• 분석과학
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• 제33권6호
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• pp.274-284
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• 2020

액체시료 중 89Sr와 90Sr을 자동핵종분리장치를 이용하여 Sr-resin으로 분리-정제하고, 액체섬광계수기(LSC)로 동시 분석하는 방법을 연구하였다. 액체시료 0.5 kg 중 방사성스트론튬을 탄산염 형태로 농축하고, Sr-resin 2 mL (Bed volume)으로 분리하였다. 유량이 최대 1 mL min-1까지 가능한 중력법과, 유량 2 mL min-1, 4 mL min-1 조건에서, Sr과 방해이온들의 거동을 평가하였다. LSC를 이용해 섬광용액을 혼합하지 않은 Cerenkov mode와, 섬광용액을 혼합한 Scintillation mode에서 측정한 결과를 이용해 정제된 89Sr와 90Sr의 방사능을 동시에 분석하였다. 표준선원을 이용해 90Sr/89Sr의 방사능 비가 1:1, 1:2, 1:5 되도록 탈염수를 이용해 모의시료를 준비하였고, 89Sr 방사능은 0.5~10 Bq kg-1, 90Sr 방사능은 0.5~50 Bq kg-1의 범위이다. Sr의 회수율은 68~94 %이고, 89Sr의 상대편의는 -5~20 %, 90Sr 방사능의 상대편의는 -10~10 %로 나타났다.

• 분석과학
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• 제15권1호
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• pp.20-25
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• 2002

추출크로마토그래피와 액체섬광계수기를 이용하여 기존의 방사성 스트론튬 분석법 단점을 해결하는 신속하고 신뢰성 있는 $^{89}Sr$ 과 $^{90}Sr$ 분석법을 개발하였다. 옥살산 공침혹은 양이온 교환수지로 방해원소를 제거한 후 Sr-spec 컬럼을 사용하여 스트론튬만을 순수분리한 후, 액체섬광계수기를 사용하여 $^{89}Sr$에서 방출하는 첼렌코프광을 측정하였고 spectrum unfolding 방법으로 $^{90}Sr$을 정량하였다. 본 연구에서 개발된 방사성 스트론튬 분석법을 환경 표준시료 (IAEA-375, Soil) 및 액체 폐기물시료에 적용하여 분석법의 유효성을 검증하였다.

• Journal of Radiation Protection and Research
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• 제21권1호
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• pp.9-16
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• 1996

환경시료 중 토양에 대한 방사성 스트론튬인 $^{89}Sr$와 $^{90}Sr$의 분석을 위해 Ca과 Sr을 분리하기 위한 방법으로 Crown ether를 이용한 추출방법을 사용하여 기존의 발연질산법과 비교하여 보았다. Crown ether를 이용한 추출방법을 기존의 발연질산법과 비교하여 보았을 때 높은 Sr 수율을 보였을 뿐만 아니라 분석에 소요되는 시간과 절차가 훨씬 빠르고 간단했다. Crown ether을 이용한 추출방법으로 원전주변 토양에 대한 방사성 스트론튬의 분석을 수행하였으며, 방사성핵종 분석에 의한 환경감시의 효율적인 수행을 위한 스트른튬 분석법을 제시하였다

• 자원리싸이클링
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• 제31권5호
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• pp.20-25
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• 2022

본 연구에서는 방사성 폐액내 포함된 방사성 핵종인 세슘-137(Cs-137) 및 스트론튬-90(Sr-90)의 친환경적인 제염을 위해 미세조류의 적용 가능성을 평가하였다. Cs-137 및 Sr-90이 각각 함유된 일원계 표준 방사성 용액과 3차 증류수를 희석하여 1.5 Bq/mL Cs-137, 1.0 Bq/mL Sr-90 농도로 제조한 뒤 실험에 사용하였다. 미세조류는 2종을 사용했으며, Sr-90 제염에는 Chlorella Vulgaris를 사용하였고, Cs-137 제염에는 Hematococcus pluvialis를 사용하여 실험을 수행하였다. 실험 방법은 2주 간 배양된 미세조류를 반투과막이 부착된 병에 투입한 뒤, 미세조류가 투입된 병을 제조된 방사성 용액에 투입하여, 반투과막을 통해 미세조류와 방사성 용액이 48 시간 동안 반응하도록 하였다. 각 시료에 대한 방사능 농도 분석은 γ선 동위원소인 Cs-137은 감마선 핵종 분석기를 사용하였고, β선 동위원소인 Sr-90은 액체섬광계수기(LSC: Liquid Scintillation Count)를 사용하였다. 실험 결과, Cs-137은 약 88.0 %, Sr-90은 약 89.7 % 제염이 가능함을 확인하였으며, Sr-90은 2단 제염 방법에 의해 최종적으로 약 98.6 % 제염이 가능하였다.

• Journal of Radiation Protection and Research
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• 제24권3호
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• pp.155-160
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• 1999

환경 중에는 핵실험 및 원자력 발전소에서 방출되는 여러 가지 방사성 핵종들과 천연방사성 핵종들이 존재한다. 이 중에서 원자력발전소 운영과 관련하여, 환경 중의 인공방사성 핵종에 대한 관심이 높아지고 있다. 핵실험이나 원자력발전소와 관련된 인공방사선 핵종들은 주로 핵분열 생성물들로서, 그 수가 200여종에 이른다. 이 중에서도 $^{90}Sr$과 $^{137}Cs$은 선량특성상 특히 주목되어 왔다. 본 논문에서는 환경준위의 $^{90}Sr$ 정량 분석 방법에 대한 연구를 수행하였다. 환경 중의 $^{90}Sr$은 저준위이며, 특성 감마선과는 달리 연속 스팩트럼의 베타선원으로, $^{89}Sr$, $^{90}Y$ 및 다른 방사성 핵종들과 혼합되어 있기 때문에 정량적인 분석이 매우 어렵다. 저준위 방사성 스트론튬 분석을 위해서는 농축 과정 및 분석에 영향을 주는 타 방사성 핵종과의 화학적 분리과정이 필요하다. 그 동안 국내 여러 기관에서 공통적으로 스트론튬 회수율 산정을 위해 중량법을 사용하였고, 화학분리절차도 중량법을 사용하기에 적합하도록 개발하여 사용하였다. 최근 분석기기의 발달로 인해서, ppm 이나 ppb 단위의 안정원소 분석을 쉽게 할 수 있다는 점에 근거하여, 원자분광분석기기(ICP : Inductively Coupled atomic Plasma emission spectrophotometer)를 사용한 회수율 산정 및 그에 적합한 절차를 개발하였다. 개발된 절차는 기존의 중량법에 비해서 화학적 처리절차가 훨씬 간편하면서도 정확도가 높아서, 환경방사성 스트론튬의 정량분석에 적절히 사용될 수 있다.

• 한국환경농학회지
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• 제5권1호
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• pp.48-54
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• 1986

원자력산업(原子力産業)의 발달(發達)에 따라서 이들 시설(施設)로부터 방출(放出)될 수 있는 방사성물질(放射性物質)에 의한 환경오염(環境汚染)과 방사성폐기물처리(放射性廢棄物處理), 처분에 관한 문제가 야기되고 있으며 농업환경(農業環境)에서는 특히 반감기(半減期)가 긴 핵종(核種)의 토양(土壤), 식물계(植物系)를 통한 인체(人體)로의 이행경로(移行經路)가 매우 중요하다 따라서 본 연구는 답토양(畓土壤)의 이화학적특성(理化學的特性)과 점토광물(粘土鑛物)등을 고려하여 국내(國內)에 분포(分布)된 5개 토양통(土壤統)을 선정하여 $Sr^{90}$을 처리(處理)한후 pot 재배(栽培)로 수도체내(水稻體內)의 흡수(吸收)와 분포(分布)를 조사하여 다음과 같은 결과(結果)를 얻었다. 1) $Sr^{90}$은 처리량에 비례해서 수도체내(水稻體內)에 흡수량(吸收量) 증가(增加)를 보였으나 토양(土壤) 10㎏ 당(當) $40{\mu}Ci$ 처리(處理)하여도 수도(水稻)의 생육장해(生育障害)는 볼 수 없었다. 2) 수도체내(水稻體內) 부위별분포(部位別分布)에서 $Sr^{90}$ 은 잎(84.5%)에서 가장 높았고 줄기(13.5%)와 종실(種實)(2.0%) 순서로 낮은 분포를 보였고 $Sr^{90}/Ca$ 비는 잎(872)과 줄기(667)에서 높고 종실(種實)(89)에서 낮았다. 3) 수도(水稻)의 $Sr^{90}$ 흡수율(吸收率)은 $0.15{\sim}0.30%$ 범위였으며 토양(土壤) pH, 치환성양(置換性陽) ion 함량(含量)의 증가(增加)에 따라서 수도(水稻)에 의한 $Sr^{90}$ 흡수(吸收)는 감소(減少)되었으나, 토양중(土壤中) 질소, 유리물 및 점토함량(粘土含量)의 증가(增加)에 따라서는 흡수(吸收)도 증가(增加)되었고, Illite가 적고 Vermiculite가 많은 토양(土壤)에서 $Sr^{90}$흡수(吸收)가 많았다.

• 한국의학물리학회지:의학물리
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• 제2권2호
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• pp.149-154
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• 1991

안과용 $^{90}$ Sr 선원에서 방출하는 $\beta$선의 갯수를 직접 측정함으로써 (전류 측정)표면 선량을 계산하는 방법을 고안하여 실제 교정에 응용하였다. 안과용 $^{90}$ Sr선원에서 방출하는 전체 $\beta$선의 갯수 및 선원의 면적, 전자의 물속에서의 저지능 등을 고려하였다. 선원의 정확한 면적 측정은 필림을 이용하였으며, 평균 저지능은 상기 선원에서 방출되는 $\beta$선의 에너지 스펙트럼을 분석함으로써 얻을 수 있었다. 이 방법과 $^{90}$ Sr으로 교정한 TLD칩을 이용한 교정 방법과의 결과를 비교하였다. 전류 측정 방식에 의한 결과는 63.5$\pm$5.1cGy/sec이었고, TLD칩에 의한 측정 결과는 50.7$\pm$7.3cGy/sec로 오차 범위내에서 일치하였다. 그러나 제작사 보증서에 의하면 46.8$\pm$9.4cGy/sec로 측정값에 비하여 36%의 차이를 보여 주었다.

• 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.

• Ocean Science Journal
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• 제41권4호
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• pp.261-290
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• 2006

The concentrations of man made radionuclides in surface seawater since early '60s are here reported as measured in Italy and Japan. Most of the data refers to $^{90}Sr$ and $^{137}Cs$, but occasionally the concentrations of $^{89}Sr$ and $^{134}Cs$ in some Italian samples are also given. The main sources of man made radionuclides were the global fallout produced by the nuclear weapon tests and the Chernobyl accident. The respective contributions to the contamination of surface seawater around both countries are discussed.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제55권5호
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• pp.1871-1877
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• 2023

The main goal of the coordinated project development of therapeutic radiopharmaceuticals of Y-90 and Re-188 is to exploit advancements in radionuclide production technology. Here, direct and indirect production methods with medium reactor and cyclotron are compared to evaluate derived neutron flux and production yield. First, nano-sized ¹⁸⁶W and ⁸⁹Y specimens are suspended in water in a quartz vial by FLUKA simulation. Then, the solution is irradiated for 4 days under 9E+14 n/cm2/s neutron flux of reactor. Also, a neutron activator including three layers-lead moderator, graphite reflector, and polyethylene absorbent- is simulated and tungsten target is irradiated by 60 MeV protons of cyclotron to generate induced neutrons for ¹⁸⁸W and ⁹⁰Sr production via neutron capture. As the neutron energy reduced, the flux gradually increased towards epithermal range to satisfy (n/2n,γ) reactions. The obtained specific activities at saturation were higher than the reported experimental values because the accumulated epithermal flux and nano-sized specimens influence the outcomes. The beta emitters, which are widely utilized in brachytherapy, appeal an alternative route to locally achieve a rational yield. Therefore, the proposed method via neutron activator may ascertain these broad requirements.