• 자원환경지질
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• 제51권6호
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• pp.543-551
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• 2018

광역상수도의 이용이 어려운 농촌지역의 식수원으로 사용되고 있는 3,820개 마을상수도 지하수의 우라늄 함량을 분석하였다. 전체 마을상수도 지하수의 함량분포는 다수의 데이터가 낮은 농도 값의 범위에 치우쳐 있는 상태를 보였으며 최고 함량은 $1,757.0{\mu}g/L$, 평균 함량은 $6.46{\mu}g/L$, 중앙값은 $0.76{\mu}g/L$으로 나타났다. 3,820개 지하수의 우라늄 함량을 10개의 지질로 분류하면 3개 화강암지역 지하수의 우라늄 함량 중앙값이 높으며($0.99-2.05{\mu}g/L$), 퇴적암과 다공성화산암지역 지하수의 우라늄 함량 중앙값은 $0.04-0.50{\mu}g/L$으로 낮았다. 전체 마을상수도 지하수의 우라늄 함량이 USEPA의 기준치인 $30{\mu}g/L$를 초과하는 비율은 3.8%이나 쥬라기화강암과 선캠브리아기화강암지역의 초과율은 각각 8.5%, 7.5%나 되어 이 지역에서는 기존 마을상수도 지하수의 우라늄 관리와 함께 신규 마을상수도 지하수의 개발에 주의가 요구된다.

• 분석과학
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• 제28권6호
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• pp.377-384
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• 2015

본 연구에서는「공공수역 방사성물질 측정망 운영 계획」에 따른 모니터링 수행 내용을 소개하였고, 하천 및 호소 60 개 지점을 대상으로 인공방사성물질(¹³⁴Cs, ¹³⁷Cs, ¹³¹I)의 농도를 조사하여 우리나라 지표수 내 방사성물질의 실태를 파악하고자 하였다. 채취된 시료는 마리넬리 비커를 이용한 감마분광 분석기법으로 분석하였다. ¹³⁴Cs와 ¹³⁷Cs은 모든 지점에서 MDA 미만으로 조사되었고, ¹³¹I는 한 지점(0.533±0.058 Bq/L)을 제외한 모든 지점의 농도가 MDA 미만으로 나타났다. ¹³¹I는 의료용으로 사용하는 물질로 환자의 배설물로 인해 하수처리장 인근 하천수에서 빈번하게 검출되는 물질로 알려져 있다. 따라서 ¹³¹I가 검출된 원인을 파악하기 위해 하수처리장 방류지점을 포함한 ¹³¹I가 검출된 상류수계 6개 지점을 추가 조사하였다. 조사결과, 하수처리장 처리수 방류지점에서부터 하류방향으로 ¹³¹I가 지속적으로 검출되었으며, 농도는 0.257±0.034~0.799±0.051 Bq/L 범위로 조사되었다. 추가조사를 통해 하수처리장 방류수가 하천수의 ¹³¹I 검출에 영향을 미치는 것으로 나타났다.

• 자원환경지질
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• 제35권6호
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• pp.545-552
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• 2002

광주과학기술원 에너지환경연구센터에서는 2000년 한해 동안 원자력발전소 주변 환경방사선 조사계획에 의거하여 영광원자력발전소 부지외부 및 비교지점에서 토양, 하천토 및 해저토 등 환경방사능 시료에 대한 감마선 방출핵종 분석을 수행하였다. 분석결과 토양과 하천토 및 해저토에서 인공핵종인 Cs-137이 검출되었으나 지난 3년간(1997-99)의 측정치인 평상범위 이내의 값이었고, 원전과 관계없는 일반지역에서 검출되는 수준과도 동일하며, 반감기가 짧은 Cs-134는 전혀 검출되지 않은 것으로 보아 원전가동에 의한 영향이 아님을 알 수 있다. 환경시료 측정에 대한 품질관리를 위해 임의로 선정된 가마미인근에서 해저토 시료를 각각 5지점에서 중복시료로 채취하석 상대 검출효율이 각각 30%, 45%인 2대의 HPGe Gamma-ray Spectroscope로 동시에 분석하여 환경방사선 측정자료와 분석의 신뢰도를 향상시키기 위한 지구통계학적인 연구를 수행하였다. 이를 위해서 두 가지 요인을 설정하여 시료분석방법과 채취지점의 차이를 이원배치 분산분석을 수행하였다. Two-way ANOVA 결과 Cs-137 및 K-40의 경우 시료채취 지점의 차이에 의한 분산만이 유효하며, 시료채취 및 분석과정에서의 생기는 오차는 무시할 만하여 지금까지 수행되어진 시료채취 및 분석방법은 신뢰할 만하다고 할 수 있었다.

• 자원환경지질
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• 제56권5호
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• pp.515-532
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• 2023

벤토나이트는 고준위 방사성폐기물 처분을 위한 심층처분 시스템에서 처분용기와 암반 사이를 메우는 완충재로 고려되는 팽창성 점토이다. 벤토나이트는 높은 양이온교환능과 비표면적을 가지고 있기 때문에, 처분용기로부터 핵종이 누출될 경우, 수착하여 암반으로의 유출을 지연시키는 역할을 한다. 본 연구에서는 여러 선행연구에서 8종류의 벤토나이트를 사용하여 수행된 U, Am, Se, Eu 핵종의 수착실험 및 모델 자료를 취합하고, 각 연구에서 설정된 실험 조건들을 기반으로 열역학적 수착모델의 특성을 평가하였다. 핵종과 벤토나이트 간의 수착 거동 해석에 중요한 역할을 하는 열역학적 수착모델은 벤토나이트의 광물학적 특성뿐만 아니라 핵종 농도, 용액의 이온강도, 주 양이온, 온도, 고액비, 용존 탄산 농도 등 세부적인 실험 조건과 밀접하게 연관되어 있는 것으로 확인되었다. 이러한 결과는 특정 실험 조건에서 수행된 수착실험 및 모델의 최적화로 제안되는 수착 반응식과 반응상수가 다양한 환경 조건에 적용하기에 불확실성이 크다는 것을 의미한다. 따라서, 심층처분 시스템에 적용가능한 열역학적 수착모델을 구축하기 위해서는 현장 조사 및 실험이 함께 수행되어야 한다.

• 한국지하수토양환경학회지:지하수토양환경
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• 제23권4호
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• pp.1-15
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• 2018

Despite of safety issues related to radiological hazards, 31 countries around the world are operating more than 450 nuclear power plants (NPPs). To operate NPPs safely, safety regulations from radiation protection organizations were developed and adopted in many countries. However, many cases of radionuclide releases at foreign NPPs have been reported. Almost all commercial NPPs routinely release radioactive materials to the surrounding environments as liquid and gas phases under control. These releases are called 'planned releases' which are planned, regularly monitored, and well documented. Meanwhile, the releases focused in this review, called 'unplanned releases', are neither planned nor monitored by regulatory and/or protection organizations. NPPs are generally composed of various structures, systems and components (SSCs) for safety. Among them, the SSCs near reactors are closely related to safety of NPPs, and typically fabricated to comply with stringent requirements. However, some non-safety related SSCs such as underground pipes may be constructed only according to commercial standards, causing the leakage of radioactive fluids usually containing tritium ($^3H$). This paper discusses SSCs of NPPs and introduces several cases of unplanned releases at foreign NPPs. The current regulation on the environmental radiological surveillance and assessment around the NPPs in South Korea are also examined.

• 터널과지하공간
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• 제11권2호
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• pp.132-145
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• 2001

핵변환 후 영구 처분될 가압경수로 및 중수로용 사용후 핵연료에 대한 인간 생태계에 대한 영향을, 직접 처분하는 경우와 비교해 보았다. 심지층 처분된 용기에 저장된 사용후 핵연료로부터 유출된 방사성 핵종들이 공학적 방벽을거쳐 결정질 기반암 내 균열대를 통해 지하수의 흐름을 따라 이동하면서, 다양한 지질 및 암종을 거쳐 생태 환경으로 도달한다는 핵종 유출 시나리오 중 가장 보수적인 시나리오인 우물 시나리오에 대한 위해도를 평가하여 상대인 환경친화성을 정량적으로 제시하였다. 현재 국내에 가속기와 미임계형 원자로를 함께 사용하는 핵변환 시스템과 임계형 원자로와 같은 핵변환시스템이 개념적인 수준에서 개발되고 있어, 이 연구를 통해 향후 핵변환시스템 연구에서 요구되는 항목들도 기술적 개선, 경제성 제고, 환경 친화성, 그리고 수용성 측면에서 제시해 보았다.

• 방사성폐기물학회지
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• 제13권4호
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• pp.295-300
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• 2015

HPGe 검출기를 이용하여 밀도가 다양한 환경시료에 대한 정밀 분석시 정확한 분석을 위해서는 밀도보정인자가 필요하다. 밀도에 대한 보정인자를 구하기 위해서 본 연구에서는 몬테카를로 코드인 MCNPX 코드를 사용하여 크리스털의 높이, 지름 및 코어의 크기와 같은 특성이 다른 세 대의 p-type HPGe 검출기를 모사하고 밀도 $1g/m^3$의 교정용 표준시료를 이용하여 모델링을 검증하였다. 검증을 통하여 모델링을 확정한 후 0.3, 0.6, 0.9, 1.0, 1.2, $1.5g/m^3$ 밀도를 가진 샘플에 대한 효율을 시뮬레이션하고 밀도보정인자를 도출하였다. 도출된 각 검출기에 대한 밀도보정인자를 비교하였을 때 전 에너지 범위에서 그 차이가 거의 없음을 확인하였으며 이는 검출기의 크리스털과 같은 주요 특성에 대해 밀도보정인자가 독립적임을 의미한다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제49권8호
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• pp.1752-1757
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• 2017

The aim of this study is to evaluate the radioactivity levels and radiological impacts of representative black sand samples collected from different locations in the Rashid area, Egypt. These samples were prepared and then analyzed using the high-resolution gamma ray spectroscopy technique with a high-purity germanium detector. The activity concentration ($A_c$), minimum detectable activity, absorbed gamma dose rate, external hazard index ($H_{ex}$), annual effective dose rate equivalent, radium equivalent, as well as external and internal hazard index ($H_{ex}$ and $H_{in}$, respectively) were estimated based on the measured radionuclide concentration of the $^{238}U$($^{226}Ra$) and $^{232}Th$ decay chains and $^{40}K$. The activity concentrations of the $^{238}U$, $^{232}Th$ decay series and $^{40}K$ of these samples varied from $45.11{\pm}3.1Bq/kg$ to $252.38{\pm}34.3Bq/kg$, from $64.65{\pm}6.1Bq/kg$ to $579.84{\pm}53.1Bq/kg$, and from $403.36{\pm}20.8Bq/kg$ to $527.47{\pm}23.1Bq/kg$, respectively. The activity concentration of $^{232}Th$ in Sample 1 has the highest value compared to the other samples; this value is also higher than the worldwide mean range as reported by UNSCEAR 2000. The total absorbed gamma dose rate and the annual effective dose for these samples were found to vary from 81.19 nGy/h to 497.81 nGy/h and from $99.86{\mu}Sv/y$ to $612.31{\mu}Sv/y$, which are higher than the world average values of 59 nGy/h and $70{\mu}Sv/y$, respectively. The $H_{ex}$ values were also calculated to be 3.02, 0.47, 0.63, 0.87, 0.87, 0.51 and 0.91. It was found that the calculated value of $H_{ex}$ for Sample 1 is significantly higher than the international acceptable limit of <1. The results are tabulated, depicted, and discussed within national and international frameworks, levels, and approaches.

• 방사선산업학회지
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• 제12권4호
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• pp.277-285
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• 2018

Patients administered radioisotope for medical purposes are regulated by each country to quarantine them until their body's radioactivity contents decrease below release criteria. To predict the quarantine period and provide it to medical staffs and patients, it is necessary to approach the assessment of the exposure dose of persons due to patients in a realistic manner. For this purpose, a whole-body effective half-life should be applied to the dose assessment equation instead of the physical half-life. In this study, we constructed a bio-kinetic model for each nuclear species based on the ICRP publication to obtain a whole-body effective half-life of 10 unsealed gamma-ray emitting nuclei from the notification of Nuclear Safety and Security Commission, and calculated the effective half-life mathematically by simulating the distribution of the radioisotope administered in the whole body as well as each organ scale. The whole-body effective half-life of $^{198}Au$, $^{67}Ga$, $^{123}I$, $^{111}In$, $^{186}Re$, $^{99m}Tc$, and $^{201}TI$ were 1,93, 2.57, 0.295, 2.805, 1.561, 0.245, and 2.397 days respectively. However, it was found to be undesirable to offer a single value of the effective half-life of $^{125}I$, $^{131}I$, and $^{169}Yb$ because the changes in the effective half-life show no linearity. A bio-kinetic model created for the internal exposure assessment has been shown to be possible to calculate the effective half-life of radioisotopes administered in the patient's body, but subsequent studies of radiolabeled compounds are required as well.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제10권3호
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• pp.153-163
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• 1978

부지주변 환경과 관련한 방사성 고체 폐기물의 지중처분 문제는, 비록 안전하고 경제적이라 할지라도, 대단히 중요하다. 지중처분을 위한 방사성 핵중(Sr-90, Cs-137)의 이동과 물의 이동에 관한 연구가 실험실과 야외에서 수행되었다. 방사성 핵종에 대한 토양의 친화력은 알칼리성 용액에서 더 강하고, 흡착은 시간에 대한 함수관계가 있음을 나타내었다. 방사성스트론티움과 세시움의 이동율은 3.73$\times$$10^{-3}$-10.9$\times$$^{-3}$cm/day로서, 물의 이동 속도 보다 훨씬 낮은 값을 나타내었으며, 이것은 아마도 높은 이온이온교환능에 기인되는 것이다. 확산에 기초를 둔 수학적인 모형에 의거 얻은 값과 측정 트리티움의 분포가 비교되었다. 지하에서의 물의 이동 현상을 규명하는데 삼중수를 추적자료로 이용할 수 있음을 암시하고 있다.