of 3H(tritium) radioactivity concentration, a study was conducted on whether the type of cocktail and the material of the vial had an effect on the measurement before liquid scintillation counter measurement on HTO-type samples that had undergone physical and chemical pretreatment. As a result of the study, the efficiency according to the type of cocktail was higher in Ultima Gold LLT than Ultima Flo-AP cocktail with polyethylene (1.49%), glass (5.10%), and teflon (6.58%), respectively. Regarding the effect according to the type of vial, the efficiency and SQP(E) of both Ultima Gold LLT and Ultima Flo-AP showed the highest values in the order of teflon, polyethylene, and glass.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제54권3호
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• pp.1136-1144
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• 2022

The effects of nearby residents and the public by the residual contamination from the decommissioning of nuclear facilities should comply with the dose criteria, and whether additional remediation action is necessary from the ALARA perspective must be determined. Therefore, we analyzed the requirements of ALARA action levels and performed preliminary ALARA evaluation. The ratio of residual contamination concentration to DCGL was calculated for the basement fill and the building occupancy mode. The results showed that the additional remediation actions below DCGL are not justified. In addition, we analyzed the effect of remediation area. It was noted that the increase of the remediation area showed a positive correlation with the Conc/DCGL value in the basement fill mode. On the other hand, in the building occupancy mode, since the floor area of the building is the target of remediation and has the effect of increasing the same as the evaluation area of the building occupants, but due to the difference in the amount of increase, the Conc/DCGL showed a negative correlation. We expect the approach and method of ALARA evaluation can be utilized for concrete cost-benefit calculation during the decommissioning or at the time of remediation.

• 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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• 제55권10호
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• pp.3559-3570
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• 2023

In the decommissioning of nuclear facilities, Derived Concentration Guideline Level (DCGL) derivation is necessary for the release of the facility after the site remediation, which also needs to be implemented in the stage of establishing a decommissioning planning. In order to derive DCGL, the dose assessment for the receptors can be conducted from residual radioactivity by using RESRAD code. When performing sensitivity analysis on probabilistic parameters, secondary evaluation is performed by assigning a single value for parameters classified as sensitive. However, several options may arise in the handling of nonsensitive parameters. Therefore, we compared the results of the first execution of RESRAD applying probabilistic parameters for each scenario with the results of the second execution applying a single value to sensitive parameters among the probabilistic parameters. In addition, we analyzed the effect of setting options for non-sensitive parameters. As a result, the effect on DCGL were different depending on the application scenario, the target radionuclides, and the input parameter selections. In terms of the overall evaluation period, the DCGL graph of the default option was generally shown as the most conservative except for some radionuclides. However, it will not necessarily be given priority in the aspect of the need to reflect site characteristics. The reason for selecting a probabilistic parameter is the availability of the parameter and the uncertainty of applying a single value. Therefore, as an alternative, it can be consistently applied to distribution as an option for non-sensitive parameters after sensitivity analysis.

• 자원환경지질
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• 제30권6호
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• pp.587-601
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• 1997

This study had three purposes: (1) to investigate the enrichment levels and dispersion patterns of potentially toxic elements in the rock-soil-plant system; (2) to evaluate the uptake ratios of heavy metals from soils into plants and (3) to assess the chemical speciation of heavy metals in soils. Rock, surface soil and plant samples were collected in the Boeun area underlain by black shales of the Okchon Zone. These samples were analyzed for multi-elements using INAA, ICP-AES and AAS. The maximum abundance of U in black shales is 16 mg/kg and radioactivity counts up to 300 cpm. In particular, Mo, V, Ba, Cd, Pb and U are enriched in black shales. Most of soils derived from black shales show high concentrations of U, As, Mo, Ba, Cu, Cd, Pb, Zn and mean concentrations of As and Mo in soils (20 mg/kg of As and 6.6 mg/kg of Mo) are higher than the permissible level suggested by Kloke (1979). Enrichment index values of soils are calculated and higher than 1.0 in the black shale area with the highest value of 6.4. Mean concentration of Cd in plants is higher than those of Cu, Pb and Zn. The concentration of Cd in plant species decreases in the order of Chinese cabbage > red pepper > soybean=sesame > rice stalk > com > rice grain. The biological absorption coefficients (BAC) in plants are in the order of Cd > Zn=Cu > Pb, which suggests that Cd is more bioavailable to plants than Cu, Pb and Zn. From the results of sequential extraction analysis of soils, relatively high proportion of Cu, Pb and Zn are present as residual fractions whereas that of Cd as non-residual fractions. Cadmuim occurs predominantly as exchangeable/water-acid soluble phase in soils, and Cd is more mobile and bioavailable than Cu, Pb and Zn.

• 한국염색가공학회지
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• 제32권3호
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• pp.167-175
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• 2020

In this study, the optimum conditions for manufacturing PVDF nano web according to various electrospinning conditions such as solution concentration and applied voltage conditions were confirmed. The optimum spinning conditions were studied by analyzing the changes in the radioactivity of PVDF/TiO₂ nano web according to the TiO₂ content and the content of β-phase closely related to the piezoelectric properties under established conditions. As a result, it was confirmed that the concentration of the spinning solution was 20 wt%, the applied voltage was 25 kV, and the TiO₂ content was 5 phr. PVDF nano web and PVDF/TiO₂ nano web were observed morphologies through Scanning Electron Microscope(SEM) analysis. Formation of β-phase by electrospinning was confirmed by Fourier transform infrared spectroscopy(FT-IR) and X-ray Diffractometer(XRD), and the effect of the trapped nano web structure on the piezoelectric properties was investigated.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제55권2호
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• pp.696-706
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• 2023

Consequences of an anticipated Beyond Design Basis Accident (BDBA) Long-Term Station Blackout (LTSBO) event with complete loss of grid power in the VVER-1200 reactor of Rooppur Nuclear Power Plant (NPP) of Unit-1 are assessed using the RASCAL 4.3 code. This study estimated the released radionuclides, received public radiological dose, and ground surface concentration considering 3 accident scenarios of International Nuclear and Radiological Event Scale (INES) level 7 and two meteorological conditions. Atmospheric transport, dispersion, and deposition processes of released radionuclides are simulated using a straight-line trajectory Gaussian plume model for short distances and a Gaussian puff model for long distances. Total Effective Dose Equivalent (TEDE) to the public within 40 km and radionuclides contribution for three-dose pathways of inhalation, cloudshine, and groundshine owing to airborne releases are evaluated considering with and without passive safety Emergency Core Cooling System (ECCS) in dry (winter) and wet (monsoon) seasons. Source term and their release rates are varied with the functional duration of passive safety ECCS. In three accident scenarios, the TEDE of 10 mSv and above are confined to 8 km and 2 km for the wet and dry seasons, respectively in the downwind direction. The groundshine dose is the most dominating in the wet season while the inhalation dose is in the dry season. Total received doses and surface concentration in the wet season near the plant are higher than those in the dry season due to the deposition effect of rain on the radioactive substances.

• 핵의학기술
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• 제18권2호
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• pp.22-27
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• 2014

PET/CT검사는 장비의 발전과 더불어 환자의 피폭을 줄이기 위하여 저 선량을 사용하는 추세에 있다. 이에 PET/CT scanner의 영상의 질을 유지하기 위하여 주입선량의 변화에 따른 적정한 bed당 획득시간을 평가하고자 한다. 모형 실험은 NEMA NU2-1994 phantom으로 hot cylinder의 농도를 3, 4.3, 5.5, 6.7 MBq/kg 으로 증가시키고 bed당 획득시간을 30 sec, 1 min, 1 min 30 sec, 2 min, 2 min 30 sec, 3 min, 3 min 30 sec, 4 min, 4 min 30sec, 5 min, 5 min 30 sec 10 min, 20 min, 30 min로 늘려가며 영상을 획득 후 hot cylinder의 농도와 배후 방사능에 4개의 ROI (Region of Interest)을 설정하고 hot cylinder의 농도 와 bed당 획득시간에 따른 변화를 최대 표준섭취계수(Standard Uptake Value maximum, $SUV_{max}$)를 측정 후 신호 대 잡음비(Signal to Noise Ratio, SNR), BKG (Background)의 표준편차를 계산하여 비교해 보았다. 또한 4.3 MBq phantom을 이용하여 검사 대기시간의 변화(15분과 1시간)에 따른 각각의 $SUV_{max}$, SNR, BKG의 표준편차를 비교하였다. 단위 질량당 방사능의 농도가 3, 4.3, 5.5, 6.7 MBq으로 증가하고 또한 각 농도의 time/bed을 1분30초에서 30분까지 늘렸을 때 hot cylinder의 $SUV_{max}$ 값은 bed당 획득시간이 각 방사능의 농도에 따라 30초에서 2분까지는 최대 18.3에서 최소 7.3까지 변화가 심했고 2분 30초에서 30분까지는 최대 8에서 최소 5.6으로 일정한 $SUV_{max}$ 값을 나타내었다. 단위 질량당 방사능의 변화에 따른 SNR은 3 MBq에서는 최소 0.41에서 최대 0.49까지 일정하였고 4.3 MBq과 5.5 MBq에서는 각각 최소 0.23, 0.39에서 최대 0.59, 0.54로 bed당 획득시간이 늘수록 상승하였다. 방사능 농도 6.7 MBq에서는 30초에서 최대 0.59로 높았지만 이후 0.43에서 0.53으로 일정하게 유지하였다. BKG (Background)의 표준편차는 3 MBq에서 2분 30초 후부터 0.38에서 0.06으로 낮아졌고 4.3 MBq과 5.5 MBq에서는 1분 30초 후부터 0.38에서 0으로 낮아졌고 6.7 MBq에서는 30초에서 30분 전 구간에서 낮은 0.33에서 0.05이었다. 4.3 MBq 팬텀으로 검사대기시간을 15분과 1시간으로 변화시킨 결과에서는 bed당 획득시간이 2분 30초부터 $SUV_{max}$값이 서로 일정한 값을 보였고 SNR은 1분 30초부터 비슷한 값을 보였다. 위 결과와 같이 단위 질량당 주입된 방사능의 농도를 3, 4.3, 5.5, 6.7 MBq으로 증가시켰을 때 bed당 획득시간이 2분 30초 이상에서는 $SUV_{max}$와 SNR의 값이 서로 일정하게 유지되고 검사 대기시간의 변화(15분과 1시간)에서도 bed당 획득시간이 2분 30초 이상에서는 $SUV_{max}$와 SNR의 값이 일정하게 유지되는 것을 알 수 있었다. 이 NEMA NU2-1994 phantom 실험의 결과에서 주입되는 방사능의 농도의 변화에도 일정한 $SUV_{max}$와 SNR의 값을 구하기 위한 최소 bed당 획득시간은 2분 30초이라는 것을 알 수 있었다. 하지만 이 획득시간은 장비의 사양과 특성에 따라 차이가 있을 수 있다.

• Journal of Radiation Protection and Research
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• 제39권1호
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• pp.7-13
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• 2014

인광석 취급 산업체에서는 천연방사성물질(NORM)을 함유한 물질을 다량으로 취급하고 있어, 종사자들은 각 공정에서 발생하는 공기 중 입자의 흡입에 의해 내부피폭을 받을 수 있다. 흡입에 의한 내부피폭 방사선량은 입자의 특성에 의해 크게 좌우된다. 따라서 본 연구에서는 국내 최대 인광석 취급 산업체에서 공기 중 부유 입자의 크기 분포 및 농도, 입자의 모양 및 밀도, 그리고 방사능 농도를 평가 하였다. 다단계입자채집기를 이용하여 공기 중 입자를 채집하고 입자의 크기분포, 농도, 그리고 모양을 분석하였다. 입자의 공기역학적 직경은 0.03-100 ${\mu}m$까지 광범위하게 분포하였으며, 입자크기가 4.7-5.8 ${\mu}m$(기하학적 평균직경 = 5.22 ${\mu}m$) 혹은 5.8-9.0 ${\mu}m$(기하학적 평균직경 = 7.22 ${\mu}m$)인 범위에서 공기 중 입자의 농도가 최댓값을 나타냈다. 공기 중 부유입자의 농도는 공정에 따라 최대 수백 배 이상 차이를 보였으며, 중장비 작업이 이루어지는 창고에서 높은 농도를 보였다. 반면에 인산석고 적치장에서는 입자의 부유방지를 위한 덮개 및 살수 그리고 비료공장 제어실에서는 환기시설을 갖추고 있어 상대적으로 입자의 공기 중 농도가 낮게 나타났다. 입자의 모양은 모든 측정 장소에서 구형에 가깝게 나타났으므로, 인광석 취급 시설에서 발생하는 입자의 모양인자 값을 1로 정하였다. 각 공정에서 시료를 채집하여 입자의 밀도를 분석하였다. 인광석의 밀도는 약 3.1-3.4 $gcm^{-3}$, 염화칼륨의 밀도는 약 2.7 $gcm^{-3}$, 공정 부산물인 인산석고의 밀도는 약 2.1-2.6 $gcm^{-3}$, 최종제품인 복합비료의 밀도는 약 1.7 $gcm^{-3}$으로 나타났다. 감마분석기를 이용하여 원료물질, 공정부산물, 생산제품 내 $^{226}Ra$, $^{228}Ra$, $^{40}K$ 핵종의 방사능 농도를 측정하였다. 인광석에는 주로 우라늄계열 핵종을 많이 함유하고 있었으며, 그 농도는 원료 산지에 따라 94-866 $Bqkg^{-1}$ 정도였다. 인광석 내에 존재하는 우라늄계열 핵종 중 우라늄은 생산품인 인산 혹은 비료에 농축되었으며, 라듐은 부산물인 인산석고에 농축되었다. 최종제품인 비료의 경우에는 $^{226}Ra$과 $^{228}Ra$이 거의 존재하지 않았으나, 제품생산을 위해 첨가한 염화칼륨에 의해 $^{40}K$의 방사능 농도가 5,000 $Bqkg^{-1}$로 높게 나타났다. 본 연구에서 생산한 인광석 취급 산업체의 입자의 특성 평가 자료는 인산염 취급 산업체 종사자에 대한 방사선학적 안전성 평가에 이용될 수 있을 것이며, 최근 시행된 생활주변방사선 안전관리법에 따른 생활주변방사선 안전관리의 체계를 수립하기 위한 자료로 활용될 수 있을 것이다.