• 방사선산업학회지
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• 제17권1호
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• pp.1-9
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• 2023

Since a large amount of radioactive waste is expected to be generated due to permanent shutdown of many nuclear power plants, it is necessary to prepare efficient management methods for radioactive waste. Therefore, there is a need for a based study to apply the In-Situ gamma spectrometry, which can simplify the measurement procedure. The purpose of this study is to analyze research cases of In-Situ gamma spectrometry and to analyze the sensitivity of measurement according to influencing factors on In-Situ gamma spectrometry. Research cases of five institutions, including the CERN and the Imperial College Reactor Centre (ICRC), were selected as the institutions to be investigated. Research on the In-Situ gamma spectrometry was conducted on the satisfaction of the acceptance criteria for radioactive waste and the analysis of residual radioactivity in the site. In-Situ Objective Counting System (ISOCS) was used as a major measuring device. Sampling and computer code were used to verify the analysis results. For evaluation of measuring sensitivity according to influencing factors on In-Situ gamma spectrometry, the thickness of the measurement target, the distance between the detector and the target, the angle of the collimator, and the contamination location were performed using ISOCS's Geometry Composer. In every case, based on 122 keV, the efficiency decreased as the energy increased in the high energy region, and the efficiency decreased as the energy decreased in the low energy region. As the target thickness increased, the efficiency decreased, and as the distance between target and detector increased, the efficiency decreased. As the distance between contamination and detector increased, the efficiency decreased, and as the angle of the collimator increased, the measurement efficiency increased. However, when simulating the measurement situation using Geometry Composer, the background is not considered, and the probability of incident in the background increases as the angle increases, so further research needs to be conducted in consideration of these. This study can be utilized when applying the In-Situ gamma spectrometry of radioactive waste clearance in the future.

• 한국물환경학회지
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• 제22권4호
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• pp.632-638
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• 2006

최근에 오염된 토양을 정화하기 위해서 다양한 방법들이 사용되고 있으나 이들 대부분은 이미 오염된 토양에 대한 정화기술로서 많은 비용이 수반되는 단점이 있다. 본 연구에서는 이들 방법과는 달리 잠재적인 토양오염지역에서 오염되기 전이나 혹은 진행 중일 때 지형학적인 특징, 지표 위나 아래의 배수시스템의 재배열 및 선행계획을 통해 토양자체의 정화능력을 이용하는 새로운 정화방법을 고찰하였다. 즉, 토양자체 정화과정이 왜, 어떻게 발전되는가에 대해 단계적으로 규명하였다. 해안지역에서 오염된 바닷물의 침투와 거주지역에서 유해 라돈가스($^{222}Rn$)의 조절 및 제거 등 두 가지 사례를 통해 흙의 자체정화 능력을 이용한 토양정화방법의 효율성을 평가하였다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제2권2호
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• pp.97-106
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• 1970

원자력연구, 개발, 응용 및 이용사업이 시작된지 10년이 된 오늘날, 방사선을 포함한 오염사고등이 수많이 일어났고(Tablet 참조) 이들 방사선 사고로 인하여 인체 및 시설, 기구등에 까지도 자그마한 피해나마 장해 및 손상을 주었을 것이다. 이들 방사선 사고 가운데 비교적 주요한 4건의 방사선 피폭을 포함한 신체오염 사고, 말하자면 1) Cobalt-60 gamma선으로 부터의 전신피폭사고 (130 rem), 2) iodine-131에 의한 실험실내의 표면오염사고(13 mrad/hr), 3) 기체상의 iodine-131로 인한 전신오염 사고(흡입때문에 갑상선에 집적된 방사능량: 0.36$\mu$Ci) 4) 치료용 Radium 선원의 누출로 인한 Capsule이 텅빈사고［3 mg(\ulcorner)］, 등에 대하여 발견하는 즉시 최대의 노력과 최소의 비용으로써 조사, 측정하고 아울러 사고의 확대를 줄이기 위하여 가능한 모든 조처를 취하였으며, 사고의 요인분석, 평가를 하였다.

• 대한방사선기술학회지:방사선기술과학
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• 제29권2호
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• pp.53-56
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• 2006

실내 라돈 오염량을 줄이기 위한 방법을 2005년 7월부터 2005년 12월까지 6개월간 연구한 결과 가장 쉽고 효과적인 방법은 방의 창문을 자주 열어서 실내공기를 외부로 배출시키는 즉, 환기를 이용하는 것이라는 것을 알 수 있었다. 또 활성탄이 공기 중의 라돈에 대해서도 흡수가 가능하다는 사실이 증명되었기 때문에 창문을 열 수 없는 경우에는 실내에 활성탄을 비치함으로서 실내의 라돈 오염량을 상당히 감소시킬 수 있다는 결론을 얻었으나 방의 크기에 따라 비치해야하는 활성탄의 양이 어느 정도가 가장 효과적인가는 앞으로 더욱 더 연구가 필요한 것으로 사료된다.

• 한국방사선학회논문지
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• 제11권6호
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• pp.531-538
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• 2017

원전 주변의 농경지에서 생산되는 농산물은 방사능 오염으로 인해 체내 방사능 오염을 유발할 가능성을 가질 수 있다. 이에 원전 주변에서 채취된 농산물을 건조 처리하여 섭취에 의한 내부피폭선량 평가를 위해 $^{90}Sr$의 방사능 농도의 한계치를 알아보고자 하였다. 감마동위원소 분석결과 모든 시료에서 인공핵종은 검출되지 않았으며, 쌀에서 < 0.0166~0.0336 Bq/kg-fresh, 배추에서 <0.00586~0.0421 Bq/kg-fresh, 열무에서 <0.0135 ~0.106 Bq/kg-fresh, 배에서 0.0114 ~ 0.0901 Bq/kg-fresh 로서 평상변동범위 수준이었다. 일반인에 대한 연간 선량한도인 1.0 mSv 대비 쌀, 배추, 열무의 $^{90}Sr$에 대해 각각 0.0177%, 0.0222%, 0.0376%, 0.00243%가 나왔으며, 이 값은 일반인에 대한 법적 기준치 $1mSv/yr{\cdot}man$ 비해 0.1 % 미만의 값이 나타났다. 따라서 식생활에서 음식 섭취량 또는 연령을 고려하여 어린이, 어른이 섭취하는 식품에 대한 폭넓은 평가가 필요할 것으로 사료된다.

• 공업화학
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• 제29권2호
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• pp.127-137
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• 2018

후쿠시마 다이치 핵발전소의 사고 이후 방사능 오염이 중요한 환경 관심사가 되었다. 원자량 134와 137 세슘은 주요 핵분열 산물이며, 이물질들은 방사능 오염의 주된 문제들이다. 후쿠시마 다이치 핵 발전소 사고에서 다량의 세슘이 방출되었으며, 이 사고의 결과, 많은 연구자들이 방사능-독성 세슘 제거를 위한 흡착제 개발에 집중하였다. 본 총설에서는 세슘 제거를 위하여 각광을 받는 물질로서 청색 안료와 이와 유사한 화합물 제조의 최근 발전 동향을 자세하게 검토하였다. 또한, 다양한 형태의 점토와 점토 기반 흡착제 및 새로 개발된 흡착제를 이용한 세슘 흡착의 최근 연구들을 고찰하였다.

• 방사성폐기물학회지
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• 제7권2호
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• pp.79-86
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• 2009

원자력시설의 콘크리트 폐기물은 서로 다른 메카니즘에 의해 다양한 핵종에 의해 방사화 되거나 오염된다. 우라늄 변환시설 및 연구로 해체 시 발생된 오염된 콘크리트의 부피감용을 위해 가열 분쇄 실험에 의해 자갈, 모래, 페이스트의 골재의 크기에 따른 핵종의 분배특성에 대해 고찰하였다. 실험결과 대부분의 방사성 핵종은 골재로부터 제거되어 페이스트에 존재하였으며 특히, 가열 온도는 방사성 핵종을 오염된 콘크리트 폐기물로부터 분리하는데 중요한 변수로 확인되었다. 즉, 콘크리트 표면에 오염된 물질은 밀도가 높은 자갈, 모래보다는 다공성 물질의 페이스트에 농축되었다. 방사화 콘크리트에서는 80%, 우라늄 변환시설의 콘크리트 폐기물에서는 약 75% 정도의 부피감용을 얻었다.

• 방사성폐기물학회지
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• 제6권2호
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• pp.111-117
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• 2008

배관 내부의 방사성 오염도를 측정하기 위한 ZnS(Ag)/플라스틱섬광체 조합의 알파/베타선 동시측정용 phoswich 검출기를 개발하였다. 알파/베타선 동시측정용 phoswich 검출기의 오염위치에 따른 검출 성능을 PSD (Pulse shape discrimination) 방법을 이용하여 평가하였다. 또한, 검출기를 방사성 오염물질로부터 보호하기 위한 오염방지용 필름에 대한 방사선 감쇄 정도를 실험적으로 평가하였다. PSD 방법으로 알파/베타선 분리 정도를 측정한 결과 충분히 알파와 베타선이 분리되었으며 오염방지용 필름의 적용 가능성을 확인하였다.

• 멤브레인
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• 제15권3호
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• pp.198-205
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• 2005

방사능 오염도 측정에 사용하기 위한 이중구조 고분자막이 폴리설폰과 세륨활성화된 이트륨실리케이트(CAYS)를 이용하여 제조되었다. 제조된 막은 순수 고밀도 고분자 지지층과 이에 제막된 고분자 용액의 상전환 공정에 의해 고형화된 CAYS 함침 활성층의 이중구조로 구성된다. 제막공정에서 대기방치 공정이 생략되었을 때 CAYS를 포함하는 활성층은 전형적인 비대칭 구조를 지니며, CAYS 입자들이 고분자 구조 사이에 박혀있는 형상을 지닌다. 제막공정에서 대기에 방치하는 시간이 증가할수록 막의 형상은 스폰지 구조를 띠며 CAYS는 고분자 구조로부터 분리되어 막 내부에 셀 같은 공간에 밀집되어 존재함을 보였다. 한편, 두 충 사의 계면형상은 고분자 고형화 과정에서의 상전환 속도와 밀접한 관련되었으며, 대기방치 시간의 증가에 따라 계면의 구분이 뚜렷하게 나타나지 않았다. 방사능 탐지 특성에서 스폰지 구조를 지니는 막의 고분자 구조는 방사성핵종이 통과할 수 없는 밀집된 형상을 지니면서 탐지효율의 감소를 초래하는 것으로 나타났다.

• 핵의학기술
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• 제13권3호
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• pp.123-131
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• 2009

본 논문에서는 국내 의료기관 종사자 중 핵의학과 종사자 일부를 선정하여 방사성동위원소에 의한 체내오염 여부와 정도를 정량적으로 측정한 후 그 결과에 근거하여 선량을 평가하였다. 선량평가를 위해 서울시내에 소재하는 대형병원 3곳의 핵의학과 종사자 25명을 측정 대상자로 선정한 후 각 개인의 소변시료를 채취하여 측정하였다. 시료는 주 1회 채취하였으며 종사자에 따라 6~10회에 걸쳐 각 회당 100~200 mL 정도의 양을 채취한 후 고순도게르마늄반도체검출기를 사용하여 시료를 측정 하였다. 측정된 결과에 근거하여 방사성동위원소의 섭취량을 평가하였고 예탁유효선량을 평가하는 도구로 IMBA 전산프로그램을 사용하였다. IMBA 프로그램으로 평가가 불가능한 반감기가 매우 짧은 $^{99m}Tc$, $^{123}I$ 등과 같은 핵종에 의한 선량은 국제원자력기구에서 권고하는 방법을 적용하여 선량을 평가하였다. 채취한 소변시료를 대상으로 방사성핵종을 계측, 분석한 결과 $^{99m}Tc$, $^{123}I$, $^{131}I$, $^{201}Tl$ 핵종 등이 검출되었고 양전자방출단층 촬영에 사용되는 $^{18}F$ 핵종도 검출되었다. 계측된 결과로부터 평가된 예탁유효선량은 0~5 mSv의 분포를 보였으나 대부분 1mSv 미만으로 나타났다. 1 mSv를 초과한 종사자는 모두 3명으로 이들 모두는 선원의 분배와 취급에 직접적으로 참여한 종사자들이었고 간호사의 경우 1 mSv를 초과한 사람이 한 사람도 발생하지 않았다. 그러나 보다 정확하고 상세한 결과를 도출하기 위해서는 계절적 요인을 구분하기 위한 장기적인 연구가 필요하며 측정대상자의 수를 확대할 필요가 있을 것으로 판단된다. 현재로서는 대부분의 핵의학과 종사자들은 방사성 핵종에 의한 체내오염 정기 감시를 실시할 필요가 없을 것으로 여겨지며 그에 따른 방사선학적인 건강상의 영향도 우려할 필요가 없는 것으로 판단되지만 불필요한 소량의 피폭이라도 줄이기 위해서는 주기적으로 작업환경을 측정하거나 공기 중 방사성핵종 농도 감시를 가능한 한 자주 실시하는 것이 바람직 할 것으로 판단된다.