Do, Tae-Sung;Nam, Hyo-Duk;Park, Se-Gon;Hwang, Hyeun-Gook;Hwang, Yong-Soon;Kim, Eng-Chan;Park, Eun-Jung;V. I. Nikolaev;A. V. Bykov
한국의학물리학회지:의학물리
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제8권1호
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pp.69-79
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1997
뫼스바우어 분광법을 사용해서 다목적용으로 제조된 의학용 치료 연고제내에 포함된 자성물질 입자들의 성질들이 연고제내에서 안정되게 존재하고 있는 지를 연구하였다. 자성물질 내에 들어있는 $^{57}$ Fe 동위철 핵자들에 의해 나타나는 뫼스바우어 스펙트럼에 대해 분석한 결과들과 Fe$_3$O$_4$-${\gamma}$-Fe$_2$O$_3$ 체계에 대해 잘 알려진 분석결과들을 비교 연구하여 자성입자들의 구성상태를 규명할 수 있었다. 결과적으로 나타난 연고제내에 자성물질의 합성상태는 합성되지 않은 순수한 자성물 질만의 성분 분석과는 다른 결과를 나타내었다. 한편, 자성물질 입자의 크기 (~100$\AA$)가 매우 작음에도 불구하고 이들 입자들은 95K~300K 범위에서 초 상자성 형태의 뫼스바우어 스펙트럼 특성을 나타내지 않았다. 또한, 연고제를 방사성 살균한 후에도 자성물질 성분 구성에는 변화가 없었다.
모의 및 실폐기물 시험소각 결과를 기준으로 한국원자력연구소 소각시설의 상용운전을 위한 방사학적 위해성을 평가하였다. 연간 정상운전을 통해 배출되는 방사성 물질로 인한 환경영향은 물론 가상된 사고시의 단기(2시간 기준) 배출로 인한 환경적 영향은 무시할 수 있을 것으로 평가되었으나 정상운전시에 배출되는 주배출원인 반휘발성 방사성 세슘의 농도는 공기중 허용농도의 10%를 약간 상회하는 것으로 평가되었다. 비방사능 세슘추적자를 포함하는 모의폐기물의 시험소각을 통하여 포대 여과기의 응축상 세슘성분에 대한 제거특성을 고찰하였다. 포대여과장치를 통과하기전 배기체내에 확산과 관성의 전이영역에 분포하는 입자상 세슘성분은 5%에 불과하였다. 포대여과기의 세슘성분에 대한 총괄제거효율이 99.9% 이상이어서 방사성폐기물 소각설비의 저온 배기체처리계통의 일차 여과장치로서 충분한 제염성능을 가짐을 보였다.
본 논문은 입력 포화를 가지는 불확실한 전기 구동 로봇 시스템에 대해 입자 군집 최적화(PSO)를 이용한 방사형 기저 함수 신경망(RBFNN) 기반 분산 적응 추종 제어 기법을 제안한다. 실제적으로 로봇 시스템에서는 구동기의 포화로 인해 입력 전압과 전류 신호 크기가 제한된다. 제안된 제어기는 이러한 입력 포화를 극복하며, 어떠한 로봇 링크 및 구동기의 모델 파라미터들을 요구하지 않는다. 제시된 PSO 기법에서 쓰인 적합도 함수는 추종 오차만이 아니라 전압과 전류의 크기를 포함하는 다중 목적 함수로 표현된다. PSO 기법을 이용하여 제어 이득과 방사형 기저 함수의 개수가 자동으로 조정되어 제어 시스템의 성능이 개선된다. 리아푸노프 안정도 해석에 의해 전체 제어 시스템의 안정도가 보장된다. 제안된 제어 기법의 타당성과 강인성이 시뮬레이션 결과를 통해 검증된다.
의료분야에서 방사선 진료기술의 발전에 따라 방사성폐기물의 수량은 급속히 증가하고 있다. 방사성폐기물에는 주로 PET/CT에 사용하는 $^{18}F$을 비롯하여 핵의학검사에 사용하는 $^{99m}Tc$ 등과 같이 반감기가 매우 짧은 방사성동위원소가 함유되어 있다. 이를 처분하기 위하여 국제원자력기구(IAEA)는 개인선량($10{\mu}Sv/y$) 및 집단선량(1 man-Sv/y)과 핵종별 농도에 근거하여 각각 폐기물의 규제해제기준을 제시(IAEA Safety Series No 111-P-1.1, 1992 및 IAEA RS-G-1.7, 2004)하였다. 이 연구에서는 IAEA 기준에 따른 방사능농도를 측정하기 위하여, $^{18}F$, $^{99m}Tc$, $^{123}I$, $^{125}I$ 및 $^{201}TI$ 관련 방사성폐기물을 수집하고 측정용기를 준비하였다. 그리고 MCA를 이용한 감마방사능 측정, 감마계수기를 이용한 감마방사능 측정, 베타입자 방출 핵종의 방사능 측정방법 및 절차를 수립하고, 표준물질을 제작하여 교정하였다. 측정결과를 근거로 방사능 감쇠 유도식을 산출하였으며, 이를 이론식과 대비하여 고찰하였다. 이 연구 결과는 ISO 표준으로 추진할 예정이다.
수지충전식 전해재생조내에서 바나듐-철-Picolinate 착화물이 함유된 모의 LOMI 제염폐액의 재생거동에 대한 공정변수의 영향을 조사하였다. 전기투석에 의해 양이온종이 제염 폐액으로부터 제거되는 재생 분리효율에 대한 전류밀도, 제염폐액 공급유량 및 재생조내 수지층두께 등 공정변수의 영향은 바나듐이온이 가장 크게 받는다. 공정변수의 영향을 총괄 파라미터인 공정변수비 $\alpha$로 정의하여 나타낼 때 재생 분리효율 95%이상을 얻기 위해서는 $\alpha$가 0.2 이하로 유지되어야 한다. LOMI 제염폐액의 재생시 전기투석 flux는 공정변수비, $\alpha$값이 증가함에 따라 철이온이 바나듐이온에 비해 더욱 커지는 경향을 보였다. 재생종료 후 발생되는 음극폐액내 철 및 코발트 등 방사성이온종은 음극액의 초기 수소이온 농도를 조절하면 침전제의 첨가 얼이 음극반응에 의해 음극액의 pH를 산성에서 알카리성으로 바꿀 수 있어, 수산화물 형태의 침전물 입자로 만들어 쉽게 제거할 수 있다. 재생시 바나듐이온은 대부분 $V^{III}$(Pic)$_2$$^{+}$ 착화물형태로 전기투석된다. 음극액으로 formate용액을 사용하면 철 및 코발트 등 방사성이온종을 제거한 음극액은 농축된 LOMI제염제로 회수하여 필요시 산화가를 조정한 후 재생된 착화제와 혼합하여 제염제로 재사용할 수 있어, 더욱 효과적으로 제염폐액을 재생하는 향상된 재생방법이다.다.
본 연구는 고방사성해수폐액에 함유되어 있는 주요 고방사성 핵종인 Cs을 제거하기 위하여 IE911 (crystalline silicotitanate)에 의한 흡착 제거를 수행하였다. Cs의 효율적 흡착제거 및 2차 고체폐기물의 발생량을 최소화하기 위하여 IE911-Cs 흡착은 m/V (흡착제 질량/용액 부피) 비=2.5 g/L, 흡착시간은 1 시간 정도가 효과적이었다. 이때 Cs은 약 99%, Sr은 5% 이하가 각각 흡착되었다. 또한 IE911-Cs 흡착은 Langmuir 등온식 및 유사 (pseudo) 2차 속도 식으로 표현할 수 있으며, 흡착속도상수(k2)는 Cs의 초기농도 및 입자크기 증가에 따라 감소하는데 반하여, m/V 비, 온도 및 교반속도 증가에 따라서는 증가하고 있다. IE911-Cs 흡착의 활성화에너지는 약 79.9 kJ/mol 로, IE911-Cs 흡착이 보다 강력한 결합 형태를 이룬 화학적 흡착임을 보여주고 있다. 그리고 음수 값의 Gibbs 자유에너지 및 엔탈피는 IE911-Cs의 흡착반응이 정반응의 발열반응이고, 저온에서 반응이 상대적으로 활발함을 의미하며, 음수 값의 엔트로피는 흡착된 Cs이 IE911에 균일하게 정렬되어 있음을 나타낸다.
황해의 주요 인공방사성 핵종인 /sup 137/Cs, /sup 239.240/Pu, /sup 238/Pu, /sup 90/Sr의 분포 특성을 규명하기 위하여, 동계 및 춘계의 해양 관측을 실시하여 시료를 채집하였다. 표층 시료 (100리터)는 양수 펌프를 이용하였고, 10m 이하 수심에서는 대용량 해수채수기를 이용하였다. 표층수의 인공방사성 핵종들의 농도 범위는 /sup 137/Cs이 1.78~3.38 mBq kg/sup -l/, /sup 239.240/Pu은 2.17~13.35 μBq kg/sup -l/, /sup 90/Sr이 1.97~3.96 mBq kg/sup -1/이었다. /sup 239.240/Pu의 경우 양자강 하구 인접 해역 (61~83 μBq kg/sup -1/)에 비해서 약 1/10 수준으로 낮았다. 표ㆍ저층수간에 수직별 /sup 239.240/Pu 농도는 3.0 μBq kg/sup -1/ 이내로 작다. 이것은 수심이 얕고, 입자성부유물질 농도가 상대적으로 높은 황해의 경우 /sup 239.240/Pu이 스카벤징에 의해 가라앉아 해저퇴적물에 빨리 축적되기 때문이다. 대기낙진 형태로 입력된 /sup 239.240/Pu중 약 0.7~0.9 % 정도만 해수에 머무른다. 인공방사성 핵종 비는 /sup 239.240/Pu//sup 137/Cs 및 /sup 137/Cs//sup 90/Sr 비는 각각 0.001-0.005, 0.79~l.65 범위로서, 대기경로가 인공방사성핵종의 유일한 공급원인 대양과 유사함으로서, 환해 해수의 인공방사성 핵종 기원은 대기 낙진이 우세함을 가리킨다.
본 연구에서는 사용후 TRISO 연료 처리를 위한 보다 효과적인 공정개발을 위하여 기존 전처리 기술에 대한 검토를 수행하였다. TRISO 연료 처리에 있어서 가장 중요한 사항은 연료입자에 포함되어 있는 탄소와 SiC성분을 효과적으로 분리하는데 있다. 공정개발 초기에 고려되었던 분쇄 후 배소공정의 경우 $^{14}C$ 처리공정에서 발생되는 2차 폐기물로 인하여 분쇄 후 침출공정으로 대체 되었으나 여전히 해결해야 될 근본적인 문제점이 존재하고 있다. 따라서 본 논문에서는 TRISO 입자의 피복층 제거를 위한 새로운 개념의 열적 파쇄와 용융염 전해반응에 의한 피복층 제거 공정을 제안하였으며 각 공정에 대한 원리를 자세하게 기술하였다.
원전의 정상운전이나 해체시 발생될 수 있는 토양의 제염을 위한 토양제염장치를 개발하였으며 실증 실험을 수행하였다. 제염장치를 이용한 제염실험을 종합해본 결과 제염조건에 큰 상관없이 $80{\%}$이상의 제염율을 얻을 수 있었다. 방사능 준위 및 토양입도에 의한 실험결과를 보면 낮은 방사능 농도 및 고입도의 제염율이 다소 높음을 알 수 있었다. 제염용액과 토양질량의 비에 따른 제염율은 제염제 부피를 두배로 높였을 경우 방사능 농도가 높은 경우에 큰 것으로 나타났다. 반복 제염은 $0.5{\sim}2.0mm$의 다소 작은 입자에 더욱 효과적으로, 제염이 어려운 작은 입자의 반복제염시 방사능 저감 효과가 비교적 크게 나타났다. 본 오염토양 제염장치를 활용하면 원전에서 발생되는 오염토양의 방사능 농도를 줄일 뿐 아니라 처분양을 줄여 저장공간의 확보에 기여할 뿐만 아니라 향후 원전의 해체시에도 유용하게 활용될 수 있으리라 생각된다.
아메리슘(Am)은 사용후핵연료의 장기 방사성 독성에 크게 영향을 주기 때문에 고준위 방사성 폐기물 처분의 장기 안전성 평가에 필수적으로 고려되어야 할 원소이다. 분광학적 방법을 이용한 일부 악티나이드 원소의 화학반응 연구가 활발히 진행되고 있는 반면, 아메리슘에 대한 연구는 아직까지 미비한 상황이다. 이 연구에서는 고순도의 시료를 필요로 하는 화학반응 연구를 위하여 $^{241}Am$ 시료를 정제한 후, 액체섬광계수기와 감마선 및 알파선 스펙트럼을 이용하여 정량과 정성분석을 하였다. 액체 광도파 모세관 셀을 이용한 고감도의 UV-Vis 흡수 분광학과 시간분해 레이저 형광 분광학을 이용하여 Am(III) 가수분해물과 옥살레이트(oxalate, Ox) 착물반응을 조사하였다. 산성조건에서 $Am^{3+}$은 503 nm에서 최대 흡수봉우리를 보이며, 몰흡광계수는 $424{\pm}8cm^{-1}{\cdot}M^{-1}$임을 확인하였다. 중성 이상의 pH 조건에서 형성되는 $Am(OH)_3(s)$ 콜로이드 입자에서는 506-507 nm 파장에서 최대 흡수봉우리가 관측되었다. ${Am(Ox)_3}^{3-}$ 착물은 $Am^{3+}$에 비교하여 흡수 및 발광스펙트럼이 각각 4와 5 nm정도 장파장으로 이동하였고 몰흡광계수와 발광세기도 크게 증가하였다. ${Am(Ox)_3}^{3-}$의 발광수명은 23에서 56ns으로 증가하였고 이는 Am(III)의 내부권에 결합하고 있던 약 여섯 개의 물분자가 옥살레이트의 카르복실기로 치환되었음을 의미한다. 이 결과로부터 ${Am(Ox)_3}^{3-}$은 각 옥살레이트 리간드가 두 자리 결합(bidentate)을 하고 있다는 것을 제안하였다.
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[게시일 2004년 10월 1일]
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