• 원자력산업
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• 제16권3호통권157호
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• pp.40-48
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• 1996

한국전력공사 고리원자력본부는 방사성폐기물 드럼운반용 비개방형 차량을 국내 최초로 개발하여 최근 운영에 들어갔다. 고리원자력본부 기술지원실이 95년 1월부터 자체기술로 설계에 착수하여 95년 8월부터 12월까지 5개월 동안 8천7백만원의 예산을 들여 시제품을 제작, 이번에는 운영을 시작한 이 차량은 천정 크레인 또는 지게차 등으로 드럼 상$\cdot$하차 작업이 가능하도록 현장여건에 맞게 설계된 것이 특징이다. 고리원자력본부는 이 차량을 운영하게 됨에 따라 방사성폐기물 드럼 소내운반시 발생할 수 있는 부지내 방사능오염 소지를 완전히 배제할 수 있게 되었으며, 타 원자력발전소에서도 이 차량을 도입할 예정이다.

• 한국산업정보학회:학술대회논문집
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• 한국산업정보학회 2002년도 춘계학술대회 논문집
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• pp.38-46
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• 2002

본 연구에서는 성토 다짐용 밀도 및 수분의 측정을 위하여 중성자 검출기는 2개 이상 그리고 감마선 검출기는 5개 이상 사용하여 함을 알 수 있었고, 또한 방사능 대비 방사선 방출수가 다른 선원에 비하여 우수한 Co-60 감마선원과 Cf-252 중성자 선원을 본 계기에 이용하는 것이 정밀도를 향상시키기 위하여 유리하다는 것을 알 수 있었다. 본 연구에서 설계하고 제작한 성토 다짐용관리용 밀도 및 수분 함량 측정기는 국내의 도로 공사 현장에서 성토의 다짐관리를 위하여 이용될 수 있을것으로 사료된다.

• 농약과학회지
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• 제10권3호
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• pp.172-182
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• 2006

벼 재배환경 중 lysimeter를 이용하여 $^{14}C$-molinate를 처리한 후 20주 동안 조사한 결과 총 용탈수량은 lysimeter 토양의 2.31 pore volume인 217,465 mL 이었으며, 용탈된 방사능은 1년차 실험에서 1.05%, 2년차 실험에서는 0.34% 수준이었다. 지표면에서 방출된 $CO_2$ 양은 1년차 실험이 6.47%, 연속 실험한 2년차 실험이 0.03%로 약 500배 가량 감소되어 검출되었다. 토심별 방사는 분포는 1년차 실험의 경우 토심 $0{\sim}10cm$는 18.0%, $10{\sim}20$ cm은 4.3%로 분포되어 토심 20 cm 이내에 90% 이상이 분포하고 있었으며, 토양에 총처리 방사능의 24.8%가 잔류되었다. 또한 2년차 실험에서는 토심 $0{\sim}10$ cm는 13.3%, $10{\sim}20$ cm는 1.1%로 분포되었고, 처리 방사능의 18.0%가 토양에 잔류되었다. 수확 후 벼로 흡수 이행된 $^{14}C$-molinate의 방사능은 처리방사능의 11.46%이었으며, 그 분포는 볏짚 11.11%, 현미 0.24%, 왕겨 0.08%, 그리고 이삭이 0.03%로 주로 볏짚에 분포되어 광합성이 활발하게 일어나는 잎과 줄기에 축적이 많은 것으로 나타났다. 벼 수확 후 lysimeter의 표지물질의 종합적인 분포비는 최초 처리한 방사능의 25.24%는 토양에, 11.64%는 벼에 분포하였으며, 1.05%는 용탈수로 용탈되었고, 0.02%는 휘산성 유기화합물로 전환되었으며, 6.47%는 $^{14}CO_2$로 무기화되어 총회수율은 44.42%이었다. 처리 방사능의 55.58%는 소실되었는데 이는 주로 물중에서의 휘산과 수도체로 흡수 이행되어 휘산되었다.

• 대한방사선기술학회지:방사선기술과학
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• 제38권4호
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• pp.337-345
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• 2015

2011년 발생한 후쿠시마 원전 사고 이후, 국민의 방사선에 대한 관심이 급속히 증가하였으며 그에 따른 방사선의 위험성에 대한 우려 또한 증대되고 있다. 따라서 본 연구에서는 일상생활 속에서 접할 수 있는 물질의 방사선 및 환경방사선을 측정하여 그 실태를 알아봄으로써, 국민의 방사선에 대한 올바른 이해를 돕고 더불어 방사선 피폭에 대한 우려를 경감하고자 하였다. 본 연구에서는 'Captus - 3000 갑상샘 섭취율 측정장치'를 이용하여 일상생활에서 쉽게 접할 수 있는 17가지 시료들을 대상으로 방사능을 측정하였으며, 측정에는 우물형 계수기를 이용하였다. 측정한 시료로는 연탄, 표고버섯, 명태, 전지분유, 알카라인 건전지, 단추형 건전지, 표토, 아스팔트, 휘발유, 솔잎, 현무암, 흑연(석탄), 고추냉이, 천일염, 담배, 맥주, 참치(캔)으로 선정하였고 각각의 시료에 대하여 토양자원, 수자원, 식품, 기타자원으로 분류하였다. 수자원으로 선정한 맥주는 식품으로 분류하였다. 또한 우물형 계수기의 감도측정을 위하여 기준선원으로 선 선원 형태의 137Cs을 이용하였다. 우물형 계수기로 137Cs 선선원의 계수값(cpm)을 측정한 후, 각각의 시료에서 얻은 계수값과 스펙트럼을 분석하였고, 식품의 경우에는 식약처의 방사능 허용기준단위인 Bq/Kg으로 환산하여 그 안전성을 판단하였다. 실험 결과, 측정한 시료들 중 유의할 만한 시료들을 집단 A로 분류하였고, 그 외에 배후 방사능과 큰 차이를 보이지 않은 시료들을 집단 B로 분류하였다. 집단 A의 경우 배후 방사능에 비해 알카라인 건전지가 7.67 %, 단추형 건전지가 4.65 %, 아스팔트가 8.03 %, 표토가 3.76 %, 연탄이 7.46% 높은 값을 보였다. 사용된 시료들 모두에서 측정된 방사능이 생활용품의 일부와, 식품의 경우에는 식약처에서 제시한 방사능 허용기준치 이내에 들어 있음을 확인하였다.

• 청정기술
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• 제22권2호
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• pp.122-131
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• 2016

세슘 동위원소, ¹³⁴Cs와 ¹³⁷Cs는 대기 핵실험 및 원자력발전소의 배출물로부터 기인하는 인공방사성 핵종 연구에 매우 중요하다. 본 연구에서는 최소검출방사능(minimum detection activity, MDA)을 낮추기 위해 ¹³⁷Cs 및 화학적, 환경적 거동이 동일한 ¹³⁴Cs를 이용하여 환경측정실험실 절차서에 따른 일반적인 환경방사능 분석을 수행하였다. 원자력발전소 주변 고산지대 환경토양을 채취하였고, 세슘 동위원소를 화학적으로 추출·농축하기 위한 방법으로 세슘동위원소와 흡착특성이 높은 Ammonium Molybdophosphate (AMP) 공침법을 토양 전처리 과정에 도입하였다. 방사능 농도는 감마선 분광광도법을 이용하여 분석하였다. 감마 에너지 스펙트럼에서 ⁴⁰K 방사능 농도가 증가함에 따라 ¹³⁴Cs 및 ¹³⁷Cs의 MDA가 증가하였다. 따라서 토양으로부터 자연방사성 핵종이 제거된다면 세슘의 MDA가 줄어들 것이고, 환경토양에서 ¹³⁷Cs의 농도를 효과적으로 측정할 수 있다. 한국원자력안전기술원의 표준 토양 실험에서는 ⁴⁰K의 방사능 농도가 평균 84% 이상 제거되었고, ¹³⁴Cs의 MDA는 2배 줄어들었다. ¹³⁷Cs의 방사능 농도는 82% 이상 회수되었다. 한편 환경토양을 이용한 시료에서는 AMP 공침법이 직접법에 비해 ⁴⁰K는 최대 180배 제거되었고, 또한 ¹³⁴Cs의 MDA는 5배 감소하였다. ¹³⁷Cs의 회수율은 54.54%에서 70.26%를 나타내었다. MDA와 회수율을 고려할 때 AMP 공침법은 매우 낮은 농도의 세슘분석에 효과적이다.

• 시멘트
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• 통권34호
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• pp.34-49
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• 1970

압축공기에 의한 분체수송장치는 시멘트공업에서 빼놓을 수 없는 중요장치중의 하나이다. 그러므로 공업 규모가 대형화함에 따라 압축공기 수송장치도 급발전을 서두르게된 것이며 종전까지는 주로 혼합비가 10 근처의 저농도 수송장치이던 것이 개발을 서두르게 된 후부터 점차 혼합비가 높은 고농도 수송장치가 출현케되고 완전자동 및 무인운전을 위하여 산업용방사능동위원소(코발트 60)까지도 이용하는 단계에 들어왔다. 현재 여러 학술문헌과 잡지들이 각종 공업장치문제를 많이 취급하고 있으나 압축공기 분체수송장치에 대하여는 자료가 그리 충분치 못할뿐더러 그나마 있는 것도 대다수가 저농도의 것만을 다루고 있는데 이는 아직도 이분야가 개발기에 있는 까닭으로 미지의 사항이 대단히 많고 또 연구해야할 점이 많이 남아있기 때문이다. 이러한 추세에 비추어 졸자들은 그간 현장에서 조사한 각종 장치에 관한 자료와 비교적 최신장치에 속하는 Pneumex의 Case study를 통한 자료의 정리를 해봄으로서 기술상의 문제점, 특징, 실적비교등을 전반에 걸쳐 살펴 보고자 한다.

• 방사성폐기물학회지
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• 제3권2호
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• pp.149-157
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• 2005

원자력연구시설의 핫셀 내 바닥이나 장치표면에 부착된 고방사능분진의 제거를 위해서 PFC제염기술을 적용한다. 고가인 PFC 용액의 재사용을 위해서는 여과장치의 개발이 필요하고 제염종료 후 이차폐기물의 양을 최소화할 필요가 있다. PFC 제염폐액 내 방사성 입자를 제거하기 위해 핫셀 내의 고방사능분진의 오염 특성을 조사했다. 여과 막을 이용한 입자의 제거효율 측면에서 보면 세라믹 , PVDF, PP 막 모두가 95$\%$ 이상의 높은 여과 성능을 보였다. 기공 크기가 같은 동일 여과 막에서는 입자가 크거나 가하는 압력이 높을수록 좀더 높은 제거효율을 나타내었고, 3psi이하에서는 PVDF의 제거효율이 다른 막에 비해 작게 나타났다. 플럭스 성능은 PVDF 막이 가장 높은 수준을 나타냈고 세라믹과 PP 막에서는 다소 낮은 성능을 보였다. PVDF 막은 낮은 압력과 짧은 여과시간으로 최대(한계)플럭스에 도달함을 확인하였다. 세라믹 막은 모의입자의 제거 효율은 높지만 다소 낮은 Flux 성능을 나타냈다. 또한, 막 자체의 비싼 가격과 쉽게 부서지는 성질의 단점을 지니고 있지만 무기화합물의 재질로 되어있기 때문에 알파방사능 환경에서 H, 가스를 발생하는 고분자 막인 PVDF, PP 막과 비교하여 훨씬 안정적이었다. 그리고 이들 소수성 여과막들의 특성 비교를 바탕으로 세라믹 막을 적용한 PFC 실증 여과장치의 공정도를 살펴보았다.

• 방사성폐기물학회지
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• 제18권2호
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• pp.217-225
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• 2020

해체 원전에서 총 폐기물의 약 70~80%에 해당하는 많은 양의 콘크리트 폐기물은 해체 폐기물의 대부분을 차지한다. 해체 시 발생된 콘크리트 폐기물은 핵종별 농도에 따라 규제해제 폐기물과 방사성폐기물로 정의할 수 있다. 따라서, 방사성 콘크리트 폐기물의 처분 비용을 저감하기 위하여 자체 처분 및 제한적 재활용을 위한 제염 작업의 수행이 중요하다. 그러므로 콘크리트 폐기물의 효율적인 제염 작업을 위해 내부 방사능 분포를 예측하는 것이 필수적이다. 본 연구는 원전 해체 시, 발생되는 콘크리트 폐기물의 내부 방사능 분포를 예측하기 위하여 다양한 컴프턴 영상 재구성 방법의 성능을 비교하였다. 다양한 컴프턴 영상 재구성 방법으로 단순 역투사(SBP), 필터 후 역투사(FBP), 최대우도 기댓값 최대화 방법(MLEM), 그리고 기존의 MLEM의 시스템 반응 함수에 에너지 정보가 결합되어 확률적으로 계산하는 최대우도 기댓값 최대화 방법(E-MLEM)이 사용되었다. 재구성된 영상을 획득한 후, 정량적인 분석 방법을 이용하여 재구성된 영상의 성능을 정량적으로 비교 및 평가하였다. MLEM 및 E-MLEM 영상 재구성 방법은 각각 재구성된 영상에서 높은 이미지 분해능과 신호 대 잡음비를 유지하는 데 있어 가장 좋은 성능을 보여주었다. 본 연구에서 도출된 결과들은 원자력 시설 해체 시 방사성 콘크리트 폐기물의 내부 방사능 분포를 예측하기 위한 수단으로 컴프턴 영상을 사용할 수 있는 가능성을 보여주었다.

• Journal of Radiation Protection and Research
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• 제26권4호
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• pp.393-398
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• 2001

매년 병원에서 사용 후 폐기되는 비가연성 폐기물은 ${\gamma}$-선과 ${\beta}$-선을 방출하지만 방사능은 주변방사능 수준으로 매우 낮다. 이를 측정하기 위한 기존의 방법은 비효율적이고 복잡하므로, 좀더 간단한 방법이 긴요하다. 본 논문에서는 측정 방사선의 특성상 핵종에 따라 다른 측정방법을 사용하였는데, ${\gamma}$-선 방출 핵종은 표준시료로부터 효율곡선식을 도출하여 미지의 방사능을 측정하였다 ${\beta}$-선 방출 핵종은 Monte Carlo 시뮬레이션을 통해 계측 효율을 예측하고 표면장벽형계측기로 측정하여 미지의 방사능 양을 결정하는 새로운 방법을 제시하였다. 연구결과에 의하면 이론적 계산치와 표면장벽형 계측기를 이용하면 전처리를 필요로하는 액체섬광계수기를 이용하지 않고 또한 계측효율을 결정하기 위한 비경제적인 표준시료 측정시험과정 없이도 저에너지 방사선을 약 17% 오차 범위내에서 결정할 수 있다고 판단된다.

• 분석과학
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• 제15권1호
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• pp.1-6
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• 2002

사용후핵연료 침출액중 비방사능이 작은 핵종들의 정확한 분석을 위해서는 비방사능이 큰세슘을 제거하여야 한다. 이를 위하여 세슘만을 선택적으로 흡착한다고 알려진 ammonium molybdophosphate(AMP) 를 이용하여 사용후 핵연류 침출액의 구성원소들(Cs, U, Ce, La, Co, Sr)과 사용후핵연료와 접한 벤토나이트의 성분들(Ca, Na, K)에 대한 제거율을 검토하였다. 그 결과 0.1 M 질산매질에서 AMP로 90% 이상의 세슘이 제거되었고 대부분의 Ca, Na, Co, Sr은 용액중에 남아 있었다. 그러나 일부 세늄을 포함한 란탄족 3가 이온들은 세슘과 같이제거 되었다. 벤토나이트 성분중일부 칼륨도 AMP에 흡착하였으나 실제 시료와 같이 묽은 벤토나이트 용액에서의 칼륨은 AMP이 유효치환량에 큰 영향을 주지 않았다. 한편 사용후핵연료의 침출 기준원소인 스트론튬을 분리하기 위하여 8.0 M 질산매질의 용리할 경우 95% 이상의 스트론튬을 회수 할 수 있었다.