• 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.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제56권10호
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• pp.4007-4017
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• 2024

In the city centre of Isparta, located in the southwestern part of Türkiye, indoor radon concentrations and gamma dose rate levels were observed above the world and country averages. For this reason, the determination of the natural radioactivity levels in soil samples of Isparta province is of great interest. In the present study, the activity concentrations of radionuclides (namely ²²⁶Ra,²³²Th, ⁴⁰K and ¹³⁷Cs) were investigated in the soil samples collected from 72 different points including the city centre and 12 towns of Isparta by using a gamma spectrometer with a high-purity germanium (HPGe) detector. The activity concentrations of ²²⁶Ra,²³²Th, ⁴⁰K and ¹³⁷Cs radionuclides in the samples were found in the range of 4.08 ± 0.39-69.84 ± 1.43 Bqkg^-1, 2.63 ± 0.28-65.66 ± 1.41 Bqkg^-1, 44.48 ± 3.17-452.38 ± 9.65 Bqkg^-1 and 0.28 ± 0.18-19.10 ± 0.61 Bqkg^-1 respectively. The averages of all the measurements were determined as 15.69 ± 0.72 Bqkg^-1 for 226Ra, 15.40 ± 0.78 Bqkg^-1 for ²³²Th, 210.60 ± 6.22 Bqkg^-1 for ⁴⁰K and 3.44 ± 0.31 Bqkg^-1 for ¹³⁷Cs. Although these values were below the country and world averages, it was revealed that the ²²⁶Ra and ²³²Th activity concentrations in the city centre exceeded the national and world averages. In addition, radiological risk maps of the analysed radionuclides were produced for the first time, covering all towns within the Isparta province. To evaluate the radiological hazards resulting from natural radionuclides, external hazard index (Hex), absorbed dose rate (D), annual effective dose equivalent (AEDE), male and female lifetime cancer risk (LCR) values were also calculated. The outcomes of this study revealed that all the radiological parameter averages for Isparta were lower than the world and country averages but the calculation results for the city centre displayed the opposite of this situation except for the external hazard index.

• Journal of Radiation Protection and Research
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• 제41권2호
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• pp.87-91
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• 2016

Background: A hand-held detector for an emergency response was developed for nuclide identification and to estimate the information of the ambient dose rate in the scene of an accident as well as the radioactivity of the contaminants. Materials and Methods: To achieve this, the most suitable sensor was first selected as a cadmium zinc telluride (CZT) semiconductor and the signal processing unit from a sensor and the signal discrimination and storage unit were successfully manufactured on a printed circuit board. Results and Discussion: The performance of the developed signal processing unit was then evaluated to have an energy resolution of about 14 keV at 662 keV. The system control unit was also designed to operate the CZT detector, monitor the detector, battery, and interface status, and check and transmit the measured results of the ambient dose rate and radioactivity. In addition, a collimator, which can control the inner radius, and the airborne dust sampler, which consists of an air filter and charcoal filter, were developed and mounted to the developed CZT detector for the quick and efficient response of a nuclear accident. Conclusion: The hand-held CZT detector was developed to make the in-situ gamma-ray spectrometry and its performance was checked to have a good energy resolution. In addition, the collimator and the airborne dust sampler were developed and mounted to the developed CZT detector for a quick and efficient response to a nuclear accident.

• 한국방사선학회논문지
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• 제6권1호
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• pp.79-82
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• 2012

요오드는 원자력 시설에서 사고가 발생할 경우 방사선 피폭을 검토할 때 고려해야 할 중요한 핵종 중 하나이다. 그러므로 체르노빌 사고 시 대기 중에는 유기물 형태의 요오드가 비유기물 형태의 요오드보다 많이 관찰되었다. 본 연구에서는 시료의 양 및 측정시간에 변화를 주었으며, 또한 $^{131}I$ 액체선원을 사용하여 증류수에 희석한 시료 및 다시마를 함께 섞은 시료를 이용하여 검출하한치를 측정 분석하였다. 방사능농도 하한치에 들어 인체에는 무해함을 확인 할 수 있었다. $^{131}I$선원의 시간이 흐를수록 카운트가 줄어듦을 알 수 있었다. 반감기를 계산해본 결과 7~9사이의 결과를 얻었고, $^{131}I$를 혼합한 시료의 경우 최고 7일이 지난 후에는 초기 조건에서 반으로 감소한다는 것을 알 수 있었다.

• 대한화학회지
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• 제21권6호
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• pp.427-433
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• 1977

강물 시료속에 함유된 크롬, 철, 란탄, 스칸듐 및 아연의 함량을 방사화 분석법으로 동시정량하는 방법을 확립하였다. 10ml의 강물 시료를 사전 처리없이 석영관 속에 밀봉한 다음 열중성자속이 $1{\times}10^{13}n{\cdot}cm^{-2}{\cdot}sec^{-1}$인 곳에서 1주일간 조사하였다. 약 2일간 냉각시킨 후 시료 속에든 원소들을 0.1M 옥신의 클로로포름용액으로 여러 pH에서 연속적으로 추출하였다. 감마선 분광분석을 위하여 유기층을 800챈널 펄스높이 분석기에 연결된 $″3\;{\times}\;3″$ NaI (T1) 검출기로 계측하였다. 본분석법에 의하여 대부분의 강물 시료에 ppb 농도범위로 함유된 이들 원소들의 정량이 가능하였다. 추적자를 써서 이들 원소의 정량적 분리를 위한 연구를 수행하였다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제5권4호
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• pp.279-285
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• 1973

생체 시료 중에 함유된 수은, 브롬, 비소 및 카드뮴을 동시에 정량하였다. 시료를 원자로에서 중성자 조사 한다음 휘발성 물질인 수은과 브롬은 중류법을 사용하여 분리한다음 감마선 분광법으로 정량하였다. 그리고 비소와 카드뮴은 양이온 교환수지를 이용하여 계속분리하여 역시 감마선 분광법으로 정량하였다. 수은, 브롬, 비소 그리고 카드뮴의 정량한계는 각각 0.002$\mu\textrm{g}$, 0.003$\mu\textrm{g}$, 0.001$\mu\textrm{g}$ 및 0.02$\mu\textrm{g}$이었다. 이 분석 방법을 사용하여 쌀및 생선시료 중의 수은, 브롬, 비소 및 카드윰을 정량하였다. 그리고 동방법을 사용하여 표준시료인 배추가루를 분석할 결과 수은이 0.046$\mu\textrm{g}$/gr, 브롬이 24.5$\mu\textrm{g}$/gr 비소가 0.17$\mu\textrm{g}$/gr이었고 카드뮴은 0.50$\mu\textrm{g}$/gr이었다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제54권8호
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• pp.2792-2800
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• 2022

In the core of the WWR-K reactor, a long-term irradiation of tristructural isotopic (TRISO)-coated fuel particles (CFPs) with a UO₂ kernel was carried out under high-temperature gas-cooled reactor (HTGR)-like operating conditions. The temperature of this TRISO fuel during irradiation varied in the range of 950-1100 ℃. A fission per initial metal atom (FIMA) of uranium burnup of 9.9% was reached. The release of gaseous fission products was measured in-pile. The release-to-birth ratio (R/B) for the fission product isotopes was calculated. Aspects of fuel safety while achieving deep fuel burnup are important and relevant, including maintaining the integrity of the fuel coatings. The main mechanisms of fuel failure are kernel migration, silicon carbide corrosion by palladium, and gas pressure increase inside the CFP. The formation of gaseous fission products and carbon monoxide leads to an increase in the internal pressure in the CFP, which is a dominant failure mechanism of the coatings under this level of burnup. Irradiated fuel compacts were subjected to electric dissociation to isolate the CFPs from the fuel compacts. In addition, nondestructive methods, such as X-ray radiography and gamma spectrometry, were used. The predicted R/B ratio was evaluated using the fission gas release model developed in the high-temperature test reactor (HTTR) project. In the model, both the through-coatings of failed CFPs and as-fabricated uranium contamination were assumed to be sources of the fission gas. The obtained R/B ratio for gaseous fission products allows the finalization and validation of the model for the release of fission products from the CFPs and fuel compacts. The success of the integrity of TRISO fuel irradiated at approximately 9.9% FIMA was demonstrated. A low fuel failure fraction and R/B ratios indicated good performance and reliability of the studied TRISO fuel.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제55권8호
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• pp.2802-2811
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• 2023

In a first-of-its-kind study, terrestrial radionuclide concentrations were measured in 35 topsoil samples from the outskirts of Dhaka using HPGe gamma-ray spectrometry to assess the radiological consequences of such a vast number of brick kilns on the plant workers, general as well as dwelling environment. The range of activity concentrations of ²²⁶Ra, ²³²Th, and ⁴⁰K is found at 19 ± 3.04 to 38 ± 4.94, 39 ± 5.85 to 57 ± 7.41, and (430 ± 51.60 to 570 ± 68.40) Bq/kg, respectively. ²³²Th and ⁴⁰K concentrations were higher than the global averages. Bottom ash deposition in lowlands, fly ash buildup in soils, and the fallout of micro-particles are all probable causes of the elevated radioactivity levels. ¹³⁷Cs was found in the sample, which indicates the migration of ¹³⁷Cs from nuclear accidents or nuclear fallout, or the contamination of feed coal. Although the effective dose received by the general public was below the recommended dose limit but, most estimates of hazard parameters surpass their respective population weighted global averages, indicating that brick kiln workers and nearby residents are not safe due to prolonged exposures to terrestrial radiation. In addition, the soil around sampling sites is found to be unsuitable for agricultural purposes.

• 한국지하수토양환경학회지:지하수토양환경
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• 제14권2호
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• pp.10-16
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• 2009

감마선 분광법을 이용하여 금강유역에 분포되어 있는 7개 기반암 지역 토양의 자연방사능 특성을 조사하였다. 우라늄계열 $^{226}$Ra, 토륨계열의 $^{228}$Ac과 비계열 핵종인 $^{40}$K와 같은 대표적인 자연방사성핵종(naturally occurring radioactive nuclide)의 비방사능 (specific activity:SA, Bq/kg)을 측정하고 비방사능 비(specific activity ratio:SAR)를 산출하여 기반암에 다른 토양에 대한 자연방사능 특성을 분석하였다. 7개 기반암지역 41지점 토양에서의 SA값은 $^{226}$Ra의 경우는 26.7-485(74.2 ${\pm}$ 72.2)Bq/kg, $^{228}$Ac은 30.9-157(90.7${\pm}$32.7) Bq/kg, 그리고 $^{40}$K는 203-1588(990${\pm}$203)Bq/kg으로 나타났다. 기반암 특성별 가장 큰 차이를 보이는 핵종은 $^{226}$Ra이었으며 특히 캠브리아기 변성퇴적암 기원의 한 지점에서는 485Bq/kg으로 평균값이 74.2Bq/kg인 다른지점들의 토양과 큰 차이를 보이고 있다. $^{226}$Ra보다는 적지만 $^{228}$ Ac의 SA값도 기반암에 다라서 다소 특성을 보이고 있었으나, $^{40}$K의 SA값의 경우는 특이한 차이가 없는 것으로 나타났다. 세 핵종간의 SAR은 $^{226}$Ra/$^{228}$Ac은 0.343-6.11(0.865${\pm}$0.883), $^{226}$Ra/$^{40}$K는 0.0258-0.759(0.0814${\pm}$0.1117),그리고 $^{228}$Ac/$^{40}$K는 0.0373-0.178(0.0945${\pm}$0.0373)로 세 핵종의 SA 특성에서 예견할 수 있었던 것과 같이 $^{226}$Ra/$^{228}$Ac, $^{226}$Ra/$^{40}$K의 SAR 특성은 토양에 다라서 얼마간 보이는 반면 $^{228}$Ac/$^{40}$K는 별다른 특성을 보이지 않았다.

• 분석과학
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• 제21권6호
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• pp.474-479
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• 2008

중국의 주요 황사발원지로 알려진 오도스 사막, 알라샨 사막, 타클라마칸 사막 및 황토고원의 표층퇴적물에 분포되어 있는 우라늄계열의 $^{226}Ra$, 토륨계열의 $^{228}Ac$과 비 계열인 $^{40}K$과 같은 지각중 대표적인 자연방사성핵종의(naturally occurring radioactive nuclide: NORN) 방사능 특성을 조사하였다. 감마선 분광법을 이용하여 NORN의 비방사능(specific activity: SA, Bq/kg)을 측정하고 비방사능 비(specific activity ratio: SAR)를 산출하여 발원지에 따른 자연방사능 특성을 분석하였다. 발원지에 따른 세 핵종의 SA값은 $^{226}Ra$의 경우 세 사막지대에서는 평균 17.9~21.9 Bq/kg으로 매우 유사한 값을 가지는 반면 황토고원에서는 평균 35.0 Bq/Kg으로 큰 차이를 나타내고 있었다. $^{228}Ac$의 경우는 오도스 사막과 알라샨 사막에서는 평균 27.1~27.2 Bq/kg으로 거의 같은 값을 가지며 타클라마칸 사막에서는 31.7 Bq/kg 그리고 황토고원에서는 49.0 Bq/kg으로 큰 차이를 나타내고 있었다. $^{40}K$의 경우는 636~943 Bq/kg 으로 네 곳의 발원지에서 특별한 차이를 나타내지 않았다. $^{226}Ra/^{228}Ac$의 평균 SAR 값에서 네 곳의 발원지에서 0.708-0.721로 거의 일정하게 나타났고 $^{226}Ra/^{40}K$과 $^{228}Ac/^{40}K$의 평균 SAR 값을 보면, 오도스와 알라샨 사막은 각각 0.0209-0.0213과 0.0287-0.0320으로 유사한 값을 나타내고 있으나 타클라마칸 사막과 황토고원 표층시료들에서의 평균 SAR 값을 보면, 0.0353, 0.0506과 0.0493, 0.0773으로 상당한 차이를 나타낸다.