• Journal of Radiation Protection and Research
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• 제26권3호
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• pp.275-279
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• 2001

In uranium enrichment plants and nuclear fuel fabrication facilities, exact measurement of fissile isotope enrichment of uranium is required for material accounting in international safeguards inspection as well as process quality control. The purpose of this study was to develop a simple measurement system which can portably be used at nuclear fuel fabrication plants especially dealing with low enriched uranium. For this purpose, a small size CZT (CdZnTe) detector was used, and the detector performance in low uranium gamma/X -rays energy range was investigated by use of various enriched uranium oxide samples. New enrichment measurement technique and analysis method for low enriched uranium oxide, so-called, 'semi-peak ratio technique' was developed. The newly developed method was considered as an alternative technique for the low enrichment and would be useful to account nuclear material in safeguarding activity at nuclear fuel fabrication facility.

• Journal of Radiation Protection and Research
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• 제35권3호
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• pp.105-110
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• 2010

고순도 반도체 감마분광시스템을 이용하여 토양 시료를 파괴하지 않고 화학 전처리 단계가 필요없는 우라늄 방사능 분석 기술을 개발하였다. 본 논문에서 제시한 방법을 이용한 분석결과와 기존에 일반적으로 사용하는 알파분광분석법(Alpha Spectrometry)의 결과를 비교하였다. 비교결과 불확도 범위 내에서 비슷한 측정값을 보였다. 따라서 본 논문에서 제시한 방법은 토양시료의 우라늄 분석에 이용될 수 있을 것이다.

• 방사선산업학회지
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• 제17권4호
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• pp.457-469
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• 2023

The clearance level by nuclide is announced by the Nuclear Safety and Security Commission. However, the clearance level of uranium existing in nature has not been announced, and research is needed. Therefore, the purpose of this study was to evaluate the clearance level of uranium nuclides appropriate to domestic conditions preliminary. For this purpose, this study selected major processes for recycling metal wastes and analyzed the exposure scenarios and major input factors by investigating the characteristics of each process. Then, the radiation dose to the general public and workers was evaluated according to the selected scenarios. Finally, the results of the radiation dose per unit radioactivity for each scenario were analyzed to derive the clearance level of uranium in metal waste. The results of the radiation dose assessment for both the general public and workers per unit radioactivity of uranium isotopes were shown to meet the allowable dose (individual dose of 10 µSv y^-1 and collective dose of 1 Man-Sv y^-1) regulated by the Nuclear Safety and Security Commission. The most conservative scenarios for volumetric and surface contamination were evaluated for the handling of the slag generated after the melting of the metal waste and the direct reuse of the contaminated metal waste into the building without further disposal. For each of these scenarios, the radioactivity concentration by uranium isotope was calculated, and the clearance level of uranium in metal waste was calculated through the radioactivity ratio by enrichment. The results of this study can be used as a basic data for defining the clearance level of uranium-contaminated radioactive waste.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제56권4호
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• pp.1372-1384
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• 2024

The discrimination of the source for xenon gases' release can provide an important clue for detecting the nuclear activities in the neighboring countries. In this paper, three machine learning techniques, which are logistic regression, support vector machine (SVM), and k-nearest neighbors (KNN), were applied to develop the predictive models for discriminating the source for xenon gases' release based on the xenon isotopic activity ratio data which were generated using the depletion codes, i.e., ORIGEN in SCALE 6.2 and Serpent, for the probable sources. The considered sources for the neighboring countries of South Korea include PWRs, CANDUs, IRT-2000, Yongbyun 5 MWe reactor, and nuclear tests with plutonium and uranium. The results of the analysis showed that the overall prediction accuracies of models with SVM and KNN using six inputs, all exceeded 90%. Particularly, the models based on SVM and KNN that used six or three xenon isotope activity ratios with three classification categories, namely reactor, plutonium bomb, and uranium bomb, had accuracy levels greater than 88%. The prediction performances demonstrate the applicability of machine learning algorithms to predict nuclear threat using ratios of xenon isotopic activity.

• 방사성폐기물학회지
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• 제18권1호
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• pp.83-90
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• 2020

흑연 동위원소 비율법(GIRM)은 비핵화 검증 도구로써 흑연감속로의 플루토늄 생산량을 예측하는데 사용된다. 원자로가 가동되면 ²³⁸U의 중성자 포획 반응에 의해 플루토늄이 생성되어 축적되고 동시에 흑연 내 불순물도 핵반응을 통해 다른 핵종으로 바뀌기 때문에 플루토늄의 생성량과 불순물의 농도는 일정한 상관 관계를 갖는다. 이러한 상관관계에도 불구하고 어느 특정 시점에서의 불순물의 농도는 불순물의 초기 농도에 의존하기 때문에 불순물의 초기 농도가 알려지지 않으면 불순물의 절대 농도만으로 플루토늄 생산량을 예측하는 것은 불가능하다. 그러나 불순물의 초기 동위원소 비율은 초기 불순물 농도에 상관없이 알려져 있기 때문에 불순물의 동위원소 비율과 플루토늄 생산량의 관계는 흑연감속로에서 플루토늄 생성량을 예측하는 유용한 도구가 될 수 있다. 흑연동위원소 비율법의 지표 원소로 Boron, Lithium, Chlorine, Titanium, Uranium 등이 이용되는 것으로 알려져 있다. 위 지표원소의 동위원소 비와 플루토늄 생성량 사이의 상관 관계가 초기 불순물 농도에 의존하지 않는지를 네 가지 다른 흑연 불순물 조성을 이용하여 평가하였다. ¹⁰B/¹¹B, ³⁶Cl/³⁵Cl, ⁴⁸Ti/⁴⁹Ti, ²³⁵U/²³⁸U은 흑연의 초기 불순물 농도에 상관없이 누적 플루토늄 생성량과 일관된 상관 관계를 갖는다. 이러한 원소들은 다른 원소의 핵반응에 의해 해당 원소의 동위원소가 생성되지 않기 때문이다. 반면 ⁶Li/⁷Li과 플루토늄 생성량의 상관관계는 흑연 내 불순물의 초기 농도에 의존한다. ⁷Li은 ⁶Li의 중성자 포획 반응에 의해서 생성되기도 하지만 ¹⁰B의 (n, α)반응으로도 생성되는 것이 더 지배적이기 때문에 ¹⁰B의 초기 농도가 ⁷Li의 생성량에 영향을 미치는 것이다. 따라서 Lithium은 흑연 동위원소 비율법을 위한 지표 원소로 적절하지 않음을 알 수 있다.

• 지질공학
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• 제31권4호
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• pp.659-669
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• 2021

본 연구는 다양한 지질의 지하수(대전, 청원, 춘천, 이천, 괴산 지역) 내 우라늄-238 및 라돈-222와 같은 자연방사성물질의 산출과 헬륨 동위원소와의 상관성을 해석하고, 헬륨의 기원별 혼합비를 분석하여 대수층의 지표환경과의 연관성을 추론하고자 하였다. 이를 위하여 연구지역에서 9개의 지하수 시료를 채취하여 우라늄-238, 라돈-222, ³He/⁴He 동위원소를 분석하였다. 분석결과 복운모화강암 지역의 지하수에서 우라늄-238의 농도가 218~477 ㎍ /L의 범위로 높은 함량을 보여주었다. 지하수의 ⁴He 대기-지각 혼합비와 라돈-222 함량과는 상관성 있는 경향을 보여준다. 즉, 지각기원 ⁴He비가 높을수록 라돈의 함량이 높은 경향을 보인다. 그러나 헬륨과 우라늄-238과의 상관성은 거의 보여주지 않는다. 헬륨과 라돈은 불활성기체이므로 지하환경에서 거의 유사한 거동을 보이는 반면, 무기이온인 우라늄-238과 불활성기체인 헬륨은 그들의 거동 자체가 다르기 때문이다. 대기-지각-맨틀 기원의 헬륨 혼합비를 보여주는 3He/⁴He vs ⁴He/²⁰Ne 상관관계도에서 지하수는 3개의 그룹(대기, 대기-지각혼합, 지각-맨틀 혼합)으로 구분된다. 연구결과는 헬륨의 기원별 혼합비를 통하여 지하수 대수층의 환경과 지표환경과의 상관성 해석을 위한 도구로 활용될 수 있음을 시사한다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제42권1호
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• pp.79-88
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• 2010

Spent $UO_2$ nuclear fuel discharged from a nuclear power plant (NPP) contains fission products, U, Pu, and other actinides. Due to neutron capture by $^{238}U$ in the rim region and a temperature gradient between the center and the rim of a fuel pellet, a considerable increase in the concentration of fission products, Pu, and other actinides are expected in the pellet periphery of high burnup fuel. The characterization of the radial profiles of the various isotopic concentrations is our main concern. For an analysis, spent nuclear fuels originating from the Yeonggwang-2 pressurized water reactor (PWR) were chosen as the test specimens. In this work, the distributions of some actinide isotopes were measured from center to rim of the spent fuel specimens by a radiation shielded laser ablation inductively coupled plasma mass spectrometer (LA-ICP-MS) system. Sampling was performed along the diameter of the specimen by reducing the sampling intervals from 500 ${\mu}m$ in the center to 100 ${\mu}m$ in the pellet periphery region. It was observed that the isotopic concentration ratios for minor actinides in the center of the specimen remain almost constant and increase near the pellet periphery due to the rim effect apart from the $^{236}U$ to $^{235}U$ ratio, which remains approximately constant. In addition, the distributions of local burnup were derived from the measured isotope ratios by applying the relationship between burnup and isotopic ratio for plutonium and minor actinides calculated by the ORIGEN2 code.