• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1998.05b
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• pp.509-514
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• 1998

ORIGEN-S 전산코드로 계산된 가압경수로(PWR)사용후핵연료 내에 존재하는 방사성핵종비 $^{134}$ Cs/$^{137}$Cs 및 $^{154}$ Eu/$^{137}$Cs 를 감마선 분광실험으로 측정한 값과 비교하여 핵연료의 연소도를 결정하였다. 고리 1호기 및 2호기 사용후핵연료봉에 대한 감마선 분광실험을 한국원자력연구소 조사재시험시설(IMEF)과 조사후시험시설(PIEF)의 시험기기 및 장치를 이용하여 수행하고 이 결과로부터 $^{134}$ Cs/$^{137}$Cs 와 $^{154}$ Eu/$^{137}$Cs 의 핵종비를 측정하였다. 이와 별도로 사용후핵연료의 연소도, 냉각시간, 초기농축도등에 따른 $^{134}$ Cs/$^{137}$Cs 와 $^{154}$ Eu/$^{137}$Cs의 핵종비를 ORIGEN-S 코드로 계산을 하였으며, 이 핵종비와 연소도 사이의 관계를 회귀분석하여 2차 다항식 함수로 유도하였다 이관계식과 감마선 분광실험으로 측정한 $^{134}$ Cs/$^{137}$Cs와 $^{154}$ Eu/$^{137}$Cs 의 핵종비를 이용하여 각각의 연소도를 결정할 수 있었다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• v.29 no.6
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• pp.17-28
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• 1997

콘크리트를 통한 핵종의 확산계수는 처분장으로 부터의 핵종 유출을 평가하는데 중요한입력 인자이다. 본 연구에서는 콘크리트에서의 핵종확산 연구 현황 및 핵종화산에 미치는 주요 인자들의 영향 등이 조사되었고, 주요 핵종의 확산계수가 직접 측정되었다. 내부확산법으로 측정된 확산계수값은 시료의 물과 시멘트 비 (W/C)가 증가할수록 증가하였으나 거의 같은 승수내에 있었으며, 공극확산이 핵종이동을 지배하였다. Cs 과 I 의 겉보기 확산계수는 순수 시멘트에서 각각 $1.0{\times}10^{-12}~1.0{\times}10^{-11}m^2/s$ 및 $3.0{\times}10^{-14}~1.0{\times}10^{-13}m^2/s$, 몰타르에서는 각각 $3.0{\times}10^{-12}~9.0{\times}10^{-11}m^2/s$ 및 $3.0{\times}10^{-11}m^2/s$의 범위에 있었다. 이와 병행하여 시멘트, 몰타르 및 콘크리트에서의 주요 방사성핵종의 확산계수 값을 문헌으로부터 수집, 정리하였다. 대상 핵종은 Cs, I, Sr, C, Co, H, Am, PU, Ni, Mn, Fe, Nb 및 Tc로서 수집된 핵종확산계수 값은 시료의 조건 (공극률 밀도, W/C 비, 온도 등) 에 따라 큰 편차를 보여주고 있다.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1997.10a
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• pp.375-380
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• 1997

모의 방사성 세탁폐액을 제조하여 오존에 의한 세제 파괴를 확인하고 활성탄 및 이온교환수지를 이용하여 세제 및 Co, Cs 제거율을 조사하였으며 모의 방사성 세탁폐액을 오존으로 부분적으로 산화ㆍ파괴시킨후 활성탄 및 이온교환수지에 의한 흡착 및 이온교환 실험을 수행하여 오존의 세제 파괴가 방사성 물질 제거에 미치는 영향을 조사하였다. 오존에 의해 세제는 75% 정도 제거될 수 있었고 활성탄으로 방사성 모의세탁폐액을 처리할 때 세제농도가 증가하면 방사성 핵종 제거율이 감소하였다. 이온교환수지로 세제를 제거할 때 성취가능 제거율은 Co의 경우 99% 이상이었으며, 세제 존재시 방사성 Co 및 Cs 제거율은 감소하며, 방사성 모의세탁폐액을 오존으로 조사후 활성탄과 이온교환수지로 방사성 핵종을 제거할 때 그 제거율은 거의 변화가 없었다. 이상과 같은 실험 결과로부터 오존으로 부분적으로 산화시켜 활성탄의 세제 제거효율을 최대화하고, 역삼투막에 의한 방사성 핵종을 제거하며 이온교환수지로 잔류 방사성 핵종을 완전히 처리할 수 있는 복합 공정을 도출하였다.

• Proceedings of the Korean Vacuum Society Conference
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• 2011.02a
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• pp.235-235
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• 2011

진단용 또는 의료용 동위원소들은 안정한 표적물질에 높은 에너지의 양성자가 조사 될 때 핵반응에 의해서 생성된다. 양성자를 충분한 에너지로 가속하기 위해서 이용되는 사이클로트론의 주요 부분은 (1) 진공시스템, (2) 자석시스템, (3) RF 시스템, (4) 외부 이온원, (5) 수직 축 방향빔의 수평방향 전환 시스템, (6) 빔 인출 장치, 그리고 빔전송과 표적장치로 구성된다. 인출된 빔은 표적까지 손실 없이 전송 될 수 있도록 빔 라인에 설치된 광학적 요소에 의해 집속되어 전송된다. 방사성동위원소의 생산량은 양성자 빔의 특성과 표적 물질의 종류에 따라 결정된다. 즉, 표적 물질에 조사하는 입자의 종류, 적절한 핵반응 선택, 최소량의 불순핵종과 원하는 방사핵종의 최대수율을 얻을 수 있는 최적 에너지 범위결정, 표적 물질의 냉각능력과 입자전류의 세기 등을 고려 하여야 한다. 동위원소 생산에 있어서 예측되는 수율은 입자전류와 비례하며, 에너지에 대한 핵반응 단면적 즉, 여기함수를 적분하여 아래와 같이 얻을 수 있다. 주 생성핵종의 생산 효율을 최대로 높이고 불순 핵종의 생성량을 최소로 감소시키기 위해서는 정확한 여기 함수 자료를 바탕으로 최적 입자를 결정하여야 한다. 또한 이론적인 생산 수율은 입자 전류에 정비례하지만, 입자 전류가 클경우 생산수율은 이론적인 수율보다 적다. 입자빔의 불균일성, 표적의 방사선 피폭에 의한 손상, 높은 입자전류에 의해 발생하는 열로 인하여 생성 핵종이 증발하여 생산 수율이 감소된다. 본 발표에서 방사핵종 C-11과 Tc-99m을 개발하기 위한 최적 조건에 관한 연구결과를 보고하고자 한다.

• Journal of Radiation Protection and Research
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• v.17 no.2
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• pp.49-59
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• 1992

A new model was developed in order to investigate the effects of chelating agents on the migration of a radionuclide in the form of ion or chelate. The migration behavior of the chelated radionuclide was analyzed by formulating a convective-dispersion transport equation which included a degradation of chelating agent and chelated radionuclide. The mathematical model was analytically solved and checked with the existing retardation factor. The results show that the migration velocity of the chelated radionuclide was much faster than the ionic one due to the decreased retardation. Therefore, it was concluded that a new remedial action should be developed to reduce the generation and release of chelating agents from the nuclear power plant into the environment.

• Journal of Radiation Protection and Research
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• v.17 no.1
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• pp.31-41
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• 1992

A study for the evaluation of selected filter media that need further characterization particularily in the context of alpha measurements of radon progeny has been carried out by investigating physical characteristics and using the alpha spectroscopy. Physical characteristics was investigated by electrostatic charging and mechanical strength of filters, and then pressure drop before and after sampling was tested. Alpha spectroscopy was used to analyze the energy spectra from the deposition of radon progeny into filters. The results of the assessment showed that the newer filter types do not have a great advantage over the 'old standard' Millipore type AA. But Metricel DM-800 is recommended for those situations where electrostatic charging is a problem. Also this method will be used more effective for the evaluation of new developing filters in future.

• Nuclear Engineering and Technology
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• v.27 no.4
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• pp.635-643
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• 1995

핵의학(nuclear medicine )이 란 방사성 및 안정 핵종의 동위원소표지 화합물을 인체에 투여하여, 관심장기의 형태 및 기능을 평가하여 해부학적 또는 생리학적 상태를 진단, 치료하는 의학의 전문 분야이다. 핵의학에 이용되던 방사성 핵종은 1960년대 까지만 해도 $^{131}$ I이 주였으나 1970년대 부터는 $^{99}$Mo -$^{99m}$ Tc 발생기와 $^{99m}$ TC으로 표지된 방사성의 약품이 활발히 이용되면서 $^{131}$ I을 대신하게 되었다. 원자로-생산핵종들의 특성은 중성자가 과잉이어 붕괴시 배타입자를 방출하는 점으로, 이것이 각종 질병의 치료에 이용되고 있다. 특히 각종 표시 화합물의 성질을 이용하여 원하는 부위에 방사선을 집중시킬 수 있음이 외부조사보다 유리한 점이다. 방사성핵종을 이용한 악성종양의 치료에 가장 성공적인 것은 분화된 갑상선 암환자에서 $^{131}$ I을 사용한 것이며, 갈색세포종 등에 $^{131}$ I-MIBG도 효과적이다. 악성종양의 골전이 치료에 베타선을 방출하는$^{32}$P, $^{186}$ Re, $^{153}$ Sm 등이 이용되었다. 종양의 동맥에 주입하여 세동맥이나 모세혈관에 걸리는 기름, 교진 또는 입자에 의한 치료에 $^{131}$ I-lipiodol, ethiodol, $^{32}$P 또는$^{90}$ Y흡사 ceramic resin 미소구 $^{166}$ Ho 유산중합체 미소구 등이 이용된다. $^{166}$ Ho, $^{198}$ Au, $^{32}$P, $^{90}$ Y, $^{169}$ Er, $^{186}$ Rc, $^{131}$ I, $^{211}$ At 등 의 방사성 핵종의 교질, 미소구 또는 단세포군 항체표지 형태로 직접 종양내 또는 공동이나 체강에 투여하는 치료법이 있다. 류마치스 관절염의 슬관절에 $^{165}$ Dy colloid를 주사하는 $^{166}$ Ho-MAA도 활발히 이용되고 있다.

• Proceedings of the Korean Radioactive Waste Society Conference
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• 2016.05a
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• pp.77-78
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• 2016

사용후핵연료 및 조사핵연료의 안전성평가를 위한 산화시험과 소둔시험을 다양한 핵연료 개발과제에서 준비하고 있다. 한국원자력연구원의 PIEF에서 수행될 본 시험장치는 핫셀의 제한된 특성을 반영하여 효과적인 핵분열생성물의 핵종분석시험이 가능하도록 설계.제작되었다. 가열로의 소형화와 조작의 편이성을 반영하였으며, 핫셀 내 가열로 상부캡위에 Gamma Counter를 설치하여 핵분열생성물의 방출량 측정이 가능하도록 하였다. 시험운용에 있어 일정한 온도범위에서의 가열조건과 급격한 온도변화를 모사할 수 있는 기능이 포함되었다. 아울러, 핵분열생성물의 핵종분석은 계측 외에 세라믹 흡착제에 고착된 방사선량의 측정을 통해 교차평가가 가능하다.

• Journal of Nuclear Fuel Cycle and Waste Technology(JNFCWT)
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• v.7 no.4
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• pp.243-253
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• 2009

In this study, research status on radionuclide and colloid migration in underground research facilities including KURT (KAERI Underground Research Tunnel) was investigated. Some foreign underground research facilities constructed in crystalline rock formations such as granite were briefly introduced and compared. International joint researches concerned with the radionuclide and colloid migration were investigated particularly for the Grimsel Test Site (GTS) and $\ddot{A}$sp$\ddot{o}$ Hard Rock Laboratory by analyzing major research items, on-going research projects, and future plans.

• Nuclear Engineering and Technology
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• v.27 no.1
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• pp.25-32
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• 1995

Batch sorption experiments were conducted to investigate the sorption characteristics of $^{137}$ Cs, known for the primary target of safety assessment in low-level radwaste disposal, onto domestic rocks such as Granite and Tuff. A response surface analysis method was applied to quantify the effect of 3 independent variables (［Cs］, ［Vol/Wt］, ［pH］) on the sorption. Ac a result, initial Cs concentration appeared to be the most important variable within the range of the study. A significant effect of ［Vol/Wt］ on Kd was observed. The sorption of Cs was pH-insignificant. The sorption extent of nuclides onto tuff was more significant than that onto granite. The pH-insignificant sorption behavior of Cs was discussed in terms of the surface electrical properties and the solution chemistry. The sorption tendency of nuclides onto geomedia studied was interpreted by adopting the water structure modification theory.