• Nuclear Engineering and Technology
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• 제51권4호
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• pp.1176-1179
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• 2019

Measurements of activity concentrations of radionuclides in atmospheric releases were performed in 2017-2018 at vent stacks of seven Russian nuclear power plants. The selected instruments and research methods, with detection limits significantly lower than the existing detection limit of Russian NPPs routine control, allowed to reliably determine up to 26 radionuclides. Analysis of experimental data allows to determine the list of radionuclides for calculation the effective dose rates to public and the permissible annual discharge levels for each Russian NPP. Radiocarbon is determined as major contributor for the dose from the atmospheric releases of LWGR reactors - up to 98% for EGP-6 and RBMK-1000 (Smolensk NPP) reactors. For PWR reactors (VVER) radionuclides contribution to the annual dose from atmospheric releases is more complicated, but, in general, dose is formed by tritium, $^{14}C$ and noble gases. The special monitoring results with ranking of measured radionuclides according to their contribution to the effective dose makes it possible to optimize the list of controlled radionuclides in airborne releases of Russian NPPs from 94 to 8-16 for different NPPs.

• 방사성폐기물학회지
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• 제15권2호
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• pp.173-180
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• 2017

본 연구에서는 한국원자력연구원의 핵연료가공시설 굴뚝 내에서 9곳의 시료채취 위치를 선정하여 ANSI/HPS N13.1-1999 지침에서 제시하는 기준에 따라 그 적절성을 평가하였다. 유체를 포함한 다중물리 해석 소프트웨어인 COMSOL을 활용하여 유동교란 지점으로부터 굴뚝 직경의 배수 높이 위치(L/D) 단면에서의 속도분포, 유동각 및 $10{\mu}m$ 크기의 입자분포 등의 항목에 대하여 기준만족 여부를 평가하였다. 평가 결과, 5 L/D 이상에서 속도분포에 대한 기준을 만족했으며, 평균 유동각에 대한 기준은 모든 위치에서 만족했다. 입자분포에 대한 기준은 5 L/D 와 9 L/D 에서 만족하였으나, 그 분포가 일부에서 기준을 만족하지 못하였다. 균일한 입자분포를 얻기 위한 방법으로 굴뚝 내 정적 혼합장치(static mixer)와 둘레링(perimeter ring)을 추가하는 것을 제안하고, 이에 대한 평가를 수행하였다. 정적 혼합장치를 추가한 경우에는 5-10 L/D, 둘레링을 추가한 경우에는 5 L/D 및 7-10 L/D 에서 입자분포에 대한 기준을 만족하였다. 보완을 위하여 추가한 2 가지 조건에서, 입자분포에 대한 기준을 만족하는 지점은 속도분포 및 평균 유동각에 대한 기준 역시 만족하고 있음을 확인하였다. 본 연구에서 사용한 방법은 신규시설뿐만 아니라, 현장입증시험 수행이 어려운 운영중인 시설에 대하여 시료채취 위치의 적절성을 평가하기 위한 방법으로 활용될 수 있다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제41권8호
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• pp.1079-1086
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• 2009

A great volume of radioactive concrete is generated during the operation and the decommissioning of nuclear facilities. The washing-electrokinetic technology in this study, which combined an electrokinetic method and a washing method, was developed to decontaminate the concrete generated in nuclear facilities. The results of only an electrokinetic decontamination for the concrete showed that cobalt was removed to below 1% from the concrete due to its high pH. Therefore, the washing-electrokinetic technology was applied to lower the pH of the concrete. Namely, when the concrete was washed with 3 M of hydrochloric acid for 4 hours (0.17 day), the $CaCO_3$ in the concrete was decomposed into $CO_2$ and the pH of the concrete was reduced to 3.7, and the cobalt and cesium in the concrete were removed by up to 85.0% and 76.3% respectively. Next, when the washed concrete was decontaminated by the electrokinetic method with 0.01M of acetic acid in the 1L electrokinetic equipment for 14.83 days, the cobalt and the cesium in the concrete were both removed by up to 99.7% and 99.6% respectively. The removal efficiencies of the cobalt and cesium by 0.01M of acetic acid were increased more than those by 0.05M of acetic acid due to the increase of the concrete zeta potential. The total effluent volume generated from the washing-electrokinetic decontamination was 11.55L (7.2ml/g).

• 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.

• 분석과학
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• 제28권6호
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• pp.377-384
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• 2015

본 연구에서는「공공수역 방사성물질 측정망 운영 계획」에 따른 모니터링 수행 내용을 소개하였고, 하천 및 호소 60 개 지점을 대상으로 인공방사성물질(¹³⁴Cs, ¹³⁷Cs, ¹³¹I)의 농도를 조사하여 우리나라 지표수 내 방사성물질의 실태를 파악하고자 하였다. 채취된 시료는 마리넬리 비커를 이용한 감마분광 분석기법으로 분석하였다. ¹³⁴Cs와 ¹³⁷Cs은 모든 지점에서 MDA 미만으로 조사되었고, ¹³¹I는 한 지점(0.533±0.058 Bq/L)을 제외한 모든 지점의 농도가 MDA 미만으로 나타났다. ¹³¹I는 의료용으로 사용하는 물질로 환자의 배설물로 인해 하수처리장 인근 하천수에서 빈번하게 검출되는 물질로 알려져 있다. 따라서 ¹³¹I가 검출된 원인을 파악하기 위해 하수처리장 방류지점을 포함한 ¹³¹I가 검출된 상류수계 6개 지점을 추가 조사하였다. 조사결과, 하수처리장 처리수 방류지점에서부터 하류방향으로 ¹³¹I가 지속적으로 검출되었으며, 농도는 0.257±0.034~0.799±0.051 Bq/L 범위로 조사되었다. 추가조사를 통해 하수처리장 방류수가 하천수의 ¹³¹I 검출에 영향을 미치는 것으로 나타났다.

• 자원환경지질
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• 제53권5호
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• pp.529-542
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• 2020

질산으로 표면 처리한 대나무 활성탄을 소량 첨가한 구형의 폴리술폰 담체(직경 3 - 5 mm)를 제조한 후, 세슘(Cesium: Cs) 오염수를 대상으로 다양한 실내 실험을 수행하여 담체의 세슘 흡착 특성과 Cs 제거효율을 규명하였다. 배치실험 결과, 질산처리한 대나무 활성탄 5%를 첨가하여 제조한 폴리술폰 담체(P-5NBC)는 수 시간 내에 흡착평형에 도달하였고, 1시간 흡착시간 동안 57.8%의 Cs 제거효율을 나타내었다. 흡착시간이 24시간인 경우에는 오염수의 온도와 pH가 비교적 넓은 범위에서도 P-5NBC의 Cs 제거효율이 69%이상을 유지하여, 다양한 수환경 조건에서 Cs 제거를 위해 적용이 가능할 것으로 판단되었다. 토양과 지하수에 서식하는 대표 미생물종인 Pseudomonas fluorescens와 Bacillus drentensis를 배양하여 P-5NBC 표면에 도포한 경우, 미생물을 도포하지 않은 기존 P-5NBC보다 Cs 제거효율은 각각 19%와 18% 증가하였다. P-5NBC의 평균 Cs 탈착율은 16% 이하를 나타내어, Cs가 폴리술폰 담체에 포함된 질산처리한 대나무 활성탄에 안정적으로 결합하고 있었다. 두 종류의 미생물로 도포한 P-5NBC로 충진하여 연속 칼럼실험을 수행한 결과, 100 공극체적량을 처리하는 동안 Cs 제거효율은 80%이상을 유지하였으며, 이러한 결과는 14.7 g의 P-5NBC 만으로(담체 내 순수 대나무 활성탄량: 0.75 g) 7.2 L의 오염수 (오염수 초기 Cs 농도: 1 mg/L; 처리수 Cs 농도: < 0.2 mg/L)를 성공적으로 처리하였음을 의미한다. 1시간 동안 반응시킨 Cs 흡착 배치실험 결과를 대표적인 Langmuir 흡착등온선에 도시한 결과, P-5NBC의 최대 Cs 흡착농도(q_m: mg/g)값은 60.9 mg/g으로, 기존 선행 연구들에서 사용한 다른 흡착제들보다 높았다. 본 연구를 통하여 소량의 P-5NBC 구형 담체를 이용하여 다양한 수환경에서 Cs를 성공적으로 제거할 수 있을 것으로 기대한다.