• Journal of Ginseng Research
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• 제48권3호
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• pp.323-332
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• 2024

Background: Studies have reported that the combination of two or more therapeutic compounds at certain ratios has more noticeable pharmaceutical properties than single compounds and requires reduced dosage of each agent. Red ginseng and velvet antler have been extensively used in boosting immunity and physical strength and preventing diseases. Thus, this study was conducted to elucidate the skin-protective potentials of red ginseng extract (RGE) and velvet antler extract (VAE) alone or in combination on ultraviolet (UVB)-irradiated human keratinocytes and SKH-1 hairless mice. Methods: HaCaT cells were preincubated with RGE/VAE alone or in combination for 2 h before UVB (30 mJ/cm²) irradiation. SKH-1 mice were orally given RGE/VAE alone or in combination for 15 days before exposure to single dose of UVB (600 mJ/cm²). Treated cells and treated skin tissues were collected and subjected to subsequent experiments. Results: RGE/VAE pretreatment alone or in combination significantly prevented UVB-induced cell death, apoptosis, reactive oxygen species production, and DNA damage in keratinocytes and SKH-1 mouse skins by downregulating mitogen-activated protein kinases/activator protein 1/nuclear factor kappa B and caspase signaling pathways. These extracts also strengthened the antioxidant defense systems and skin barriers in UVB-irradiated HaCaT cells and SKH-1 mouse skins. Furthermore, RGE/VAE co-administration appeared to be more effective in preventing UVB-caused skin injury than these extracts used alone. Conclusion: Overall, these findings suggest that the consumption of RGE/VAE, especially in combination, offers a protective ability against UVB-caused skin injury by preventing inflammation and apoptosis and enhancing antioxidant capacity.

• 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.

• Journal of Radiation Protection and Research
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• 제22권1호
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• pp.35-46
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• 1997

$CO_2$ 흡수제와 액체섬광계수기를 이용하여 간단하고 정밀한 $^{14}C$ 정량법을 개발하였다. 또한, 대기 및 생물시료중 $^3H$ 및 $^{14}C$ 동시포집을 위한 대기시료 포집장치 및 연소장치를 개발하였다. 본 연구에서 개발한 대기중 $CO_2$ 포집장치의 포집율은 73-89%였으며 연소장치의 연소율은 97%를 나타내었다. 측정시료 조제시 흡수제와 섬광체와의 최적 혼합비는 1:1 였으며 측정시료중 $^{14}C$의 비방사능 농도는 시료조제 후 70일까지 변화하지 않고 매우 안정한 상태를 유지하였고 검출하한치는 0.025 Bq/gC로써 자연준위의 $^{14}C$ 분석에도 활용 가능하였다. 또한, 본 분석법에 의한 $^{14}C$ 분석결과는 벤젠합성범에 의한 결과와 ${\pm}6%$ 오차범위 내에서 상호간 잘 일치하였다. 본 연구에서 검토한 방법을 이용하여 1996년 10월 대전지역 대기중 $^{14}C$의 비방사능을 측정한 결과 0.26-0.27 Bq/gC의 범위로써 전형적인 자연준위를 나타내었다. 한편, 월성 원자력발전소로부터 lkm 떨어진 지점에서의 대기중 $^{14}C$C 비방사능은 $0.54{\pm}0.03$ Bq/gC였으며, 솔잎 및 채소류중 $^{14}C$의 비방사능은 각각 0.56-0.67 Bq/gC 및 0.23-1.41 Bq/gC의 농도범위를 나타내었다.

• Journal of Radiation Protection and Research
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• 제6권1호
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• pp.25-30
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• 1981

단일집진법(單一集塵法)을 써서 공기부유진중(空氣浮游塵中)에 존재(存在)하는 라돈 붕괴생성물(崩壞生成物), 즉, RaA, RaB 및 RaC 의 방사능(放射能)(또는 농도(濃度))을 측정(測定)하였다. 이것은 단일집진장치(單一集塵裝置)를 이용하여 평균공격(平均孔隔)(mean pore size)이 $0.8{\mu}m$인 membrane 노지(瀘紙)에 채취(採取)한 시료(試料)의 전(全) 알파방사능(放射能)을 시차별(時差別)로 측정(測定)한 후 그 결과(結果)로부터 라돈 붕괴생성물(崩壞生成物)의 농도(濃度)를 Ci 또는 WL(working level) 단위(單位)로 산출(算出)하는 방법(方法)이다. 여기서는 농도외(濃度外)에도 농도치(濃度値)의 표준편차(標準偏差) 및 라돈 붕괴생성물(崩壞生成物)의 방사평형상태(放射平衡狀態)를 나타내는 방사평형인자(放射平衡因子)와 방사평형비(放射平衡比)를 구(求)하였다. Ci 및 WL단위(單位)로 주어진 라돈 붕괴생성물(崩壞生成物)의 농도(濃度)는 실험기간중(實驗期間中) 각각 $0.30{\sim}2.36pCi/l$ 및 $0.89{\times}10^{-3}{\sim}6.57{\times}10^{-3}WL$로서 시간적(時間的) 요동이 심하였는데 대개 하루중(中) 오전(午前)에 높고 오후(午後)에 낮은 현상을 보여 주었다. RaA, RaB 및 RaC의 농도산출(濃度算出)에 따른 표준편차(標準偏差)는 각각 ${\pm}57.75%,\;{\pm}22.32%$ 및 ${\pm}31.29%$였으며 방사평형인자(放射平衡因子)는 평균(平均) 0.322였다. 그리고 RaA를 모핵종(母核種)으로 가정(假定)했을 때 각핵종간(各核種間)의 방사평형비(放射平衡比)는 대개 $C_1>C_2>C_3$인 것으로 나타났다. 여기서 $C_1,\;C_2$ 및 $C_3$는 각각 RaA, RaB 및 RaC의 농도(濃度)를 나타낸다.

• Journal of Radiation Protection and Research
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• 제10권1호
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• pp.50-63
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• 1985

농축인자법(濃縮因子法)(Concentration Factor Method)을 이용(利用)하여 결정피폭경로(決定被曝經路)를 분석(分析)한 후(後) 표준원전(標準原電)의 기체상방사성대기방출물(氣體狀放射性大氣放出物)에 대한 유도방출한도(誘導放出限度)(Derived Release Limits, DRL's)를 계산(計算)하였다. 이 방출한도(放出限度)는 핵시설(核施設) 주변(周邊)의 결정군구성개인(決定群構成個人)에 대(對)한 방사선(放射線) 피폭(被曝)을 관련피폭한도이하(關聯被曝限度以下)로 유지(維持)시키는 양(量)이다 본(本) 연구(硏究)에서는 1985년(年) 초(初) 미국(美國)의 환경보호청(環境保護廳)(EPA)에서 새로 권고(勸告)한 피폭한도(被曝限度)를 채택(採擇)하여 계산(計算)을 수행(遂行)하였다. 유도방출한도(誘導放出限度)(DRL)의 계산(計算)은 미국(美國)의 원자력(原子力) 규제위원회(規制委員會)(USNRC)가 규제지침(規制指針)(Reg. Guide) 1.109에서 제시(提示)하고 있는 선양평가(線量評價)모델을 표준(標準)모델로 사용(使用)하여 수행(遂行)하였으나, 동(同) 모델의 피폭경로분석(被曝經路分析)에서 우유(牛乳) 및 육류(肉類)의 섭취경로(攝取經路)는 국내(國內)의 현실상(現實狀) 무시가능(無視可能)한 것으로 고려(考慮)하여 본(本) 연구(硏究)에서 제외(除外)시켰다. 계산(計算)에서 고려(考慮)한 방출선원항(放出線源項)은 희유기체(稀有氣體), 요오드, 입자상원소(粒子狀元素) 및 삼중수소기체(三重水素氣體)였으며, 방출원(放出源)에서 북(北)쪽으로 1.3 km 거리에 위치(位置)하고 있는 주민영구거주지역(住民永久居住地域)을 대상(對象)으로 계산(計算)을 수행(遂行)하였다. 본(本) 연구(硏究)에서는 표준원전(標準原電)의 대상(對象)으로 고리원전(古里原電) 1호기(號機)를 선정(選定)하여 동원전(同原電)의 연간방출(年間放出)에 대(對)한 유도한도(誘導限度)를 계산(計算)하였으며, 1982년도(年度)의 실방출률(實放出率)과 비교(比較) 검토(檢討)하였다. 검토결과(檢討結果), 고리원전(古里原電) 1호기(號機)의 1982년도(年度)의 실방출률(實放出率)은 본(本) 연구(硏究)에서 구(求)해진 유도방출한도(誘導放出限度)보다 낮았으며, 방출물(放出物)에 의한 시설주변(施設周邊) 개인(個人)의 년간피폭선량(年間被曝線量)은 EPA에서 권고(勸告)하는 피폭한도이하(被曝限度以下)로 유지(維持)되었음을 알 수 있었다. 또한 본(本) 연구(硏究)에서 가장 결정적(決定的)인 피폭경로(被曝經路)는Co-60와 Cs-137과 같은 입자상침적방사핵종(粒子狀沈積放射核種)으로 오염(汚染)된 토양(土壤)에 의한 전신외부(全身外部) 피폭경로(被曝經路)였다.

• Journal of Radiation Protection and Research
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• 제41권1호
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• pp.31-39
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• 2016

연구배경: 우리나라를 포함한 중국, 대만, 북한, 일본 등에서 원전, 재처리시설과 같은 원자력시설의 증가에 따라 주변국 핵활동 분석의 종합적 대책이 필요하다. 우리나라와 포괄적핵실험금지조약기구(Comprehensive Nuclear-Test-Ban Treaty Organization, CTBTO)는 동북아시아 지역에서 핵종 탐지소를 운영 중으로, 핵종탐지 장비에서 특이 값 측정시 모니터링 자료의 분석과 더불어 배출원 탐색모델을 이용하여 핵종의 기원이 어디인지 추정하고 평가하는 것은 주변국 핵활동에 대한 감시 및 안전성 확보 측면에서 중요하다. 재료 및 방법: 주변국의 은밀한 핵활동 시 방사성핵종의 기원을 추정하기 위하여 3차원 전진/후진형 궤적모델을 개발하였다. 개발된 궤적모델은 궤적 미분방정식을 유한차분법을 이용한 방법으로 주어진 바람자료를 이용하여 방사성핵종의 방출지점으로부터 입자의 궤적을 순차적으로 찾아가는 전진형 모델과 시간 역산으로 방출기원을 추정하는 후진형 모델로 구성되었다. 결과 및 논의: 개발된 궤적모델의 검증을 위하여 체르노빌 사고 당시 측정된 농도자료를 이용하였다. 검증결과 관측지점의 농도가 높게 측정된 지점과 방출기원에서 가까운 지역으로부터 시간 역산의 방출지점을 추정한 결과의 정확도가 높았다. 3차원 궤적모델은 방출시간, 방출높이, 방출간격 등의 변수에 의해 계산결과가 달라지는 불확도를 내포하고 있는데, 이러한 궤적모델의 불확도를 최소화하기 위해 한국원자력연구원에서 개발한 대기확산모델(long-range accident dose assessment system, LADAS)를 이용하여 fields of regards (FOR) 기법에 의해 오염물 방출영역을 추정한바 신뢰성 있는 결과를 얻었다. 결론: 본 연구를 통하여 개발된 배출원 탐색모델은 주변국의 은밀한 핵활동 시 핵종 탐지장비와 연계하여 방사성핵종의 방출지역과 기원을 파악하여 우리나라의 핵종탐지 능력을 향상하고 핵활동 및 방사선 안전 분야에서 주도적 역할을 할 수 있을 것으로 생각된다.

• Journal of Radiation Protection and Research
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• 제33권3호
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• pp.105-112
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• 2008

감자의 재배기간 중에 침적된 방사성 핵종의 토양-작물체 전이계수($TF_a,\;m^2\;kg^{-1}$-fresh)를 측정하기 위하여 감자의 파종 2일전 및 생육 중 세 차례에 걸쳐 $^{54}Mn,\;^{60}Co,\;^{85}Sr,\;^{137}Cs$ 함유 용액을 재배상자의 토양표면에 처리하였다. 파종 전 처리에서는 핵종이 표토(pH 5.2의 양질사토)와 혼합되었다. 조사 부위는 잎, 줄기, 괴경껍질, 괴경육이었다. 파종 전 처리시 $^{54}Mn,\;^{60}Co,\;^{85}Sr,\;^{137}Cs$의 $TF_a$ 값은 작물체 부위에 따라 각각 $1.9{\times}10^{-4}{\sim}1.5{\times}10^{-2}$, $1.8{\times}10^{-4}{\sim}7.5{\times}10^{-4}$, $4.0{\times}10^{-4}{\sim}1.6{\times}10^{-2}$, $1.5{\times}10^{-4}{\sim}3.9{\times}10^{-4}$의 변이를 보였다. 생육 중 처리시 $TF_a$ 값은 파종 전 처리에 비해 대체로 수 배 정도 낮았다. $^{54}Mn,\;^{85}Sr,\;^{137}Cs$의 경우 생육초기 또는 중기 처리시 후기 처리보다 높았으나 $^{60}Co$의 경우 이와 반대였다. 부위 간에는 대체로 잎에서 가장 높았고 괴경육에서 가장 낮았다. 토양으로부터 네 부위로의 총 흡수율은 $0.05{\sim}3.16%$의 범위였다. 파종 전 처리 후 3년차 $^{54}Mn,\;^{60}Co,\;^{137}Cs$의 $TF_a$ 값은 부위에 따라 각각 1년차의 $11{\sim}25%$, $21{\sim}25%$, $38{\sim}67%$였다. 본 연구결과는 감자의 생육 중 방사성 핵종의 단기침적시 영향을 예측하거나 관련 모델의 검증에 활용할 수 있다.

• Journal of Radiation Protection and Research
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• 제39권3호
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• pp.127-133
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• 2014

북한 우라늄 농축 시설은 국내외적으로 심각한 위협중 하나이다. 특히 우리나라 입장에서는 국가 안보에 관련된 사안이므로 항상 주시하고 대비를 하여야 한다. 북한 미신고 우라늄 농축시설 탐지 가능성을 평가하기 위해 시설로 부터 장 단거리에 따른 공기중 우라늄 농도를 예측하였다. 북한 농축시설에 대해 국제 사회에 알려진 정보와 다른 국가의 농축 시설 운영 데이터를 근거로 북한 시설로부터 공기중으로 누출되는 $UF_6$ 선원항(source terms)을 계산하였다. 계산된 선원항과 영변 주변 기상 자료를 바탕으로 장 단거리 대기 확산 모델 - Gaussian Plume and HYSPLIT Models -을 이용하여 북한 농축시설 주변과 멀리 떨어진 남한 지역에서의 공기중 우라늄 농도를 결정하였다. 최대 공기중 우라늄 농도와 위치는 기상 조건과 방출 높이에 따라 시설 바로 근처와 0.4 km 이내 이고, 농도 약 $1.0{\times}10^{-7}g{\cdot}m^{-3}$로 나타났다. 본 논문의 가정을 적용하였을 때, 수 십 ${\mu}g$ 정도의 우라늄 샘플을 채취할 수 있을 것으로 나타났다. 이 수십 ${\mu}g$ 우라늄 양은 현대 측정 장비로 어려움 없이 측정 가능한 양이다. 반면에 영변 농축시설에부터 수 백 km이상 떨어진 남한 지역의 농도는 $1.0{\times}10^{-13}{\sim}1.0{\times}10^{-15}g{\cdot}m^{-3}$이하로 자연 방사성 우라늄 농도보다 낮은 값이다. 따라서 본 논문에 의하면 북한 영변 농축시설 주변에서 공기포집에 의한 신고 및 미신고 핵활동 탐지는 가능하지만 장거리에서는 불가능할 것으로 예측된다.

• Journal of Radiation Protection and Research
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• 제22권3호
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• pp.171-181
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• 1997

고추의 이식 2일전 및 이식후 세 차례에 걸쳐 $^{54}Mn$, $^{60}Co$, $^{85}Sr$, $^{137}Cs$의 혼합용액을 온실내 재배상자의 토양에 처리하고 고추의 청과와 적과에 대한 전이계수($m^2/kg-dry$)를 조사하였다. 전이계수는 핵종, 처리시기 및 수확시기에 따라 $20{\sim}100$배 정도의 변이를 보였다. 핵종간에 전이계수는 대체로 $^{85}Sr>^{54}Min>^{60}Co>^{137}Cs$의 순이었으나 처리에서 수확까지의 기간이 짧을 경우 $^{85}Sr$와 $^{60}Co$ 전이계수가 $^{85}Sr$보다 높았다. $^{85}Sr$와 $^{137}Cs$ 전이계수는 가장 늦은 처리에서 그 전 처리에 비해 수확시기에 따라 $3{\sim}20$배 정도 감소하였다. $^{54}Mn$와 $^{60}Co$ 전이계수는 이식후 처리시기에 따른 변이가 비교적 적었다. 식전 토양과의 혼합처리시 전이계수는 이식 2일후 토양 표면 처리에 비해 $^{54}Mn$, $^{60}Co$, $^{85}Sr$의 경우 최고 $3{\sim}9$배 정도 높았으나 $^{137}Cs$의 경우 차이가 없었다. 본 연구 결과는 고추의 재배기간중 사고발생시 고추 열매내 방사성 핵종의 뿌리흡수 농도를 예측하고 고추의 수확 및 이용대책을 수립하는 데 활용될 수 있다.

• Journal of Radiation Protection and Research
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• 제38권2호
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• pp.68-77
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• 2013

국내 원자력안전법, 산업안전보건법 및 최신 연구에 근거하여 우라늄 취급시설에서 종사자의 우라늄 섭취로 인한 방사선 위해의 최소화 및 화학적 독성 방지를 동시에 고려한 유도조사준위를 산출하였다. 본 연구에서 방사선 위해의 조사 준위는 연간 2 mSv-6 mSv의 예탁유효선량을 고려하였으며, 화학적 독성의 조사준위는 0.3 ${\mu}g$ $g^{-1}$의 신장의 우라늄 농도를 고려하였다. 결과로써 핵연료가공시설에서 3.5% 농축우라늄 취급 시, 공기 중 우라늄 농도측정의 유도조사준위는 Type F, Type M 및 Type S 우라늄 급성흡입 시 화학적 독성에 근거한 STEL의 값인 0.6 mg $m^{-3}$으로 산출되었다. 또한 Type F 우라늄 만성흡입 시 유도조사준위는 화학적 독성에 근거한 15.21 ${\mu}g$ $m^{-3}$으로 산출되었으며, Type M 및 Type S 우라늄 만성흡입 시 유도조사준위는 각각 방사선 위해에 근거한 0.41-1.23 Bq $m^{-3}$ 및 0.13-0.39 Bq $m^{-3}$으로 산출되었다. 폐 측정의 유도조사준위는 6개월 감시주기에서 Type M 우라늄 급성흡입 및 만성흡입 시 각각 0.37-1.11 Bq 및 0.39-1.17 Bq으로 산출되었으며, Type S 우라늄 급성흡입 및 만성흡입 시 각각 0.30-0.91 Bq 및 0.19-0.57 Bq으로 산출되었다. 이 값들은 일반적으로 사용되는 폐 측정 기기인 germanium 검출기의 검출한도인 4 Bq 이하로 나타나 폐 측정으로는 본 연구에서 설정한 조사준위를 만족시킬 수 없는 것으로 나타났다. 소변시료 분석에서 Type F 우라늄을 급성흡입 후 1개월 감시주기에서 유도조사준위는 화학적 독성에 근거한 14.57 ${\mu}g$ $L^{-1}$로 산출되었다. 또한 Type M 우라늄을 급성흡입 및 만성흡입 시 1개월 감시주기에서 유도조사준위는 각각 방사선 위해에 근거하여 2.85-8.58 ${\mu}g$ $L^{-1}$ 및 1.09-3.27 ${\mu}g$ $L^{-1}$으로 산출되었다.