• 한국대기환경학회지
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• 제5권1호
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• pp.33-42
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• 1989

오늘날, 原子力 發電은 전기 에너지의 供給에 主要한 役割을 하고 있다. 그러나 모든 原子力發展所에서는 그 正常 稼動中에 主로 核分裂에 의해서 發生되는 放射性 氣體로 因한 放射能을 적은 量이지만 大氣中에 排出시키는데 事故 發生時에는 상당히 많은 量의 放射能을 放出시킬 수 있다. 正常 稼動되고 있는 原子力發展所의 환경영향을 評價하여 放射線許容標準 內에서 확실히 하며 원자로 事故에 의한 放射線學的 結果를 確認하기 위하여 放出된 放射能으로부터의 住民에게 被曝된 放射線 線量을 計算하는 것은 매우 필요한 過程이다. 그러한 被曝線量計算은 原子力 發展의 受容性을 決定하는데 또한 重要한 役割을 한다. 放射線 被曝線量 計算이 遂行되기 前에 앞서서 放射能 噴出物이 大氣중에 排出된 후 그 濃度가 어떻게 周圍에 分布되는 가를 決定하는 것이 必要하다. 本 論文에서는 이러한 문제를 고려하면서 放射線 被曝線量 計算에 關하여 論에서 言及된다.

• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 2004년도 추계학술발표회 발표논문집
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• pp.1275-1276
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• 2004

• 대한환경공학회지
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• 제38권1호
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• pp.42-46
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• 2016

환경에 존재하는 인공방사성핵종 중 방사성요오드($^{131}I$)는 주로 갑상선질환의 치료에 사용되며 환자의 배출과정을 통해 체외로 방출된다. 붕괴가 채 끝나지 않은 $^{131}I$는 환경으로 방출되어 공공수역에서 검출될 수 있다. 본 연구는 공공수역에서 검출된 $^{131}I$ 방사능 결과의 정확도 및 신뢰도에 영향을 미치는 불확도 중 계측 과정에서 발생하는 불확도에 대하여 금강수계의 실제 사례를 조사하였다. 시료는 금강권역 삽교천 수계의 하천수 및 그 상류의 하수처리장 방류수를 대상으로 하였으며, 시료량에 따른 불확도를 확인하기 위하여 각 지점의 시료를 1, 10, 20 L로 채수하였다. 채취한 시료는 시료량에 따라 전 처리를 거친 후 1 L 마리넬리 비커에 충전하여 HPGe (High Purity Germanium) 감마선 검출기를 이용하여 10,000초 단위로 계측 분석하여 계측시간 및 방사능에 따른 측정불확도를 비교하였다. 각 지점의 방사능 농도는 0.03~1.8 Bq/L로, 채취시점에 따라 차이가 있는 것으로 나타났다. $^{131}I$의 방사능 농도가 0.3 Bq/L 수준인 경우 시료량이 1 L이면 약 80,000초 계측 시까지 핵종의 존재여부를 판단하지 못하는 경우가 발생하였으나, 같은 조건에서 시료량을 증가시켜 계측한 경우 10,000초 이상의 계측시간부터 불확도 10% 범위에 포함되는 것으로 나타났다. $^{131}I$의 짧은 반감기를 고려하여 즉시 계측이 가능한 1 L 생시료 계측 방법을 사용할 수 있으나, 불확도 수준과 전처리 및 계측에 소요되는 시간을 비교하였을 때, 10 L 시료의 계측을 통해 높은 신뢰도의 측정 결과를 얻을 수 있는 합리적인 방법이라고 판단되었다.

• 대한화학회지
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• 제13권2호
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• pp.181-186
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• 1969

The concentration of Strontium-90 in liquid whole milk produced in Korea were measured during past four years. The samples of milk were purchased from dairies in Seoul. Strontium-90 was analysed radiochemically and the amount of stable calcium was also determined. Radioactivity of Yttrium-90 was counted in low background beta counter which has the background of 1.38 cpm. The concentrations of Strontium-90 in the milk are 25.1 PCi $^{90}Sr$/g.Ca in 1965, 26.8 PCi $^{90}Sr$/g. Ca in 1966, 13.7 PCi 90Sr/g.Ca in 1967 and 18.2 PCi $^{90}Sr$/g.Ca in 1968 in annual average. The concentrations of Strontium-90 in the milk of 1967 and of 1968 were decreased approximately compared with the values of 60% 1965 and 1966. From the results we can see that Strontium-90 concentrations in the milk vary roughly proportionally with the specific activity of fallout. Considering on the safety problems, the Strontium-90 levels in the milk produced in Korea were far below the maximum permissible level recommended by ICRP.

• 한국응용약물학회:학술대회논문집
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• 한국응용약물학회 1995년도 춘계학술대회
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• pp.97-97
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• 1995

On the combination of antacid, the pharmacokinetics and gastric adhesion of $\^$14/C-aceglutamide aluminum complex($\^$14/C-AGA) were examined in rats. Specially, This study was focused on the drug interaction that the coadministration of antacid may affect the oral absorption and gastric adhesion of aceglutamide aluminum complex(AGA). After the oral administration of $\^$14/C-AGA and antacid to rats, the radioactivity of plasma and urinary recovery was lower than that of $\^$14/C-AGA administered group. Relatively, the cumulative recovery of radioactivity in feces was increased significantly. The comparative bioavailability of $\^$14/C-AGA from the plasma concentration-time curve and urinary recovery was about 60%. in vitro, the effect of antacid in the gastric adhesion of AGA was not significantly different between AGA and AGA/antacid treatment. And it accorded well with the result of in vivo experiment. In conclusion, on the combination of antacid, the oral absorption of AGA was decreased but the gastric adhesion was not affected in respect of drug interaction.

• 자원환경지질
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• 제33권4호
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• pp.261-271
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• 2000

In order to evaluate the environmental impact of U anormaly in the drainage system around the Shinbo talc mine area, U contents, their distribution patterns, bioaccumulation and a-radioactivity in stream water, stream sediments and aquatic organisms were investigated. The U contents of stream water attenuated with increasing distance from the mine area. The same attenuation pattern is shown in stream sediments from mine to 0.75 km downstream, although these contain highly enriched U contents (24~83 mg/kg) comparing with the international average concentration of surface soils (0.79~11 mg/kg). However, U content increases abruptly in sediment at 1.5 km downstream, probably due to detrital migration and rediposition of U enriched sediments. Futhermore, enriched U in downstream sediments occur in high proportions of carbonate and Fe-Mn oxide bounded forms, which show high potential of a secondary pollution source. For aquatic organisms, bio accumulation degree of U are in the order: aquatic larvae>black snail>mountain frog>crawfish. Cultured trout by the U enrich groundwater (387 ${\mu}g$/l) shows U accumulation in the part of branchia (CRs 5.25) and bones (CRs 11.2) but not in flesh (CRs 0.03). Total a-radioactivity have been measured in the level as 0.47 nCi/l for groundwater, 2.94~18 nCi/kg${\cdot}$DW for organisms and 93~328 nCi/kg${\cdot}$DW for sediments.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제50권6호
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• pp.886-889
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• 2018

This article presented two-staged chemical precipitation for radioactive wastewater decontamination by using chemical agents. The total amount of radioactive wastewater was $35m^3$, and main radionuclides were Cs-137, Cs-134, and Co-60. Initial radioactivity concentration of the liquid waste was 2264, 17, and 9 Bq/L for Cs-137, Cs-134 and Co-60, respectively. Potassium ferrocyanide, nickel nitrate, and ferrum nitrate were selected as chemical agents at high pH levels 8-10 according to the laboratory jar tests. After the process, radioactivity was precipitated as sludge at the bottom of the tank and decontaminated clean liquid was evaluated depending on discharge limits. By this precipitation method decontamination factors were determined as 66.5, 8.6, and 9 for Cs-137, Cs-134, and Co-60, respectively. By using the potassium ferrocyanide, about 98% of the Cs-137 was removed at pH 9. At the bottom of the tank, radioactive sludge amount from both stages was totally $0.98m^3$. It was transferred by sludge pumps to cementation unit for solidification. By chemical processing, 97.2% of volume reduction was achieved. The potassium ferrocyanide in two-staged precipitation method could be used successfully in large-scale applications for removal of Cs-137, Cs-134, and Co-60.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제54권2호
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• pp.469-478
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• 2022

Tritium was extracted from tritium-contaminated aluminum samples by heating it in a high-temperature furnace at 200, 300, or 400 ℃ for 15 h. The extracted tritium was analyzed by using a liquid scintillation counter (LSC); the sample thicknesses were 0.4 and 2 mm. The differences in tritium extraction over time were also investigated by cutting aluminum stick samples into several pieces (1, 5, 10, and 15) with the same thickness, and subsequently heating them. The results revealed that there are most of the hydrated material based on tritium on the surface of aluminum. When the temperature was increased from 200 or 300 ℃-400 ℃, there are no large differences in the heating duration required for the radioactivity concentration to be lower than the MDA value. Additionally, at the same thickness, because the surface of aluminum is only contaminated to tritiated water, cutting the aluminum samples into several pieces (5, 10, and 15) did not have a substantial effect on the tritium extraction fraction at any of the applied heating temperatures (200, 300, or 400 ℃). The proportion of each tritium-release materials (aluminum hydrate based on tritium) were investigated via diverse analyses (LSC, XRD, and SEM-EDS).

• Journal of Radiation Protection and Research
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• 제21권1호
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• pp.27-39
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• 1996

DUPIC핵연료주기로 인해 변화되는 경수로 사용 후 핵연료 물질의 핵종별 농도, 방사능, 붕괴열, 위해지수 및 방사선원항등을 시간의 함수로 그 변화특성을 분석하고, 각 인자별로 크게 영향을 미치는 주요핵종의 거동을 물질농도 측면에서 추적 분석평가하였다. 방사성물질 농도에 있어서 연소도 19,000 MWD/MTU의 사용 후 DUPIC핵연료에 존재하는 악티나이드 양은 연소도 35,000 MWD/MTU의 경수로 사용후 핵연료에 비해 약 2% 감소한 반면 핵분열생성물의 양은 약 20% 증가된 것으로 나타났다. 그리고 사용 후 DUPIC핵연료의 방사능 및 붕괴열은 일반적인 사용후핵연료 특성과는 달리, 방사성물질 농도 변화와 비례하지 않는 것으로 나타났다. 사용후 DUPIC핵연료가 갖는 감마 스펙트럼을 경수로핵연료의 경우와 비교해 볼 때, 전체적인 특징은 사용후 DUPIC핵연료의 경우가 $0.01{\sim}0.575MeV$의 낮은 에너지 범위에서는 경수로핵연료 보다 약 $40{\sim}50%$ 낮은 감마선 세기를 보여주고 있으나, 3.5 MeV이상의 높은 에너지 범위에서는 사용후 DUPIC핵연료의 감마선 세기가 휭씬 크게 나타났다. 중성자 선원항은 모두 악티나이드 물질의$({\alpha},\;n)$ 반응 및 자발핵분열에 의해 결정되고 있고, 특히 Cm-244의 자발 핵분열에 의한 중성자선원이 지배적인 것으로 나타났다. 이런 이유 때문에 Cm-244의 농도가 약 3.3배 큰 사용후 DUPIC핵연료의 중성자 선원이 경수로핵연료보다 4배 이상 크게 나타났다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제22권2호
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• pp.83-94
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• 1990

울진 1&2호기의 사용후 핵연료 중간저장을 위한 기존 저장조용량확장 방안으로서 maximum density rack (MDR)에 consolidated fuel을 저 장하여 현 9/3 노심에서 32/3으로 확장할 경우 방사능 농도가 적정기준 이하로 유지될 수 있는지 여부를 분석하였다. 이를 위해 본 연구에서는 정화계통의 연속적 운전방식과 주기적 운전방식에 대한 저장용수중의 방사능 농도계산을 위한 두 가지 계산 모델을 만들어 상호비교 하였다. 이 결과 두 경우 모두 32/3 노심저장에 대하여 기존 정화계통으로는 기준치인 5$\times$1-$^{-4}$ $\mu$Ci/ml이하로 유지시킬 수 없었다. 따라서 기존의 시설변경이 불가피하며 그 방안으로 사용후 핵연료 저장조에서의 양이온 탈염기 수를 증가시키는 방법이 타당한 것으로 나타났다.