• 한국방사성폐기물학회:학술대회논문집
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• 한국방사성폐기물학회 2005년도 추계 학술대회 논문집
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• pp.252-253
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• 2005

• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 2002년도 추계학술발표회요약집
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• pp.383.1-383
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• 2002

• 분석과학
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• 제17권4호
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• pp.302-307
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• 2004

환경시료중의 극미량의 악티늄계 동위원소들을 분석하기는 무척 어렵다. 이들 원소들은 개별 분리하는 작업이 필요하며, 알파분광법으로 분석한 어떤 핵종들은 검출감도도 높은 편이다. 이런 극미량의 악티늄계 동위원소들을 분석하기 위해 용매추출법이 결합된 TRU-Spec 이온교환수지와 음이온 교환수지를 사용하여 악티늄계 원소들을 분리한 후 알파분광법으로 검출하였다. 그리고 U과 Th의 검출한계를 낮추기 위해 중성자방사화분석법을 적용하였다. 중성자방사화분석법을 적용하기 위한 바탕물질로 고순도 V foil을 사용하여 검출감도를 10배 향상시킬 수 있었으며, 이 분석법을 표준시료인 NIST-4354, IAEA-368 퇴적물 시료에 적용한 결과 표준값과 10% 이내에서 잘 일치하였다.

• Journal of Radiation Protection and Research
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• 제37권4호
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• pp.213-218
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• 2012

토양 중 우라늄 동위원소의 분석을 위해서 알파분광분석법이 보편적으로 사용되고 있다. 다수의 토양시료를 분석할 경우 시료분해 시간을 단축함으로써 전체 분석시간을 효과적으로 줄일 수 있으며, 이를 위해 본 연구에서는 단시간에 시료를 완전 분해할 수 있는 마이크로파 용해장치를 활용하였다. IAEA-375를 분석 대상 토양으로 하여 용해되지 않은 시료의 양과 분석한 $^{234}U$과 $^{238}U$의 방사능 농도 값을 통해 시료분해 방법을 최적화 하였으며, 0.5 g의 토양시료에 최소 3 ml의 불산을 가했을 때 80분 내에 효과적으로 분해되는 것을 확인하였다. 이는 2~3일의 분해시간이 필요한 통상적인 방법(open vessel 및 closed vessel을 이용하는 방법)에 비해 시간을 단축 할 수 있어 효율적이며, 불산 사용을 최소화 하여 시료용해 시 발생할 수 있는 유해 물질의 발생 및 접촉을 줄일 수 있다는 장점이 있다.

• 한국방사성폐기물학회:학술대회논문집
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• 한국방사성폐기물학회 2004년도 학술논문집
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• pp.407-417
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• 2004

본 연구는 우라늄변환시설의 해체과정에서 발생되는 콘크리트 및 구성부품에 대한 알파분광과 감마분광에 대한 방사선계측방법의 타당성을 입증하고자 한다. 우라늄변환시설내의 구성부품 및 내부벽면은 천연우라늄 물질로 오염되어있다. 스테인레스 스틸 파이프와 벽면의 콘크리트의 일부에 대하여 시료를 채취하고 알파분석과 감마분석을 수행하였다. 천연우라늄 시료(AUC)의 측정에서 0.01 Bq/g 이상에서는 알파선 측정결과와 감마선 측정결과가 잘 일치하지만, 0.005 Bq/g의 낮은 농도에서는 감마선 측정결과가 상대적으로 높게 평가된다. 변환공정의 천연우라늄인 $^{238}U$은 $^{214}Pb$, $^{214}Bi$ 와 $^{234}Th$, $^{234m}Pa$을 비교 측정하여 그 농도를 구할 수 있다. 우라늄변환시설의 벽면은 대부분 우라늄으로 오염되어있다. 우라늄변환시설 해체과정에서 발생되는 배경방사능 준위의 폐기물을 감마분광법을 이용하여 계측하여 보수적인 평가 자료로 활용할 수 있다.

• Journal of Radiation Protection and Research
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• 제35권3호
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• pp.105-110
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• 2010

고순도 반도체 감마분광시스템을 이용하여 토양 시료를 파괴하지 않고 화학 전처리 단계가 필요없는 우라늄 방사능 분석 기술을 개발하였다. 본 논문에서 제시한 방법을 이용한 분석결과와 기존에 일반적으로 사용하는 알파분광분석법(Alpha Spectrometry)의 결과를 비교하였다. 비교결과 불확도 범위 내에서 비슷한 측정값을 보였다. 따라서 본 논문에서 제시한 방법은 토양시료의 우라늄 분석에 이용될 수 있을 것이다.

• 한국방사성폐기물학회:학술대회논문집
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• 한국방사성폐기물학회 2003년도 가을 학술논문집
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• pp.351-357
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• 2003

원전발생 방사성폐기물 시료 중 TRU를 정량하기위해 모의 사용 후 핵연료 시료 용액 중 Pu, Am 및 Cm 을 이온교환수지 및 HDEHP 추출크로마토그래피로 분리한 다음 알파분광분석법으로 각 핵종의 함량을 정량하였다. Dowex AG1 음이온수지 에서 12M HC1-0.lMHI 용리액으로 Pu를 분리하고 이차분리관인 HDEHP 흡착 분리 관에서 DTPA-Lactic Acid 용리액으로 Am과 Cm을 군분리하였다. 분리된 Pu, Am 및 Cm은 0.1M $NaHSO_4$-0.53M $Na_2SO_4$ 매질에서 전착한 다음 알파분광분석법으로 $^{239}Pu$, $^{241}Am$및 $^{244}Cm$의 알파에너지의 방사능을 측정하여 회수율을 추하였다. 비방사성 금속원소 및 우라늄을 포함하는 합성용액 시료중 $^{239}Pu$, $^{241}Am$및 $^{244}Cm$ 을 측정한 결과 각각 83.8%, 85.2% 및 86.3% 의 회수율을 나타내었다.

• 방사성폐기물학회지
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• 제4권2호
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• pp.95-102
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• 2006

알파분광법에 의한 $^{237}Np$ 의 정량방법을 검토하였다. 황산염 매질에서 전류세기, 전착시간 및 유기물 첨가제 둥의 변화에 따른 $^{237}Np$ 의 전착조건을 찾은 결과 $1.2{\sim}1.5$ A에서 유기첨가제 없이 $1{\sim}1.5$ 시간 동안 전착하는 것이 효율적이었다. $^{237}Np$ 을 4.16 Bq에서 0.0264 Bq(1ng) 까지 전착한 결과 농도가 낮을수록 전착율 및 재현성이 낮아졌으며 1 ng 까지 측정이 가능하였다. 사용후 핵연료 합성용액에서 $^{237}Np$을 분리한 후 알파분광법으로 측정하여 정량한 결과 $98.8{\pm}5.1%$(n=4)의 회수율을 나타내었다. 사용후 핵연료 시료용액 중 $^{237}Np$ 을 정량하였으며 계산 값과 비교한 결과 10% 이내에서 서로 일치하였다.

• 한국재료학회지
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• 제6권3호
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• pp.324-332
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• 1996

DLC 박막을 RF 플라즈마 화학증착법(PECVD)을 이용하여 CH4와 CO2기체로부터 합성하였다. 증착압력, CH4와 CO2가스의 조성비, 바이어스 전압(-VB) 등의 증착조건 변화에 따른 증착속도는 증착층의 두께를 알파스텝으로 측정하여 결정하였으며, 박막의 구조 변화에 따른 증착속도는 증착층의 두께를 알파스텝으로 측정하여 결정하였으며, 박막의 구조 변화는 FTIR 분광분석을 이용하여 분석을 행하였다. 이 연구로부터 얻은 실험 결과는 다음과 같다: 1) 증착속도는 증착압력 및 바이어스 전압의 증가에 따라 증가한다. 2)바이어스 전압 300V이상에서, CO2량 증가는 순증착속도를 증가 시킨다. 3) 순수한 CH4가스를 사용할 경우에는 바이어스전압(-VB)이 증가함에 따라 박막내 수소의 함량과 sp3/sp2비는 감소하는 경향을 나타낸다. 4)증착압력이 증가함에 따라 박막내 수소함량은 증가하며, sp3/sp2비는 감소한다. 5)50mTorr의 증착압력에 증착시, CH4-+Co2 혼합가스에서 이산화탄소의 부피분율에 따라서는 박막내 수소함량은 감소하며, sp3/sp2비는 증가한다.

• 방사성폐기물학회지
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• 제3권1호
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• pp.1-7
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• 2005

방사성폐기물 시료 중 $^{241}$Am 과 $^{244}$Cm 을 정량하기 위하여 음이온교환수지 및 DTPA-lactic acid 용리액을 사용하는 HDEHP 추출크로마토그래피로 이들 핵종을 분리하였다 분리된 핵종은 황산염 매질에서 전착한 다음 알파분광분석법으로 각 핵종의 방사능을 측정하였다. 모의 시료용액 중 $^{241}$Am 및 $^{244}$Cm 을 측정한 결과 각각 85.2$\pm$ $17\% 및 86.3$\pm$ $15.3\%$ 의 회수율을 나타내었다. 본 방법을 방사성 농축폐액 시료에 적용하여 $^{241}$Am 과 $^{244}$Cm 을 정량한 결과 각각 1.5-1.9 Bq/g 및 -1.7 Bq/g 의 방사능 값을 나타내었다.