• 방사성폐기물학회지
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• 제14권4호
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• pp.343-356
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• 2016

한국원자력환경공단에서는 국내 경수로 원전에서 발생한 사용후핵연료를 건식으로 저장하기 위하여 안전성을 최우선으로 국내/외 기술기준을 준수하여 금속겸용용기를 개발하였다. 이러한 금속용기는 50년 동안 주요 안전성요소(구조, 열제거, 격납, 임계방지, 방사선차폐 등)에 대한 건전성을 유지하고, 운영기간 중 유지보수 과정에 폐기물의 발생을 최소화 하고 이를 안전하게 관리할 수 있도록 설계하였다. 본 논문은 설계수명이 종료된 금속용기 본체 및 내/외부 구조물에 대한 방사화 평가를 통해 정량적인 방사능 재고량에 대한 정보를 제공한다. 본 논문에서는 금속용기 본체 및 구성품의 방사화 방사능 재고량은 MCNP5 ORIGEN-2 평가체계를 이용하여 계산하였으며, 각 구성품의 화학조성, 중성자속 분포, 반응률 및 저장기간 동안 중성자조사 기간을 반영하여 평가하였다. 평가결과, 설계수명 이후 10년 경과시 모든 금속재질에서 $^{60}Co$의 방사능이 기타 핵종들에 비하여 가장 큰 방사능을 띄는 것으로 나타났으며, 중성자차폐체인 수지에서는 수명직후 $^{28}Al$ 및 $^{24}Na$등의 고에너지 감마선을 방출하는 핵종은 반감기가 짧아 0.5년 이후에는 무시할 수 있는 수준으로 나타났다. 또한, 사용후핵연료 제거후 캐니스터 및 금속용기 본체에 대한 표면 선량률 평가결과, 상당히 낮은 값을 나타내어, 해체 시 작업자가 받는 피폭선량은 무시할 수 있는 수준으로 평가되었다. 본 평가방법은 사용후핵연료 금속겸용용기 해체 시 계획의 수립 및 해체작업 종사자의 피폭선량 예측, 방사성폐기물의 관리/재활용 등의 기본자료로 활용할 수 있을 것으로 사료된다.

• Journal of Radiation Protection and Research
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• 제39권4호
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• pp.199-205
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• 2014

중성자 검출분야에서$^3He$는 높은 중성자 검출효율 때문에 아주 많이 사용되고 있다. 하지만 2009년 초반부터 발생하고 있는 전세계적인 $^3He$의 품귀현상으로 인하여 가격이 급등하고 수급이 어려워졌기 때문에 대체 중성자 검출물질에 대한 필요성이 높아졌다. 그러므로 중성자 검출물질로 사용될 수는 있지만 $^3He$에 비해 반응효율이 낮아 중성자 검출용으로 주로 사용되지 않던 물질들을 사용하여 검출기를 제작하는 연구가 다시 활발하게 진행되고 있다. $BF_3$, $^6Li$, $^{10}B$, $Gd_2O_2S$ 등과 같은 $^3He$ 대체 물질들 중 하나인 $^{10}B$은 손쉬운 감마선 구별, 무독성, 낮은 가격 등과 같은 여러 장점으로 인하여 여러 연구그룹에서 연구되고 있다. $^{10}B$ 박막을 이용한 중성자 검출은 중성자와 반응하여 발생되는 2차 방사선을 측정하여 간접적으로 중성자를 측정하는 검출기법이다. 반응을 통해 생성된 알파입자의 비정은 고체 내에서 아주 짧기 때문에 $^{10}B$ 층은 박막 형태로 얇게 제작해야 한다. 그러므로 중성자와 박막의 반응을 통해 발생되는 알파입자의 검출효율을 증가시키기 위해서는 $^{10}B$ 박막의 두께를 얇게 제작하는 것이 중요하다. 하지만 박막의 두께를 얇게 제작하는 것은 중성자와 반응하여 생성되는 알파입자의 수집효율을 증가시키는 장점이 있지만 또한 중성자와 반응할 단면적을 감소시키는 단점이 있다. 본 논문에서는 리튬이온전지에 사용되는 초박막 극판 제조 기술을 이용하여 중성자 검출을 위한 대략 $60{\mu}m$ 두께의 얇은 $^{10}B$ 박막을 제작하였다. 그리고 전도성, 분포, 점착력, 유연성와 같은 간단한 물리적 실험을 통해 제작된 $^{10}B$ 박막의 물성을 확인하였다. 또한, 제작된 $^{10}B$ 박막을 사용하여 중성자 모니터링을 위한 비례계수기 제작하고 이를 이용하여 한국원자력연구원의 중성자 조사시설의 중성자 파고 스펙트럼을 측정하였다. 또한, 중성자 검출효율을 증가시킬 수 있는 방법 중 하나인 다층 박막을 이용한 중성자 측정 방법을 이용하여 박막 층수에 따른 중성자 검출효율의 변화를 몬테칼로 전산모사 기법을 이용하여 계산하였고 실험을 통해 박막층의 증가에 따른 신호변화를 측정하였다.

• 대한방사선기술학회지:방사선기술과학
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• 제40권4호
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• pp.633-638
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• 2017

방사선 진료기술의 발전에 따라 의료분야에서 발생하는 방사성폐기물이 급속히 증가하고 있다. 최근의 경향을 보면, 갑상선암 진료 목적의 I-131을 비롯하여 PET/CT 조영제로 사용하는 F-18, 핵의학검사에 폭 넓게 적용하는 Tc-99m 등의 방사성동위원소 사용이 일반화 되고 있다. 사용과정에서 이러한 핵종에 오염된 방사성폐기물이 발생하게 되는데, 일정기간 보관한 후에 방사능이 규제해제(Clearance) 수준으로 감쇠하면 소각 등의 방법으로 자체처분하게 된다. 국제원자력기구(IAEA)에서는 $10{\mu}Sv/y$의 개인선량 및 1man-Sv/y의 집단선량과 함께 핵종별 농도에 근거하여 방사성폐기물의 규제해제기준을 제시하였다. 이 연구에서는 IAEA의 핵종별 방사능농도기준에 따른 규제해제 시점을 확인하기 위하여, Tc-99m과 방사화학상유사한 성질을 가지고 있는 Re-186 관련 방사성폐기물을 수집하여 방사능을 측정하였다. Re-186은 반감기가 3.8일로 방사성의약품으로는 비교적 길고, 베타선 및 감마선을 방출하여 방사성의약품 치료와 영상에 모두 사용된다. Re-186 사용과 관련하여 발생하는 오염된 일회용장갑(Poly Glove)의 방사능측정을 위하여 다중파고분석기(Multi Channel Analyzer; MCA)를 이용하였으며, 이를 위하여 표준물질을 제작하여 MCA를 교정한 이후 감마방사능 측정절차에 따라 수행하였다. 측정결과를 근거로 방사능 감쇠 유도식을 산출하여 이론식과 대비하여 고찰하였는바, Re-186 핵종의 유도반감기(3.6일)는 이론적 반감기(3.8일)에 비해 다소 짧은 것으로 나타났다. 따라서 측정결과에 근거한 유도반감기를 적용한다면, 다소 줄어든 기간 동안 Re-186 핵종 폐기물을 보관하였다가 자체처분을 할 수 있을 것으로 확인하였다. 이 연구 결과는 현재 추진하고 있는 국제표준화기구(International Organization for Standardization) 국제표준에 포함될 예정이다.

• 한국식품위생안전성학회지
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• 제3권4호
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• pp.225-232
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• 1988

김치 저장기간 연장 목적으로 숙성된 김치에 1, 3, 5, kGy 의 감마선을 조사하고 $5^{\circ}C$에 저장하면서 미생물 생육, 이화학적 특성, 관능적 기호성 시험을 수행한 결과는다음과 같다. 1. 미생물 생육시험에서 호기성 세균은 저장 초기에 증가하나 젖산균의 증식과 함께 감소하는 경향이며, 방사선 조사에 의해 호기성 세균과 젖산균이 1~3log cycles 정도 감균되었다. 3kGy 조사구는 저장 90일에도 젖산균 수가 $1.3{\times}10^{8}/ml$ 정도로 낮았다. 대장균군과 곰팡이는 $2.0{\times}10^{4}/ml과\;5.4{\times}10^{2}/ml$ 정도 오염되었으나 3kGy 이상 조사로서 완전 사멸되었고, 비조 사구와 1kGy 조사구도 저장 20일 이후부터는 생육이 없었다. 효모는 $3.5{\times}10^{3}/ml$ 이든 것이 비조사구는 저장 90일에 $5.6{\times}10^{4}/ml$로 증식되었고 3kGy 조사구는 저장 90일에도 $6.5{\times}10^{2}/ml$로 낮았다. 2. 이화학적 특성변화에서 비조사구는 저장 45일에 pH, 산도, 휘발성 산이 각각 4.0, 0.7%와 0.066%였으나, 3kGy 조사구는 저장 90일에도 pH가 4.2, 산도가 0.59%, 휘발성 산이 0.06% 정도로 낮았다. 환원당을 모든 시험구에서 전 저장기간을 통해 산도의 증가와 반비례적으로 감소하였으나 방사선 조사구는 그 변화가 적었다. 조직 변화에서는 저장 기간의 경과와 함께 3kGy 조사구가 가장 우수하였다. 3. 관능검사에 의한 ralcl의 종합적 품질평가에서 3kGy 조사구는 비조사구에 비해 2개월 이상의 저장기간을 연장할 수 있었다.

• 한국방사선학회논문지
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• 제14권3호
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• pp.203-209
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• 2020

본 연구는 렉셀 감마나이프 퍼펙션 모델에서 다양한 무게를 가진 자동환자이송장치의 안정성 즉 정렬됨 평가를 위함이다. 퍼펙션 자동환자이송장치의 정렬됨을 평가하기 위해서 부산, 경남 소재 3개 대학병원에서 교정된 서비스 다이오드 테스트 도구를 사용하여 다중 빔의 방사선 초점과 감마나이프 교정 중심점의 일치성에 대한 방사상 편차 △r을 측정하여 평균하였다. 자동환자이송장치 상에 무게 없이 모든 콜리메이터 4, 8, 16 mm에 대한 중심 다이오드에 조사와 4 mm 콜리메이터에 대한 짧은 다이오드와 긴 다이오드에 조사한 경우를 살펴보면 중심 다이오드에 4, 8, 16 mm 콜리메이터 각각 조사 시 검증 차이 즉 방사상 편차의 평균은 각각 0.058 ± 0.023, 0.079 ± 0.023, 0.097 ± 0.049 mm로 나타났고, 중심 다이오드, 짧은 다이오드와 긴 다이오드에 4 mm 콜리메이터 조사 시 방사상 편차의 평균은 각각 0.058 ± 0.023, 0.078 ± 0.01, 0.070 ± 0.023 mm로 나타났다. 무게 없이 짧은 다이오드와 긴 다이오드에 8, 16 mm 조사 시 방사상 편차의 평균은 각각 0.07 ± 0.003(8 mm sd), 0.153 ± 0.002 mm(16 mm sd)와 0.031 ± 0.014(8 mm ld), 0.175 ± 0.01 mm(16 mm ld)로 측정되었다. 다양한 무게 50 ~ 90 kg을 자동환자이송장치에 올린 경우 4, 8, 16 mm에 대한 중심 다이오드에 조사 시 방사상 편차의 평균은 각각 0.061±0.041 ~ 0.075±0.015, 0.023±0.004 ~ 0.034±0.003, 0.158±0.08 ~ 0.17±0.043 mm를 나타냈다. 또한 동일한 상황에서 4, 8, 16 mm에 대한 짧은 다이오드에 조사 시 방사상 편차의 평균은 각각 0.063±0.024 ~ 0.07±0.017, 0.037±0.006 ~ 0.059±0.001, 0.154±0.03 ~ 0.165±0.07 mm로 나타났다. 그리고 4, 8, 16 mm에 대한 긴 다이오드에 조사 시 방사상 편차의 평균이 각각 0.102±0.029 ~ 0.124±0.036, 0.035±0.004 ~ 0.054±0.02, 0.183±0.092 ~ 0.202±0.012 mm로 측정되었다. 수행된 모든 검증 결과는 제조사의 허용 편차 기준에 적합함을 확인할 수 있었다. 실제 치료 환경을 흉내 낸 자동환자이송장치에 올린 다양한 무게에 따른 정렬됨의 측정 결과 무게 의존성은 무시할 수 있음을 알 수 있었다. 저자들은 다양한 무게에 따른 자동환자이송장치의 검증 테스트가 렉셀 감마나이프 퍼펙션의 통상적인 정도관리를 위하여 적합한 것으로 확인하였다.

• International Journal of Contents
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• 제8권2호
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• pp.60-66
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• 2012

This study was designed to detect and measure the concentration of radioactivity of natural radionuclides ($^{238}U$, $^{232}Th$, $^{40}K$) and artificial radionuclides ($^{137}Cs$, $^{60}Co$) present in the drinking water of the city of Busan and surrounding areas in South Korea, and also to measure the absorbed dose of radiation caused by these elements in the residents so as to help better manage the risk that these radionuclides pose in the future. For the purposes of the study, a total of 42 samples of water were collected from three key water sources (19 samples of groundwater, 4 samples of tap water, and 19 samples of surface water) and their contents were analyzed for radioactivity concentration. The results revealed that two natural radionuclides, $^{238}U$ and $^{232}Th$, exist in the groundwater with an average concentration of radioactivity of 3.34 Bq/L and $8.28{\times}10^{-5}Bq/L$ respectively, while the surface water was found to contain the same two radionuclides with mean concentrations of 0.849 Bq/L and $1.103{\times}10^{-4}Bq/L$ respectively. In addition, of the 19 samples of the groundwater, $^{137}Cs$ was found in eight of them and $^{60}Co$ was detected in ten. Of the four samples of the tap water, $^{137}Cs$ was detected in all samples and $^{60}Co$ was detected in three. Both $^{137}Cs$ and $^{60}Co$ were detected in all 12 samples of surface water. As far as $^{40}K$ is concerned, this element was detected in three of the 19 groundwater samples, but was not detected in any surface or tap water sample. In addition, the absorbed dose of $^{238}U$ from the groundwater was $7.94{\times}10^{-8}Sv/y$, while the absorbed dose of $^{232}Th$ from the surface water was $9.33{\times}10^{-13}Sv/y$. The absorbed dose of $^{137}Cs$ from the tap water was $7.33{\times}10^{-5}Sv/y$, while the absorbed dose of $^{60}Co$ from the surface water was the highest at $4.23{\times}10^{-6}Sv/y$.

• 대한핵의학회지
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• 제25권2호
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• pp.286-293
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• 1991

$^{123}I$, which is applied for the thyroid and other in vivo kinetic study, has a special role in life sciences. The 159 KeV $\gamma-ray$ from $^{123}I$ is almost ideally appropriate for the current imaging instrumentation. Its decay mode (electron capture) and short half-life (13.3 hr) reduced the burden of radiation dose to the patients, and its chemical property makes it easy to synthesize the labelling compounds. In this experiment, the production of $^{123}I$ via the nuclear reaction $^{124}Te(p,2n)^{123}I$ with 28 MeV protons was sutdied. $TeO_2$ is used as a target material, because it has good physical properties. The target was prepared with $TeO_2$ powder and was molten into a ellipsoidal cavity (a=14 mm, b=10 mm, $270.8mg/cm^2$ thick) of pure platinum. The irradiation was carried out in the external proton beam with incident energies range from 28 MeV to 22 MeV, and current was $30{\mu}A$. The loss of $TeO_2$ target was significantly reduced by using $4\pi-cooling$ system in irradiation. The dry distillation method was adopted for the separation of $^{123}I$ from irradiated target, and when it was kept 5 minutes at $780^{\circ}C$, its result was quantitative. The loss of the target material $(TeO_2)$ was below 0.2% for each production run and $^{123}I$ from the dry distillation apparatus was captured with 0.01 N NaOH in $Na^{123}I$ form, then the pH of the solution was adjusted to $7.5\sim9.0$ with HC1/NaOH. The $Na^{123}I$ solution was passed through $0.2{\mu}m$ membrane filter, and sterilized under high pressure and temperature for 30 minutes. The production of $^{123}I$ is acceptable for clinical application based on the quality of USP XXI.

• 한국식품과학회지
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• 제43권1호
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• pp.30-38
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• 2011

대부분의 고분자 분쇄 처리는 WVP에 영향을 주지 않았고, 일부 조건에서 WS를 개선시켰으나 그 개선 정도가 변수 크기와 직접적으로 관계되지 않았다. 인장특성의 경우에도 대부분의 처리들에 의해 개선되지 않았으며, 초음파 처리의 경우에는 오히려 인장특성을 저하시키기도 하였다. 고분자 분쇄가 DMM 필름의 특성에 영향을 미칠 것이라고 가설을 세웠지만 향 프로파일을 제외한 DMM 필름의 특성들이 본 연구에서 사용된 조건에서의 고분자 분쇄 처리에 의해 대체적으로 크게 영향을 받지 않았다. 또한 필름의 물리적 특성의 변화에 미치는 그 영향 정도가 고분자 분쇄의 공정 변수 크기에 의해 결정될 것이라고 예상했지만, 초음파와 방사선으로 처리된 탈지 겨자씨 필름은 공정 변수의 크기와 필름의 특성들 간에 상관관계가 없었다는 것을 알아내었다. 이것은 아마도 순수한 단일 생고분자로 구성된 필름의 고분자 네트워크와 복합 생고분자로 구성된 농산물 가공 부산물인 탈지 겨자씨 필름의 고분자 네트워크의 차이 때문이라고 사려된다. 이 연구의 결과를 통해 단일 생고분자 필름의 특성 개선을 위해 사용되는 고분자 분쇄 기술과 처리 변수들의 값들이 복합 생고분자인 탈지 겨자씨 필름에는 그 필름의 특성 개선에 효율적으로 적용되지 않는다는 것이 규명되었다. 이 결과는 다른 복합 생고분자(농산물 가공 부산물)로 가식성 필름을 제작 시 본 연구에 사용된 고분자 분쇄 처리들이 그 필름의 물리적 특성들을 개선하는데 효과적이지 않을 수 있다는 가능성을 말해주기도 한다. 차후 탈지 겨자씨 필름의 특성을 개선하기 위해서 다른 고분자분쇄 기술(예, high pressure homogenization)을 이용해보거나 composite 필름을 제조할 수 있을 것이다.

• 한국조명전기설비학회지:조명전기설비
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• 제1권2호
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• pp.57-61
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• 1987

원자력 산업에서 사용되고 있는 모든 재료의 특성은 방사선조사에 의한 손상효과로 변하게 된다. 본 연구에서는 저항과 콘덴서의 직.병렬회로에서의 방사선조사에 의한 전기적 특성이 여하히 변화되는가를 연구하였다. 연구결과 얻어진 주요 결론은 다음과 같다. 1. R-C 직렬회로에서 조사선량이 $10^6[r]$까지는 임피던스변화율이 증가되다가 그 이상의 조사선량에서는 포화상태에 이르게 되는데 포화상태에서의 증가율은 1.25[%]정도이었다. 2. R-C 직렬회로에서 조사선량이 $10^6[r]$ 까지는 증가변화율이 감소되다가 그 이상의 조사선량에서는 포화상태에 이르게 되는데 감소율은 0.5[%]정도이었다. 3. R-C 병렬회로에서는 방사선량이 $10^6[r]$까지는 임피던스변화율이 증가되다가 그 이상의 방사선량에서는 포화상태에 이르게 되는데 증가율은 0.5[%]정도이었다. 4. R-C 병렬회로에서는 방사선량이 $10^6[r]$까지는 감소되다가 그 이상의 방사선량에서는 포화상태에 이르게 되는데 감소율은 1.3[%]정도이었다.

• 한국식품과학회지
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• 제14권2호
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• pp.136-140
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• 1982

방사선(放射線)에 의한 홍삼(紅蔘) 및 백삼분말(白蔘粉末)의 살균방법(殺菌方法)을 실용화(實用化)하기 위하여 $^{60}Co$ 감마선(線)을 0.1, 0.3, 0.5, 0.7, 1.0, 2.0 Mrad 조사(照射)하고 부탄올 추출물 (조(粗)사포닌) 및 50% 에탄올추출물 수율(收率)과 조사선량(照射線量)에 따른 사포닌의 pattern변화(變化), 홍삼(紅蔘) 및 백삼분말(白蔘粉末)의 이화학적(理化學的) 특성(特性)과 외관품질(外觀品質)을 실험(實驗)한 결과(結果)는 다음과 같다. 1. 부탄올(조(粗)사포닌 추출(抽出))과 50% 에탄올에 의한 추출율(抽出率)은 선량(線量)이 증가(增加)함에 따라서 약간씩 증가(增加)하였다. 2. HPLC에 의한 조(粗)사포닌의 pattern은 선량(線量)에 따라서 변화(變化)가 거의 없었다. 3. 50% 에탄올 추출물에 대한 색도변화(色度變化)는 선량(線量)에 따라서 별차이(別差異)가 없었다. 4. 환원당량(還元糖量)은 선량(線量)에 따라서 큰 차이(差異)가 없었으며 1 Mrad 이상(以上)에서는 약간 증가(增加)하였다. 5. 일반성분(一般成分) 및 아미노태(態) 질소(窒素)는 선량(線量)에 따라서 변화(變化)가 없었다. 6. 홍삼(紅蔘) 및 백삼분말제품(白蔘粉末製品)의 선량(線量)에 따른 색도변화(色度變化)는 육안적(肉眼的)으로는 차이(差異)가 없었으나 기계적(機械的) 측정(測定)으로서는 약간의 차이(差異)가 있었다. 7.인삼분말(人蔘粉末)에 대(對)한 1 Mrad 이하(以下)의 방사선(放射線) 조사(照射)는 안전(安全)하다고 생각된다.