• Nuclear Engineering and Technology
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• 제56권6호
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• pp.2050-2056
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• 2024

Handling of radioisotopes may cause external and internal contamination to occupational workers while using radiation for medical purposes. This research aims to monitor the internal hazard of occupational workers who handle ¹³¹I. Two methods are used: in vivo or direct method and in vitro or indirect method. The in vivo or direct method was performed by assessing thyroid intake with a thyroid uptake monitoring machine. The in vitro or indirect method was performed by assessing urine samples with the help of a gamma-ray spectroscopy practice using a High-Purity Germanium (HPGe) Detector. In this study, fifty-nine thyroid counts and fifty-nine urine samples were collected from seven occupational workers who were in charge of ¹³¹I at the National Institute of Nuclear Medicine and Allied Sciences (NINMAS), Dhaka. The result showed that the average annual effective dose of seven workforces from thyroid counts were 0.0208 mSv/y, 0.0180 mSv/y, 0.0135 mSv/y, 0.0169 m Sv/y, 0.0072 mSv/y, 0.0181 mSv/y, 0.0164 mSv/y and in urine samples 0.0832 mSv/y, 0.0770 mSv/y, 0.0732 mSv/y, 0.0693 mSv/y, 0.0715 mSv/y, 0.0662 mSv/y, 0.0708 mSv/y.The total annual effective dose (in vivo and in vitro method) was found among seven workers in average 0.1039 mSv/y, 0.0950 mSv/y, 0.0868 mSv/y, 0.0862 mSv/y, 0.0787 mSv/y, 0.0843 mSv/y, 0.0872 mSv/y. Following the rules of the International Commission on Radiological Protection (ICRP), the annual limit of effective dose for occupational exposure is 20 mSv per year and the finding values from this research work are lesser than this safety boundary.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제56권7호
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• pp.2821-2827
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• 2024

This investigation developed a novel polyester composite based on the addition of zinc oxide (ZnO) of different sizes. We prepared nine samples Containing different percentages and sizes of ZnO as well as the control sample (Pol-ZnO0). The attenuation factors of Pol-micro ZnO were estimated using Phy-x software, while the HPGe detector and various gamma sources were used to experimentally measure the all-prepared composites. In terms of the two methods for micro composites, good agreement was observed. The linear attenuation coefficient (LAC) of Pol-ZnO20, Pol-ZnO40, and Pol-ZnO60, two more samples one with ZnO nanoparticles instead of microparticles, and the other with half microparticles and half nanoparticles (referenced as 0.5 M + 0.5 N) were determined. For all the Polyester composites and energies, the mixture of microparticles and nanoparticles had greater LAC values than each of the particles on their own. For example, the LAC values for the Pol-ZnO20 polymer at 1.330 MeV are 0.0836, 0.0888, and 0.0903 cm^-1 for the microparticles, nanoparticles, and mixture, respectively. The values of the prepared polymer samples' radiation protection efficiency (RPE) against energy with a thickness of 2 cm was determined experimentally. The Pol-ZnO60 0.5 M + 0.5 N sample has the highest RPE out of all the samples, followed by its nanoparticle counterpart, and then its microparticle counterpart. On the other hand, the Pol-ZnO0 sample, the polymer with no ZnO content, at all energies has the lowest RPE, followed by the three Pol-ZnO20 samples.

• Journal of Radiation Protection and Research
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• 제41권1호
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• pp.49-55
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• 2016

연구배경: 우리나라 표층토양 중 원자력 발전소 주변 지역인 울진군을 중심으로 $^{137}Cs$과 $^{90}Sr$의 분포 현황을 조사하고, 토양 속 방사성핵종의 행동에 영향을 미치는 변수들과의 상관관계를 밝힘으로써 한국토양에 발생한 $^{137}Cs$과 $^{90}Sr$의 농도에 대한 기준자료 확보와 원자력시설 주변 환경영향 평가의 강화가 목적이다. 재료 및 방법: 원자력 발전소 인근 10 km이내의 지역 14곳에서 2011년 4월 표층토양 시료를 채취하였으며, 깊이에 따른 분포 조사를 위하여 40 cm 까지의 토양을 덕구, 후정, 매화 지역에서 채취하였다. $^{137}Cs$의 농도는 HPGe 감마분광시스템으로, $^{90}Sr$의 농도는 방사평형상태의 $^{90}Y$을 기체 유동식 비례계수기로 계측하였다. 결과 및 논의: 표층토양에서 $^{137}Cs$의 방사능농도는 $<0.479-39.6Bq{\cdot}(kg-dry)^{-1}$(평균 $7.51Bq{\cdot}(kg-dry)^{-1}$), $^{90}Sr$의 방사능 농도는 $0.209-1.85Bq{\cdot}(kg-dry)^{-1}$(평균 $0.74Bq{\cdot}(kg-dry)^{-1}$)이었다. 방사능비($^{137}Cs/^{90}Sr$)는 9.67로서 전지구적 초기 방사성 낙진의 1.75보다 큰 값을 보였는데, 이는 낙진 이후 $^{90}Sr$의 심층으로의 빠른 이동성 때문이다. 깊이에 따른 분포는, 덕구와 후정의 토양에서 $^{137}Cs$ 의 농도가 표층토양에서 가장 높고 깊이가 증가할수록 급격히 지수적으로 감소하는 경향을 보였으며, $^{90}Sr$의 방사능농도는 표층 및 깊이 30 cm 부근에서 높은 값을 보였다. 표층토양 방사능 농도와 표층토양 변수들(pH, 유기물함량, 입도)과의 선형 핏팅에서는 $^{137}Cs$ 방사능과 유기물함량 사이에 상당한 상관관계(결정계수 $R^2=0.6$)가 있는 것으로 나타났다. 결론: 울진 토양의 $^{137}Cs$과 $^{90}Sr$의 방사능농도 범위는 한국 다른 지역의 값과 유사함을 확인하였고 $^{137}Cs$ 방사능과 유기물함량 사이에 상당한 상관관계를 확인하였다.

• 대한환경공학회지
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• 제38권1호
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• pp.42-46
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• 2016

환경에 존재하는 인공방사성핵종 중 방사성요오드($^{131}I$)는 주로 갑상선질환의 치료에 사용되며 환자의 배출과정을 통해 체외로 방출된다. 붕괴가 채 끝나지 않은 $^{131}I$는 환경으로 방출되어 공공수역에서 검출될 수 있다. 본 연구는 공공수역에서 검출된 $^{131}I$ 방사능 결과의 정확도 및 신뢰도에 영향을 미치는 불확도 중 계측 과정에서 발생하는 불확도에 대하여 금강수계의 실제 사례를 조사하였다. 시료는 금강권역 삽교천 수계의 하천수 및 그 상류의 하수처리장 방류수를 대상으로 하였으며, 시료량에 따른 불확도를 확인하기 위하여 각 지점의 시료를 1, 10, 20 L로 채수하였다. 채취한 시료는 시료량에 따라 전 처리를 거친 후 1 L 마리넬리 비커에 충전하여 HPGe (High Purity Germanium) 감마선 검출기를 이용하여 10,000초 단위로 계측 분석하여 계측시간 및 방사능에 따른 측정불확도를 비교하였다. 각 지점의 방사능 농도는 0.03~1.8 Bq/L로, 채취시점에 따라 차이가 있는 것으로 나타났다. $^{131}I$의 방사능 농도가 0.3 Bq/L 수준인 경우 시료량이 1 L이면 약 80,000초 계측 시까지 핵종의 존재여부를 판단하지 못하는 경우가 발생하였으나, 같은 조건에서 시료량을 증가시켜 계측한 경우 10,000초 이상의 계측시간부터 불확도 10% 범위에 포함되는 것으로 나타났다. $^{131}I$의 짧은 반감기를 고려하여 즉시 계측이 가능한 1 L 생시료 계측 방법을 사용할 수 있으나, 불확도 수준과 전처리 및 계측에 소요되는 시간을 비교하였을 때, 10 L 시료의 계측을 통해 높은 신뢰도의 측정 결과를 얻을 수 있는 합리적인 방법이라고 판단되었다.

• 분석과학
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• 제30권5호
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• pp.262-269
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• 2017

금강수계 하천 및 호소 퇴적물에 대하여 천연 방사성핵종 농도를 조사하였다. 조사의 대상이 되는 지점은 하천 17 개 지점, 호소 6 개 지점으로 총 23 개 지점이며, 하천은 2015년 9월부터 11월, 호소는 2015년 3월부터 4월까지 시료를 채취하였다. 분석 대상 핵종은 $^{226}Ra$ 계열, $^{232}Th$ 계열과 $^{40}K$ 핵종이며, 고순도 게르마늄 검출기(HPGe)를 이용하여 대상 핵종 또는 그 자핵종이 방출하는 감마선을 계측하였다. 분석 결과 하천 퇴적물 중 $^{226}Ra$계열, $^{232}Th$ 계열과 $^{40}K$의 방사성핵종 농도는 각각 $15.6{\pm}0.6$, $33.8{\pm}1.2$, $789.8{\pm}26.0Bq/kg$ 으로 나타났으며, 호소 퇴적물의 농도는 각각 $17.0{\pm}0.5$, $37.8{\pm}1.1$, $269.4{\pm}9.6Bq/kg$으로 나타났다. $^{232}Th$ 계열 방사성핵종의 농도는 퇴적물 입도와 연관성을 보였으며, 핵종의 이동 특성에 따라 $^{226}Ra$ 계열보다 높게 나타났다. $^{40}K$의 농도는 퇴적물 중 유기물 함량과 관련을 보였으며, 하천에 비하여 호소에서 낮은 농도로 조사되었다.

• 대한방사선기술학회지:방사선기술과학
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• 제37권4호
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• pp.261-265
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• 2014

10세에서 70세까지 국내 남녀를 7개 연령대별 그룹으로 구분한 후, 치아의 감마선 농도와 각 그룹별 전${\beta}$ 방사능 농도를 측정하였다. 전${\beta}$ 농도는 P10가스(아르곤 90%, 메탄 10%)를 충진한 Tennelec XLB 측정기로 측정하였으며, 감마선은 고순도 게르마늄 검출기를 사용하여 감마선분광분석법으로 측정하였다. 본 실험에서 측정된 여성의 전${\beta}$ 방사능 농도범위는 0.089~0.32 Bq/kg이었으며, 남성의 전${\beta}$ 방사능 농도범위는 0.13~0.26 Bq/kg이었다. 치아의 감마선분광분석 결과 자연방사성동위원소인 $^{40}K$, $^{208}Tl$, $^{228}Ac$ 및 $^{234}Th$가 검출되었으며, 측정된 감마선 방사선 농도는 각각 20.7, 21.9 3.88 및 5.24 Bq/kg 이었다. 본 연구 결과는 향후 후쿠시마 원전사고 등 불의의 방사선 누출 사고 등에 대비하여 정상 환경에서의 인체의 치아에 축적된 방사능 준위 데이터로 활용할 수 있을 것으로 사려된다.

• Journal of Radiation Protection and Research
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• 제24권4호
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• pp.187-193
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• 1999

국내 석탄화력발전소에서 발생되는 비산석탄회의 방사능 농도 분석을 수행하였고 재활용을 위한 방사능 함량의 유해도를 평가하였다. TBP 용매추출법과 알파스펙트로베타를 사용하여 비산석탄회에 존재하는 우라늄 동위원소($^{238}U,\;^{235}U,\;^{234}U$)의 방사능 농도를 측정하였으며, 감마스펙트로메타를 사용하여 $^{226}Ra,\;^{232}Th,\;^{40}K$ 등의 방사능 농도를 결정하였다. 우라늄 동위원소의 농도측정 결과 $^{238}U,\;^{235}U,\;^{234}U$의 방사능 농도는 평균적으로 각각 116.1, 5.01, 및 121.2 Bq $kg^{-1}$으로 나타났으며, $^{234}U/^{238}U$의 방사능 농도비는 $1.04\;{\pm}\;0.03$ 로서 자연상태의 토양중 방사능 농도 비인 1.14 와 유사하였다. 동일시료에 대한 감마측정 결과 $^{226}Ra,\;^{292}Th$ 및 $^{40}K$의 방사능 농도는 각각 $101.7\;{\sim}\;113.9,\;39.5\;{\sim}\;54.2$, 및 $315.0\;{\sim}\;990.6$ Bq $kg^{-1}$ 으로 나타났다. $^{226}Ra,\;^{292}Th$ 및 $^{40}K$ 동위원소의 농도를 사용하여 재활용 목적으로서의 비산석탄회의 방사능 함량 유해도를 평가하였고, 그 결과 본 연구의 대상물질인 비산석탄회의 방사능 함량은 허용기준치 이하로 나타났다.

• 한국해양학회지:바다
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• 제12권4호
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• pp.273-279
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• 2007

동해 남서부 해역 울릉분지 일대 대륙붕과 대륙사면에서 퇴적속도를 추정하기 위해 저배경방사능 우물형 고순도 게르마늄 감마선 검색기를 이용하여 $^{210}Pb$, $^{226}Ra$와 $^{137}Cs$를 측정하였다. 추정된 퇴적속도는 대륙붕에서 가장 높고 (0.6-1.1 cm/yr), 대륙붕의 정점 B1005로부터 외해로 갈수록 거리가 증가함에 따라 퇴적속도는 지수함수적으로 감소하여, 분지에서 0.2 cm/yr 이하로 계산되었다. $^{137}Cs$의 투과깊이을 이용하여 퇴적속도에 대한 퇴적 후 퇴적물 혼합작용의 영향을 평가한 결과, 정점 BS-1을 제외하고 다른 정점들에 대하여 퇴적속도 추정에서 생물교란의 영향이 미미하다고 판단되어, 추정된 퇴적속도는 이 지역의 퇴적속도를 잘 나타내고 있다고 판단되었다. 기존의 여러 연구들과 이 연구의 결과로부터 대한해협을 통해 공급된 퇴적물들이 한반도 동남해역 연안에 이르러 대륙붕지역에 주로 퇴적되며, 나머지는 한반도 동쪽 대륙사면과 분지에 퇴적되는 것으로 추정할 수 있다. 또한 $^{210}Pb$ 수직분포는 이 지역의 퇴적과정이 매우 복잡할 가능성을 제시한다.

• 핵의학기술
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• 제25권2호
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• pp.41-47
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• 2021

최근 사이클로트론 시설의 GMP 인증 및 핵의학과 검사 보험 미적용 등으로 인해 핵의학 검사 수가 감소함에 따라 사이클로트론도 조기에 해체될 가능성이 높다. 이에 본 연구에서는 사이클로트론 해체 시 방사성폐기물 발생량과 관련성이 높은 사이클로트론 차폐벽 내 방사성핵종을 확인하였다. 국내에는 해체가 진행중인 사이클로트론이 없으므로 사이클로트론 차폐벽 Coring이 불가능하고, 국내 모든 사이클로트론에 대한 실험을 수행하는 것은 현실적으로 불가능하다. 따라서, 대구 K대학교 병원 내 KIRAMS-13이 설치된 사이클로트론실에서 Target 진행 방향을 중심으로 총 30 곳에서 방사성핵종을 분석하였다. 본 연구에서 활용한 장비는 Thermo사의 RIIDEye이며, 측정 지점별 측정시간은 24시간으로 설정하였다. 측정 결과 일부 측정 지점에서 장반감기 방사성핵종인 Co-60과 Cs-137이 검출되었다. 또한, 가장 많은 측정 지점에서 검출된 Co-60의 방출에너지별 방사능을 확인한 결과, target 방향을 중심으로 우측 상부에서 좌측 하부로 이어지는 대각선 방향으로 방사능이 높은 것을 확인하였다. 따라서, 향후 사이클로트론 해체 전 차폐벽 coring 위치 선정 시 휴대용핵종분석기를 활용할 수 있을 것으로 예상된다. 하지만, 본 연구는 하나의 사이클로트론에 대한 실험 결과이므로 다수의 사이클로트론에 대한 추가 연구가 필요할 것으로 예상된다. 또한, 본 연구 결과는 휴대용핵종분석기를 사용한 연구결과로서 HPGe를 활용한 추가 연구를 수행하여 일치성을 확인하는 추가 연구가 필요할 것으로 판단된다. 최종적으로 다년간의 각 기관별 콘크리트 표면에서의 방사화 자료가 구축된다면, 사이클로트론 해체 준비 시 보다 정확한 방사성폐기물량을 예측할 수 있을 것으로 판단된다.

• 한국환경농학회지
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• 제37권4호
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• pp.243-250
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• 2018

본 연구는 영산강 수계에 위치한 하수처리장 및 하천 중 인공방사성핵종 $^{131}I$의 농도 분포와 하천에서 거동 평가로부터 기원을 확인하고자 수행하였다. 조사지점은 하천 중 본류 13개 및 지류 4개 지점과 하수처리장 2개 지점을 포함하여 총 19개 지점을 선정하였다. $^{131}I$ 방사능 분석은 고순도 게르마늄 검출기와 다중파고분석기로 구성된 감마분광계를 이용하여 계측하였다. 하수처리장 중 $^{131}I$ 핵종은 두 지점의 방류수에서 대부분 검출되었으나, 하천의 표층수는 2017년 상반기(MS4, MS10) 및 하반기(MS4, MS7)에만 각각 두 지점에서 검출되었다. 하수처리장 방류수 중 $^{131}I$ 농도는 각각 0.0870~3.87 Bq/L 및 MDC 이하~0.534 Bq/L, 검출된 하천 표층수는 0.0908~0.174 Bq/L 범위였다. 하천에서 $^{131}I$ 거동 평가 결과, 본류 중에서 가장 상류와 지류의 하천 지점들에서는 검출되지 않았고, 반면 하수처리장과 이들의 영향을 받는 하류의 하천 지점들에서는 지속적으로 검출되었다. 하지만 하류 하천으로 갈수록 감소하다가 불검출 되어 하수처리장과 밀접한 관계가 있었다. 이상의 결과, 하천에서 검출되는 $^{131}I$ 핵종은 하수처리장에서 유래된 것으로 의료 기원임을 확인할 수 있었다.