• 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.

• Journal of Radiation Protection and Research
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• 제13권1호
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• pp.31-41
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• 1988

국내 원자력(原子力) 산업(産業)의 시설증대(施設增大)로 방사성핵종오염(放射性核種汚染)의 가능성이 날로 증가되고 있음에도 불구하고 종사자 및 인근주민에 대한 진료대책(診療對策)에 관한 연구가 전무한 실정에 있어 이에 대한 기초자료마련의 일환인 응급처치방안을 수립코자 $^{58}CoCl_2\;1{\mu}Ci$를 마우스(NIH-(GP))의 복강내(腹腔內)에 투여한 후 $CaNa_3$ DTPA 8.4mg/0.2ml-saline, $CoNa_3$ DTPA 8.4mg/0. 2ml-saline, saline 5ml 등(等)을 동시에 각각 투여하였으며, cobalt의 전신잔존량(全身殘存量), 체내분포 및 요내(尿內) 함유(含有)된 양(量)을 측정(測定)하기 위해 투여 후(後) 4, 8, 12, 48시간, 그리고 7일에 MCA의 Ge-detector로 방사능(放射能)을 계측(計測)하였고, 또한 각 실질장기내(實質臟器內) 잔존(殘存)된 cobalt의 방사능(放射能)을 측정(測定)하기 위하여 각 group당 6마리의 마우스를 도살해체하여 측정(測定)하였던 바 다음과 같은 결론을 얻었다. $CoNa_3$ DTPA 처치군(處置群)에서는 오염(汚染)된 방사성(放射性) cobalt의 전신잔존율(全身殘存率)의 감소(減少) 및 배설율(排泄率) 증가(增加)에 유효한 효과(效果)가 있었으며, systemic contamination에 대한 방어효과는 $CoNa_3$ DTPA, $CaNa_3$ DTPA 그리고 saline의 순(順)으로 유효하였다. 결론적으로 본 실험결과로 볼때 방사성(放射性) cobalt의 체내오염에 대한 긴급처치(緊急處置)는 $CoNa_3$ DTPA와 다량의 물을 동시에 투여함으로써 체내오염된 방사성(放射性) cobalt의 배설(排泄)을 촉진(促進)시킬 것으로 사료된다.

• Journal of Radiation Protection and Research
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• 제20권4호
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• pp.255-263
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• 1995

온실내에서 $^{54}Mn,\;^{60}Co,\;^{85}Sr,\;^{137}Cs$의 혼합용액을 벼의 이식전 및 이식후 다섯 차례에 걸쳐 상부 20cm를 산성 양질사토로 채운 재배상자의 담수표면에 처리하고 흡수실험을 수행하였다. 네 핵종의 벼 지상부로의 흡수율은 처리시기에 따라 각각 $3.4{\sim}13.7%,\;0.03{\sim}0.15%,\;0.6{\sim}l.5%,\;0.02{\sim}0.15%$의 범위로 모두 이식 후 67일 처리에서 최고였다. 토양-작물체간 전이계수는 대체로 핵종간에는 $^{54}Mn>^{85}Sr>^{60}Co{\geq}^{137}Cs$, 부위간에는 볏짚 >왕겨>현미의 순이었다. 현미에서의 전이계수$(m^2/kg-dry)$는 처리시기에 따라 $^{54}Mn$가 $1.2{\times}10^3{\sim}5.0{\times}10^3,\;^{60}Co$이 $1.6{\times}10^5{\sim}2.6{\times}10^4,\;^{85}Sr$가 $1.1{\times}10^4{\sim}7.6{\times}10^4,\;^{137}Cs$이 $5.2{\times}10^5{\sim}7.0{\times}10^4$였다. 볏짚에서는 네 핵종 모두 이식후 67일 처리에서 전이계수가 최고였고 현미에서는 $^{54}Mn,\;^{60}Co,\;^{85}Sr$의 경우 이보다 다소 늦은 처리에서 최고였다. 본 연구에서 구한 전이계수는 벼의 생육중 사고로 인한 농경지의 방사능 오염 시 환경영향 평가를 위한 기초자료로 이용될 수 있다.

• Journal of Radiation Protection and Research
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• 제25권4호
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• pp.207-216
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• 2000

1999년 7월부터 2000년 7월까지 대전지역에서 전알파/베타 대기부유진 연속모니터링 시스템과 기상측정 시스템을 이용하여 대기중 라돈자핵종 농도에 대한 시간별, 일별, 계절별 변동특성을 조사하였으며 동시에 기상인자가 미치는 영향을 고찰하였다. 그 결과 대기중 라돈자핵종의 일일평균 평형등가농도$(EEC_{Rn})$ 분포는 산술평균 $11.8{\pm}5.86Bqm^{-3}$ 과 기하평균 $10.3{\pm}4.57Bqm^{-3}$이었으며 일일 평균농도의 변동계수는 약 50%정도이었다. 매 30분마다 측정한 라돈자핵종의 평형등가농도는 최소 $0.80Bqm^{-3}$에서 최대 $43.3Bqm^{-3}$ 까지 하루 중 측정시간과 그때의 기상조건에 따라 변하였으나, 일일변동의 양상은 일출시점과 일몰시점에서 각각 최고농도와 최저농도를 반복하는 주기적인 양상을 보였다. 대전지역에서의 평형등가농도는 계절적으로 여름철이 낮고 늦가을이 높은 변동양상을 보여주었으나, 대기중 라돈자핵종 농도의 계절적 변동양상은 측정지역에 따라 달라질 수도 있을 것으로 예상된다. 대기중의 라돈자핵종 농도는 그 지역의 국지적 기상특성에 크게 좌우되었다. 특히 풍속이 $6msec^{-1}$ 이상이 되면 대기중의 라돈자핵종 농도는 $5Bqm^{-3}$이하로 급격히 떨어지는 반면에 대기중의 라돈자핵종 농도가 $30Bqm^{-3}$ 이상인 날은 풍속이 $1msec^{-1}$ 이하의 매우 고요한 날이었다.

• Journal of Radiation Protection and Research
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• 제14권1호
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• pp.24-33
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• 1989

방사선 치료시 조사면 밖의 신체부위에도 소량의 방사선이 흡수되며 이러한 소량의 방사선은 치료부위에 따라서는 백내장, 생식기능장애, 태아에 대한 영향등으로 나타날 수 있다. 조사면 밖에서 흡수되는 방사선량인 주변선량의 양과 분포양상 및 이에 영향을 주는 요인을 규명하기 위하여 자동식 제어장치에 의해 제어되는 실리콘 다이오드 측정기를 이용 6MV X선을 조사하면서 주변선량을 물팬톰내에서 측정하였다. 조사면의 크기, 콜리메이터의 위치, 쐐기필터의 존재여부 및 쇄기필터의 각도가 주변선량에 미치는 영향을 측정하여 다음과 같은 결과를 얻었다. 1. 주변선량은 조사면의 경계선에서 멀어질수록 감소하지만 15cm 떨어진 부위에서도 최대 흡수선량의 2.4% $\sim$ 5%에 이른다. 2. 주변선량은 수표면으로부터 깊이 2-3mm 근처까지 선량증가 현상이 나타나 수표면 보다 0 $\sim$ 0.3%까지 높아지며 이후 급격히 감소하여 1.5cm 근처에서 0.5 $\sim$ 5%의 최소치에 도달한 후 다시 3 $\sim$ 8%로 증가한다. 3. 주변선량은 조사면의 크기가 클수록 증가하여 조사면 경계선에서 10cm깊이 5cm거리에서 조사면 5 $\times\;5cm^2$인 경우와 20 $\times\;20cm^2$인 경우 각각 3.5%와 8.2%로서 조사면의 크기에 따라 2배이상의 증가를 보인다. 4. 상부 콜리메이터 방향의 주변선량이 하부 콜리메이터 방향의 주변선량에 비하여 높으며 그 차이는 1% 미만이다. 5. 쐐기 필터를 사용시에는 개방조사면의 경우에 비하여 주변선량이 증가되었으며 특히 얇은 방향의 주변선량이 높아 각도가 60$^{\circ}$이고 조사면의 크기가 15 $\times\;15cm^2$일때 조사면 경계선으로부터 5cm거리에서는 3%정도의 주변선량의 차이를 보인다. 6. 쐐기필터의 각도가 클수록 주변선량이 증가하여 패기필터의 각도가 60$^{\circ}$일때에는 개방조사면에 비하여 약 2배 정도로 주변 선량이 증가한다.

• Journal of Radiation Protection and Research
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• 제33권1호
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• pp.27-34
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• 2008

국내 환경을 고려하여 개발된 도시환경 방사능오염 평가모델 METRO-K (${\underline{M}}odel$ for ${\underline{E}}stimates$ the ${\underline{T}}ransient$ Behavior of ${\underline{R}}adi{\underline{O}}active$ Materials in the ${\underline{K}}orean$ Urban Environment)는 IAEA (${\underline{I}}nternational$ ${\underline{A}}tomic$ ${\underline{E}}nergy$ ${\underline{A}}gency$) 주관 국제공동 연구프로그램 EMRAS (${\underline{E}}nvironmental$ ${\underline{M}}odelling$ for ${\underline{RA}}diation$ ${\underline{S}}afety$)의 도시환경 방사능오염평가 분과에서 체르노빌 원전사고로 오염된 Pripyat 지역과 가상 방사능테러로 인한 오염 시나리오의 평가에 참여해 오고 있다. 본 논문에서는 EMRAS 프로그램의 일환으로 수행된 Pripyat 지역에 대한 METRO-K의 평가 결과를 제시하였고 다른 모델의 예측값과 비교, 논의함으로써 만일의 도시환경 방사능오염시 대응행위 결정지원을 위한 동 모델의 실용성을 고찰하였다. METRO-K를 사용한 평가결과에서 방사성물질의 오염 후 신속한 대응행위는 무엇보다 중요하다는 것을 알 수 있었다. EMRAS 프로그램에 참여한 각기 다른 모델로 평가된 예측값의 차이는 1) 모델의 수학적 구조와 관련 변수값, 2) 모델에 반영된 피폭경로, 3) 피폭영향을 주는 오염표면의 종류, 표면의 넓이 등과 같은 평가에 대한 가정, 4) 각기 다른 문헌으로부터 선택된 대응행위 관련인자의 적용값 등의 차이에 기인하였다. METRO-K을 사용하여 EMRAS 프로그램에서 요구하는 다양한 오염 시나리오에 대해 대부분의 결과를 제출하여 상호 비교되었으며, 이를 통해 METRO-K는 만일의 도시환경 방사능오염으로 인한 대응행위 결정지원에 유용한 도구가 될 수 있음을 확인하였다.

• Journal of Radiation Protection and Research
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• 제40권2호
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• pp.79-86
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• 2015

헬륨-3는 높은 반응효율, 장시간 사용가능성, 감마선에 대한 낮은 반응확률 등과 같은 장점들을 가지고 있기 때문에 대부분의 중성자 검출기의 반응물질로 사용되어 왔다. 그러나 지난 몇 년 사이 전세계적인 헬륨-3의 부족으로 인해 기체의 수급이 어려워지고 있고 이에 따라 가격이 급격히 증가하게 되었다. 이러한 이유로 헬륨-3 대체 물질들을 이용한 고효율의 중성자 검출기의 개발에 대한 연구가 많은 연구그룹에 의해 활발히 진행되기 시작하였다. 이러한 연구에서는 다양한 물질들을 이용하고 있으며, 이 중에서 붕소-10은 다른 대체물질과 비교할 때 상대적으로 높은 중성자 반응확률, 낮은 감마반응효율, 물질의 안정성, 가격적 이점 그리고 기존 헬륨-3를 이용한 검출기의 계측회로의 재활용 가능성 등과 같은 장점들 때문에 많은 연구그룹에서 붕소-10을 이용한 중성자 검출기 개발을 진행하고 있다. 본 논문에서는 중성자 검출기에 사용될 수 있는 붕소-10 박막을 개발하고 이에 대한 성능평가를 수행하였다. 중성자 검출기의 반응물질로 붕소-10을 사용하기 위해서는 중성자와 붕소-10이 반응하여 생성되는 이차방사선을 측정할 수 있어야 한다. 본 연구에서 활용한 기체충진형 중성자 검출기의 경우 붕소-10을 얇은 박막 형태로 제작하여 중성자와 반응하여 생성된 이차방사선이 기체를 이온화 시켜서 생성되는 이온쌍을 측정하는 방법을 이용한다. 그러므로 중성자 반응효율과 이차방사선의 재흡수율을 고려한 붕소-10(탄화붕소)의 적절한 두께를 선정할 필요가 있다. 이를 위해서 본 논문에서는 몬테칼로 기법을 이용하는 MCNP6를 이용하여 다양한 두께에 따른 중성자신호수집효율의 변화를 계산하였다. 또한, 스퍼터링 기법을 이용하여 다양한 두께의 박막을 제작하고 이를 이용하여 중성자 반응신호를 측정하였다. 그리고 제작된 박막의 2차원 모니터링을 위한 다중선 비례계수기의 적용가능성을 타진하기 위해 제작된 붕소박막이 설치된 2차원 다중선 비례계수기를 제작하고 중성자 응답 특성을 평가하였다.