• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 1995년도 추계학술발표회논문집(2)
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• pp.893-898
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• 1995

The cumulative deposition of Pu-238 and Pu-239,240 by the end of 1994 in undisturbed for the last 40 years, was determined at 9 sites in Korea. The cumulative deposition of Pu-238 and Pu-239 ranged from 0.76 to 3.77 and from 18.42 to 101.84 $Bqm^{-2}$, respectively. The mean values of the cumulative deposition of Pu-238 and Pu-239,240 were 2.16 and 54.75 $Bqm^{-2}$, respectively. These values are close to the value of worldwide fallout. No significant contribution to the cumulative deposition of Pu-238 and Pu-239,240 originating from the Chernobyl accident was found at my site.

• Journal of Radiation Protection and Research
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• 제27권2호
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• pp.101-110
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• 2002

한국 주변 연안 15개 정점의 퇴적물(0-20 cm)에서 $^{137}Cs,\;^{90}Sr\;^{239-240}Pu$의 농도와 농도 비를 조사했다. $^{137}Cs,\;^{90}Sr\;^{238}Pu$ 및 $^{239-240}Pu$의 평균 방사능 농도는 각각 $2.24{\pm0.79\;Bq{\cdot}kg^{-1}-dry,\;0.20{\pm}0.04 Bq{\cdot}kg^{-1}-dry,\;0.009{\pm}0.005\;Bq{\cdot}kg^{-1}-dry}$ 및 $0.27{\pm}0.17\;Bq{\cdot}kg^{-1}-dry$ 이다. $^{137}Cs,\;^{90}Sr$, $^{239-240}Pu/^{137}Cs$ 및 $^{238}Pu/^{239-240}Pu$의 평균 농도 비와 $^{239}Pu/^{240}Pu$의 평균 원자 비는 각각 $11.2{\pm}2.9,\;0.123{\pm}0.053,\;0.033{\pm}0.016$ 및 $0.218{\pm}0.036$이다. 퇴적물에서 핵종의 농도 범위와 핵종간의 농도 비는 그 동안 주변국가의 퇴적물에서 조사한 값과 비슷하였다. 퇴적물에서 $^{137}Cs$ 과 $^{239-240}Pu$의 상관계수는 0.80 이다. $^{137}Cs$과 SOM, $^{239-240}Pu$과 점토 함량과의 상관계수는 각각 0.69, 0.67 이다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제56권1호
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• pp.147-159
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• 2024

Plutonium-238 has always been considered as the one of the promising radioisotopes for space nuclear power supply, which has long half-life, low radiation protection level, high power density, and stable fuel form at high temperatures. The industrial-scale production of ²³⁸Pu mainly depends on irradiating solid ²³⁷NpO₂ target in high flux reactors, however the production process faces problems such as large fission loss and high requirements for product quality control. In this paper, a conceptual design study of producing ²³⁸Pu in a multi-purpose high flux reactor was evaluated and analyzed, which includes a sensitivity analysis on ²³⁸Pu production and a further study on the irradiation scheme. It demonstrated that the target structure and its location in the reactor, as well as the operation scheme has an impact on ²³⁸Pu amount and product quality. Furthermore, the production efficiency could be improved by optimizing target material concentration, target locations in the core and reflector. This work provides technical support for irradiation production of ²³⁸Pu in high flux reactors.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제51권2호
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• pp.510-517
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• 2019

Increasing proliferation resistance of plutonium by way of increased $^{238}Pu$ content is of interest to the nuclear nonproliferation and international safeguards community. Considering the high alpha decay heat of $^{238}Pu$, increasing the isotopic fraction leads to a noticeably higher amount of heat generation within the plutonium. High heat generation is especially unattractive in the scenario of weaponization. Upon weaponization of the plutonium, the plutonium may generate enough heat to elevate the temperature in the high explosives to above its self-explosion temperature, rendering the weapon useless. In addition, elevated temperatures will cause thermal expansion in the components of a nuclear explosive device that may produce thermal stresses high enough to produce failure in the materials, reducing the effectiveness of the weapon. Understanding the technical limit of $^{238}Pu$ required to reduce the possibility of weaponization is key to reducing the current limit on safeguarded plutonium (greater than 80 at. % $^{238}Pu$). The plutonium vector evaluated in this study was found by simulating public information on Lightbridge's fuel design for pressurized water reactors. This study explores the temperature profile and maximum stress within a simple (first generation design) hypothetical nuclear explosive device of four unique scenarios over time. Analyzing the transient development of both the temperature profile and maximum stress not only establishes a technical limit on the $^{238}Pu$ content, but also establishes a time limit for which each scenario would be useable.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제50권1호
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• pp.140-144
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• 2018

Isotopic analyses of plutonium and low-enriched uranium mixtures with particle sizes of $0.6-3.3{\mu}m$ were performed using thermal ionization mass spectrometry with a continuous heating method to verify its effectiveness for the accurate analysis of minor isotopes without sample pretreatment. The mixed particles used in this study were prepared from a mixed solution of plutonium (SRM 947) and uranium (U010, $^{235}U$ 1% enriched) reference materials. The isotope ratios for plutonium in the individual mixed particles, including $^{238}Pu/^{239}Pu$, $^{241}Pu/^{239}Pu$ as well as $^{240}Pu/^{239}Pu$, and $^{242}Pu/^{239}Pu$, were in good agreement with the certified values despite the isobaric interference of $^{238}U$ and $^{241}Am$. The isotope ratios for uranium in the mixed particles also agreed well with the certified values within the range of error. However, the isotope ratios for minor isotopes, such as $^{234}U$ and $^{236}U$, in the particles with diameters of less than approximately $1.8{\mu}m$ could not be measured because numbers of $^{234}U$ and $^{236}U$ atoms in analyzed particles are too low. These results indicate that thermal ionization mass spectrometry with a continuous heating method is applicable for the analysis of trace amounts of plutonium isotopes, including $^{238}Pu$ and $^{241}Pu$, despite the presence of the respective isobars $^{238}U$ and $^{241}Am$ in the microsamples.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제42권1호
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• pp.89-96
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• 2010

This paper describes the methodology of calculating the internal dose conversion coefficient in order to assess the radiological impact on non-human species. This paper also presents the internal dose conversion coefficients of 25 radionuclides ($^3H,\;^7Be,\;^{14}C,\;^{40}K,\;^{51}Cr,\;^{54}Mn,\;^{59}Fe,\;^{58}Co,\;^{60}Co,\;^{65}Zn,\;^{90}Sr,\;^{95}Nb,\;^{99}Tc,\;^{106}Ru,\;^{129}I,\;^{131}I,\;^{136}Cs,\;^{137}Cs,\;^{140}Ba,\;^{140}La,\;^{144}Ce,\;^{238}U,\;^{239}Pu,\;^{240}Pu$) for domestic seven reference animals (roe deer, rat, frog, snake, Chinese minnow, bee, and earthworm) and one reference plant (pine tree). The uniform isotropic model was applied in order to calculate the internal dose conversion coefficients. The calculated internal dose conversion coefficient (${\mu}Gyd^{-1}$ per $Bqkg^{-1}$) ranged from $10^{-6}$ to $10^{-2}$ according to the type of radionuclides and organisms studied. It turns out that the internal does conversion coefficient was higher for alpha radionuclides, such as $^{238}U,\;^{239}Pu$, and $^{240}Pu$, and for large organisms, such as roe deer and pine tree. The internal dose conversion coefficients of $^{239}U,\;^{240}Pu,\;^{238}U,\;^{14}C,\;^3H$, and $^{99}Tc$ were independent of the organism.

• 대한화학회지
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• 제27권4호
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• pp.279-286
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• 1983

몇가지의 알파입자를 방출하는 핵종, 즉 악티늄족 원소들, $^{207}Bi$ and $^{210}Po$을 전해석출하는 장치를 만들었다. 스텐레스 원판으로된 환원전극에 이 동위원소들을 석출했으며(석출부분 직경=18mm), 산화전극으로는 백금선을 썼다. 전해질로 염화암모늄을 쓰고, 초기 pH=4, 염소이온농도=0.6M이하, 용액부피=15ml로 하여 1.5암페어(전류밀도=0.59A/$cm^2$)의 전류를 100분간 흘려주어 98.3%의 석출 회수율과 ${\pm}$0.7%의 재현도를 얻었다. 석출된 시료의 알파스펙트럼을 측정한 결과 에너지 분리도로서 $^{210}Po=18.3keV, ^{234}U=21.8keV$ 및 $^{239}Pu=36.0keV$인 반치전폭(full width at half maximum)을 얻었다. 국산 천연우라늄(충북·괴산) 시료를 전해석출하여 그의 알파스펙트럼을 구한 결과 $^{238}U\;:\;^{234}U\;=\;:\;6.1{\times}10^{-5}$을 얻었으며 $1.8{\sim}10^{13} neutrons/cm^2{\cdot}sec$인 중성자속으로 144일 동안 쪼여준 238U 시료를 전해석출하여 그의 알파스펙트럼을 구한 결과 $^{238}U\;:\;^{239}Pu\;:\;241Am\;=\;100\;:\;0.0263\;:\;5.20{\times}10^{-5}$을 얻었다. 조사시료중의 $^{238}U$에 대한 본실험의 정량결과는 고체형광측정법 및 질량 스펙트럼법에 의한 결과들과 상대오차 1.6% 이내에서 일치하였으며, $^{239}Pu$의 경우는 음이온교환분리-알파스펙트럼 측정 및 삼불화테노일아세톤(thenoyltrifluoroacetone)을 쓴 용매추출-알파스펙트럼 측정에 의한 정량결과들과 상대오차 ${\pm}$4.0%이내에서 일치하였다.

• 한국해양환경ㆍ에너지학회지
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• 제4권1호
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• pp.3-13
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• 2001

황해의 주요 인공방사성 핵종인 /sup 137/Cs, /sup 239.240/Pu, /sup 238/Pu, /sup 90/Sr의 분포 특성을 규명하기 위하여, 동계 및 춘계의 해양 관측을 실시하여 시료를 채집하였다. 표층 시료 (100리터)는 양수 펌프를 이용하였고, 10m 이하 수심에서는 대용량 해수채수기를 이용하였다. 표층수의 인공방사성 핵종들의 농도 범위는 /sup 137/Cs이 1.78～3.38 mBq kg/sup -l/, /sup 239.240/Pu은 2.17～13.35 μBq kg/sup -l/, /sup 90/Sr이 1.97～3.96 mBq kg/sup -1/이었다. /sup 239.240/Pu의 경우 양자강 하구 인접 해역 (61～83 μBq kg/sup -1/)에 비해서 약 1/10 수준으로 낮았다. 표ㆍ저층수간에 수직별 /sup 239.240/Pu 농도는 3.0 μBq kg/sup -1/ 이내로 작다. 이것은 수심이 얕고, 입자성부유물질 농도가 상대적으로 높은 황해의 경우 /sup 239.240/Pu이 스카벤징에 의해 가라앉아 해저퇴적물에 빨리 축적되기 때문이다. 대기낙진 형태로 입력된 /sup 239.240/Pu중 약 0.7～0.9 % 정도만 해수에 머무른다. 인공방사성 핵종 비는 /sup 239.240/Pu//sup 137/Cs 및 /sup 137/Cs//sup 90/Sr 비는 각각 0.001-0.005, 0.79～l.65 범위로서, 대기경로가 인공방사성핵종의 유일한 공급원인 대양과 유사함으로서, 환해 해수의 인공방사성 핵종 기원은 대기 낙진이 우세함을 가리킨다.

• 한국방사성폐기물학회:학술대회논문집
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• 한국방사성폐기물학회 2005년도 춘계 학술대회
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• pp.248-254
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• 2005

본 연구에서는 음이온 교환수지와 Sr-Spec 수지를 사용하여 $^{90}Sr,\;^{241}Am$ 및 Pu 동위원소들에 대하여 축차적으로 분리하는 정량법을 제시하였다. Pu 동위원소는 음이온 교환수지를 이용하여 분리하였다. 아메리슘 및 스트론튬은 옥살산 공침법을 사용하여 토양 메트릭스 성분으로부터 분리하였다. 아메리슘은 철공침법을 사용하여 스트론튬으로부터 분리한후 음이온 교환수지를 사용하여 란탄나이드 성분으로부터 순수분리하였다. 스트론튬은 Sr-Spec 수지를 사용하여 순수분리하였다. Pu 및 Am 동위원소는 알파스펙트로메타로 정량하였고 Sr-90은 액체섬광계수기를 사용하여 베타선을 측정하였다. 본 연구에서 고찰된 $^{90}Sr,\;^{241}Am$ 및 Pu 동위원소 분석법을 IAEA 기준시료에 적용하여 분석법의 타당성을 검증하였다.

• 분석과학
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• 제18권6호
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• pp.469-474
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• 2005

본 연구에서는 음이온 교환수지와 Sr-Spec 수지를 사용하여 토양중 $^{90}Sr$, $^{241}Am$ 및 Pu 동위원소들에 대하여 축차적으로 분리하는 정량법을 제시하였다. 플루토늄은 음이온 교환수지를 이용하여 분리하였고, 아메리슘 및 스트론튬은 옥살산 공침법 및 Sr-Spec 수지를 사용하여 순수 분리하였다. Pu 및 Am 동위원소는 알파 스펙트로메트리법으로 정량하였고, Sr-90은 액체섬광계수기를 사용하여 정량하였다. 본 연구에서 고찰된 $^{90}Sr$, $^{241}Am$ 및 Pu 동위원소 분석법을 IAEA 기준시료에 적용하여 분석법의 타당성을 검증하였다.