• 방사성폐기물학회지
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• 제7권1호
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• pp.1-7
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• 2009

본 논문은 국내에서 가동되고 있는 3개 로형의 원자로 냉각재로부터 유기 및 무기 $^{14}C$의 특성을 평가하는데 초점을 맞추었다. 주목적은 국내 원전 부지에서 환경으로 방출되는 $^{14}C$에 대한 신뢰할 만 한 특성을 평가하는데 있다. $^{14}C$는 방사성핵종 인벤토리 중 가장 중요한 핵종중의 하나로서 처분장에서의 방출 시나리오에서 가장 중요한 선량 기여 핵종중의 하나이다. $^{14}C$는 반감기가 5,730 년인 순수 베타방출체로써 환경으로의 이동성이 높을 뿐 아니라 생물학적인 유용성이 높다. 최근의 연구결과에 의하면, 유기화합물 형태의 $^{14}C$는 환원환경 하에서 원자로 냉각재내에서 주종을 이루고 있는 것으로 밝혀졌으며 그 외의 유기화합물인 formaldehyde, formic acid 및 acetate도 함께 형성되는 것으로 알려졌다. 그러나 정지화학 처 리 기간인 산성 산화환경 하에서는 산화성 탄소형태로 바뀌면서 $^{14}CO_2$나 $H^{14}CO_3^-$형으로 바뀌어 지는 것으로 나타났다. 본 연구에서는 원자력발전소의 다양한 처리계통의 시료에 대해 유기 및 무기화학형의 $^{14}C$ 농도를 측정, 평가하였다 원자로 계통 내에서의 $^{14}C$ 인벤토리는 약 3.1 GBq/kg로 나타났으며 냉각재 계통 내에서는 주로 유기화학형 이 주종을 이루고 있었으며 무기화학형은 10% 이내인 것으로 나타났다 용액중의 $^{14}C$ 측정은 기상과 액상으로 분리하여 분석하였다. 정상 운전 중에는 유기화학형의 $^{14}C$가 주종을 이루고 있지만 발전소의 배기구를 통해 방출되는 $^{14}C$의 화학형은 온도, pH, 체적제어탱크의 방출 및 정지화학 처리에 따라 화학형이 달라지고 있는 것으로 나타났다.

• 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.

• 한국방사성폐기물학회:학술대회논문집
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• 한국방사성폐기물학회 2005년도 춘계 학술대회
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• pp.110-120
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• 2005

중${\cdot}$저준위 고체폐기물의 유리고화처리 적용연구를 위하여, 현대모비스는 원자력환경기술원 및 프랑스 SGN사와 공동으로 99년 10월에 유리화 실증설비를 건설한 바 있다. 실증설비를 활용하여 모의핵종(Co, Cs)을 포함한 비방사성 이온교환수지, 잡고체 등에 대한 70여 회 이상의 실증시험 수행을 통하여, 대상폐기물을 안전하고 효과적으로 처리할 수 있음을 확인하였다. 그러나 처리공정 중 고온세라믹필터계통(High Temperature Filter : HTF)에서 발생하는 분진의 처리가 문제점으로 도출되었다. 또한 저온용융로(Cold Crucible Melter : CCM)와 HTF를 연결하는 냉각파이프는 장기간 운전시 CCM으로부터 발생한 분진이 침적되어 배관막힘의 우려가 있다. 이와 관련, 기 개발한 유리화공정에 추가하여 HTF에서 발생한 분진을 재순환하는 장치와 냉각파이프 내 침적분진을 제거하는 장치를 개발하였다. 유리화공정 중 HTF에서 발생하는 분진의 처리는 유리화설비의 감용비, 처분비용 및 유리용탕의 조절 측면에서 특히 중요하다. 분진재순환장치(Dust Recycling System : DRS)의 개념은, HTF 하단부에서 발생분진을 수거, 물과 섞어 슬러리 형태로 제조, 이송하여 CCM 내로 다시 투입함으로써 분진을 처리할 수 있도록 하였다. DRS의 주 기능은 분진 내의 모의핵종 및 주요 유리성분을 다시 CCM으로 재순환 처리하는 것이며, 이에 따라 유리용탕의 성분을 일정하게 유지하고 또한 유리배출을 용이하게 하는 데 기여한다. 또한 시멘트 고화설비 등과 같은 별도의 분진처리설비를 고려할 필요가 없다. 제진장치는 주기적으로 운전 중 가동할 경우, 냉각파이프 내의 분진침적에 의한 막힘 방지와 함께 배관 내 침적된 분진을 CCM 내로 다시 처리하는 효과를 기대할 수 있다. 유리화실증시험을 통하여 DRS와 제진장치에 대한 전체적인 성능평가를 성공적으로 수행하였으며, 운전결과 및 경험은 향후 상용설비를 위한 기본자료로 활용할 것이다.

• 한국환경농학회지
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• 제5권1호
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• pp.48-54
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• 1986

원자력산업(原子力産業)의 발달(發達)에 따라서 이들 시설(施設)로부터 방출(放出)될 수 있는 방사성물질(放射性物質)에 의한 환경오염(環境汚染)과 방사성폐기물처리(放射性廢棄物處理), 처분에 관한 문제가 야기되고 있으며 농업환경(農業環境)에서는 특히 반감기(半減期)가 긴 핵종(核種)의 토양(土壤), 식물계(植物系)를 통한 인체(人體)로의 이행경로(移行經路)가 매우 중요하다 따라서 본 연구는 답토양(畓土壤)의 이화학적특성(理化學的特性)과 점토광물(粘土鑛物)등을 고려하여 국내(國內)에 분포(分布)된 5개 토양통(土壤統)을 선정하여 $Sr^{90}$을 처리(處理)한후 pot 재배(栽培)로 수도체내(水稻體內)의 흡수(吸收)와 분포(分布)를 조사하여 다음과 같은 결과(結果)를 얻었다. 1) $Sr^{90}$은 처리량에 비례해서 수도체내(水稻體內)에 흡수량(吸收量) 증가(增加)를 보였으나 토양(土壤) 10㎏ 당(當) $40{\mu}Ci$ 처리(處理)하여도 수도(水稻)의 생육장해(生育障害)는 볼 수 없었다. 2) 수도체내(水稻體內) 부위별분포(部位別分布)에서 $Sr^{90}$ 은 잎(84.5%)에서 가장 높았고 줄기(13.5%)와 종실(種實)(2.0%) 순서로 낮은 분포를 보였고 $Sr^{90}/Ca$ 비는 잎(872)과 줄기(667)에서 높고 종실(種實)(89)에서 낮았다. 3) 수도(水稻)의 $Sr^{90}$ 흡수율(吸收率)은 $0.15{\sim}0.30%$ 범위였으며 토양(土壤) pH, 치환성양(置換性陽) ion 함량(含量)의 증가(增加)에 따라서 수도(水稻)에 의한 $Sr^{90}$ 흡수(吸收)는 감소(減少)되었으나, 토양중(土壤中) 질소, 유리물 및 점토함량(粘土含量)의 증가(增加)에 따라서는 흡수(吸收)도 증가(增加)되었고, Illite가 적고 Vermiculite가 많은 토양(土壤)에서 $Sr^{90}$흡수(吸收)가 많았다.

• 대한방사선기술학회지:방사선기술과학
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• 제27권2호
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• pp.29-33
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• 2004

1980년대 초까지 우리들은 라돈이 우리의 건강을 해친다는 생각을 하지 못하고 살아 왔다. 그러나 과학자들은 오래 전부터 우리가 사는 실내에 라돈 방사능의 위험이 도사리고 있다는 사실을 알게 되었다. 특히 우리나라에서는 라돈에 대한 위해와 인체에 미치는 영향에 대한 관심이 저조하다. 최근 들어 라돈 오염에 대한 의식을 가지고 서울 지하철의 일부 역, 학교 시설의 실내 공기, 주택 내 공기 중 라돈 문제의 중요성과 위험성에 대해 알리고 측정, 관리하는 관심을 가지게 되었다. 일반적으로 건물의 지반에서 방출된 라돈가스가 건물 바닥 갈라진 틈새 등을 통해 실내로 들어옴으로써 라돈이나 라돈낭핵종의 실내 공기 중 농도는 증가하게 된다. 따라서, 균열된 건물 바닥의 틈, 지하로부터 실내로 들어오는 상하수 파이프와 지반 사이에 틈새가 많을 수록 실내의 라돈 농도는 높아진다. 이와 같이, 라돈은 지각 뿐만 아니라 건축 자재물 상수, 취사용 천연가스 등을 통해서도 실내로 들어오지만 라돈의 85%이상은 지각으로부터 방출된 것이다. 폐암의 한 원인으로 지목 받는 라돈과 라돈 낭핵종에 의한 건강상의 위해는 토양 중 우라늄의 함량이 높은 지역과 광산의 갱내, 동굴, 주택과 같이 밀폐된 공간에서 특히 높아진다. 라돈 농도의 안전한 준위란 알 수 없으며 크든 작든 간에 항상 위험이 존재한다. 그러므로 중요한 것은 주택 및 건물 내에서 라돈의 농도를 낮춤으로써 폐암의 위험을 감소시키는 것이다. 따라서 일반 주택 라돈 농도 측정이 필요한 것으로 생각되어, 신틸레이터 라돈 모니터를 이용하여 월별로 라돈 농도를 측정하였다. 연구결과는 지상보다는 지하가 1년 내내 높게 나타났으며, 여름보다는 겨울이 높게 나타났다. 특히 미국 환경 보호청이 권고하는 주택 내 4 pCi를 넘는 달은 지하 내에서만 나타났으며, 12개월 중 4개월로 나타나 라돈 피폭 심각성을 알게 되었다. 그러므로 라돈에 관한 기준치의 설정과 규제 및 저감 대책의 마련이 시급하다는 생각이 들며, 라돈 농도 측정한 결과를 알리고자 한다.

• 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.

• 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.

• 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.

• 자원환경지질
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• 제56권2호
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• pp.125-138
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• 2023

수계 내 세슘(cesium: Cs)을 제거하기 위하여 개발된 대부분의 기존 Cs 흡착제들은 원재료 값이 고가라는 단점과, 해수와 같이 높은 이온 강도와 낮은 Cs 농도를 가지는 대규모의 오염수를 실질적으로 정화하는데 한계를 가지고 있었다. 본 연구에서는 석탄광산배수를 처리하는 과정에서 생성되는 슬러지(CMDS)에 Na와 S를 첨가하여 친환경적이고 높은 Cs 제거 효율을 가지는 Cs 흡착제를 개발하였다. Fe 및 Ca 함량이 풍부한 CMDS를 1차 소재로 사용하였고, 열처리 과정으로 Na와 S를 첨가하여 새로운 Cs 흡착제를 제조하였다(이하 본 연구에서 개발한 흡착제는 Na-S-CMDS라 명명함). Na-S-CMDS의 Cs 흡착능 및 흡착 기작을 평가하기 위해 실험실 규모의 실험과 흡착 동역학 및 등온 모델링 연구를 수행하였으며, XRF, XRD, SEM/EDS, XPS 등의 분석을 통해 Na-S-CMDS의 물리화학적, 광물학적 특성을 조사함으로써 Cs 흡착 기작을 규명하였다. 흡착 배치 실험 결과, Cs은 빠르게 Na-S-CMDS에 흡착되어 1시간 내 평형에 도달하였으며, 낮은 Cs 농도(0.5 mg/L) 조건에서도 높은 Cs 제거 효율(> 90.0%)을 보였다. 흡착 등온 모델링 결과, 단일 흡착을 가정하는 Langmuir 흡착 등온 모델에 대응되는 경향을 보였으며, 흡착 동역학 모델링 결과 흡착 경향이 유사 2차 속도(pseudo second order kinetic) 모델과 일치하는 경향을 보였고, 이러한 결과는 단순한 물리적 흡착보다 이온 교환과 같은 화학적 흡착이 우세함을 의미한다. 고농도의 Cs 용액으로 반응시킨 Na-S-CMDS의 XRF/XRD 분석 결과, Na-S-CMDS 내 Na 함량은 감소하고 흡착 전 존재하던 erdite (NaFeS₂·2(H₂O))가 관찰되지 않는 것을 통해, Na⁺과 Cs⁺ 사이에서 활발한 이온 교환 반응이 진행되었음을 알 수 있었다. XPS 분석 결과, Na-S-CMDS에서 Cs와 S 사이의 강한 결합 작용이 관찰되었으며, 이러한 Cs와 S(또는 S-복합체)내 결합에너지 감소도 Na-S-CMDS의 Cs 흡착능을 증가시키는 요인으로 판단되었다. 본 연구를 통해 기존에 폐기물로 처리되었던 석탄광산배수슬러지를 개량하여 제조한 Na-S-CMDS는 기존의 Cs 흡착제보다 제조 비용이 저렴하고, 해수 및 지하수와 같이 이온 강도는 높지만 Cs 농도가 낮은 대규모 오염 수계에서도 Cs 흡착능이 높게 유지되어, 현장에서 효과적인 Cs 흡착제로 사용할 수 있을 것으로 기대한다.