• 방사성폐기물학회지
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• 제4권4호
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• pp.311-320
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• 2006

[ $^{14}C$ ] 핵종이 함유된 IRN-150 혼상 폐수지로부터 $H^{14}CO_3$ 이온의 제거 및 제거된 $^{14}C$ 핵종의 $^{14}CO_2$ 기체로의 전환 특성을 고찰하였다. 비방사성 $HCO_3$ 이온이 흡착되어 있는 IRN-150 혼합수지로부터 $HCO_3$ 이온의 탈착용액내로의 분리 및 $CO_2$ 기체로의 전환 특성을 용액의 농도 변화에 따라 평가하였으며, 탈착용액으로는 $NaNO_3,\;Na_3PO_4,\;NH_4H_2PO_4,\;H_3PO_4$를 사용하였고, 비교 평가를 위하여 NaOH, $HNO_3$, HCl를 이용한 $CO_2$기체로의 전환 특성을 분석하였다. 아울러 월성 원자력발전소에 저장중인 실제 폐수지를 이용하여 $NH_4H_2PO_4,\;H_3PO_4$ 탈착용액을 이용한 폐수지내 $^{14}C$ 핵종의 $^{14}CO_2$ 기체화 특성을 평가하였고, 탈착후 잔류용액내 존재하는 $^{137}Cs,\;^{60}Co$ 감마핵종을 분석하였다.

• Journal of Radiation Protection and Research
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• 제16권2호
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• pp.27-39
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• 1991

압축된 국산벤토나이트에서 Sr-85, Cs-237, Co-60 및 Am-241의 확산연구를 수행하였다. 본 실험에서는 원통형으로 압축된 벤토나이트 시료의 중앙부에서 축 방향으로 방사성핵종의 확산이동이 이루어지도록 하여 각 방사성핵종의 확산계수를 측정하였다 그리고 벤토나이트의 열처리 온도와 압축밀도가 확산에 미치는 영향 등을 분석하였다. Sr-85, Cs-137, Co-60 및 Am-241의 겉보기 확산계수는 각각 $1.07{\times}10^{-11},\;6.705{\times}10^{-13},\;1.226{\times}10^{-13},\;1.310{\times}10^{-14},\;m^2/sec$로 측정되었다. 그리고 시료의 압축 밀도를 $1.8g/cm^2$에서 $2.0g/cm^2$으로 증가시켰을 때, Cs-137의 확산계수는 약 1/4로 감소되어 나타났다. 반면, 열처리된 벤토나이트의 경우에는 확산계수가 크게 변하지 많았는데, 이는 $150^{\circ}C$ 이하의 온도에서는 국산 벤토나이트가 방사성핵종의 이동을 지연시킬 수 있는 화학적 방벽으로서 사용할 수 있다는 가능성을 보여준 것이라 생각된다. 그리고 음이온 Cl-36의 화산계수를 이용하여 도출한 각 방사성핵종의 공극확산계수와 표면확산계수를 측정한 겉보기확산계수와 비교해 볼 때, 전체 방사성 핵종의 확산이동에 있어서 표면확산이동이 지배적인 것으로 나타났다.

• Journal of Radiation Protection and Research
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• 제22권2호
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• pp.111-117
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• 1997

최근 포괄적 핵실험금지조약 (Comprehensive Test Ban Traety : CTBT)의 체결은 전세계적으로 핵활동 감시 네트워크를 구축하는 것이다. 핵실험금지 위원회의 전문가들은 대기 방사성핵종의 측정을 핵실험 감시에 필수적인 요소로 제안하였으며, 이에 따른 기술적 요구사항을 제시하였다. 본 연구는 이를 근거로 핵활동으로부터 생성된 핵분열생성물을 검출하기 위하여 고성능 공기채집장치(High Volume Air Sampler: HVAS)와 여과지 압축기 그리고 고순도 게르마늄 반도체검출기(HPGe)로 대기 입자 방사성핵종 측정시스템을 구성하였다. 조속한 시일 내에 탐지와 최적의 측정 조건으로 본 시스템을 운영하기 위하여 CTBT 감시 전략에서 주요 핵종들에 대한 최소검출 방사능 농도(Minimum Detectable Concentration : MDC)를 decay time, counting time 그리고 sampler volumetric flow rate 등을 고려하여 결정하였다. 그 결과 각각 $10{\pm}$2h, $20{\pm}$2h, $850{\pm}50m^3$//h 정도로 선정하였다. 감마선 스펙트럼 분석에서 $^{212}Pb$ 방사능 농도의 변화는 Compton continuum의 baseline에 영향을 미치게 되므로 이에 기인한 MDC 관계식을 도출하였다. 이들 결과는 CTBT 감시 전략에 실제적인 도구로 사용될 수 있을 것으로 사료된다.

• Journal of Radiation Protection and Research
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• 제27권3호
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• pp.165-170
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• 2002

핵종의 지표 침적 모델의 고찰과 함께 방사성물질의 공기중 농도로부터 건침적 뿐 아니라 습침적에 따른 농작물 오염 영향을 분석, 고찰하였다. 이를 위해 방사성물질의 지표 침적량으로부터 농작물의 오염을 평가하는 기존 동적 섭식경로모델을 공기중 농도 또는 지표 침적량으로부터 평가할 수 있도록 개선하였다. 평가결과, 방사성물질의 지표 침적량은 습침적에 의한 영향이 건침적에 의한 영향보다 뚜렷이 높으나, 농작물의 오염정도는 핵종, 강우율 등에 따라 다르게 나타났다. 이러한 현상은 방사성물질의 지표 침적과 농작물에로의 차단중 어느 과정이 농작물 오염에 보다 지배적으로 작용하는가에 기인한다.

• Journal of Radiation Protection and Research
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• 제47권3호
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• pp.143-151
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• 2022

Background: After the Fukushima Daiichi Nuclear Power Plant (FDNPP) accident, biological alterations in the natural biota, including morphological changes of fir trees in forests surrounding the power plant, have been reported. Focusing on the terminal buds involved in the morphological formation of fir trees, this study developed a method for estimating the absorbed radiation dose rate using radionuclide distribution measurements from tree organs. Materials and Methods: A phantom composed of three-dimensional (3D) tree organs was constructed for the three upper whorls of the fir tree. A terminal bud was evaluated using Monte Carlo simulations for the absorbed dose rate of radionuclides in the tree organs of the whorls. Evaluation of the absorbed dose targeted ¹³¹I, ¹³⁴Cs, and ¹³⁷Cs, the main radionuclides subsequent to the FDNPP accident. The dose contribution from each tree organ was calculated separately using dose coefficients (DC), which express the ratio between the average activity concentration of a radionuclide in each tree organ and the dose rate at the terminal bud. Results and Discussion: The dose estimation indicated that the radionuclides in the terminal bud and bud scale contributed to the absorbed dose rate mainly by beta rays, whereas those in 1-year-old trunk/branches and leaves were contributed by gamma rays. However, the dose contribution from radionuclides in the lower trunk/branches and leaves was negligible. Conclusion: The fir tree model provides organ-specific DC values, which are satisfactory for the practical calculation of the absorbed dose rate of radiation from inside the tree. These calculations are based on the measurement of radionuclide concentrations in tree organs on the 1-year-old leader shoots of fir trees. With the addition of direct gamma ray measurements of the absorbed dose rate from the tree environment, the total absorbed dose rate was estimated in the terminal bud of fir trees in contaminated forests.

• 방사성폐기물학회지
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• 제20권4호
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• pp.489-500
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• 2022

The decommissioning of nuclear facilities produces various types of radiologically contaminated waste. In addition, dismantlement activities, including cutting, packing, and clean-up at the facility site, result in secondary radioactive waste such as filters, resin, plastic, and clothing. Determining of the radionuclide content of this waste is an important step for the determination of a suitable management strategy including classification and disposal. In this work, we radiochemically characterized the radionuclide activities of filters used during the decommissioning of Korea Research Reactors (KRRs) 1 and 2. The results indicate that the filter samples contained mainly ³H (500-3,600 Bq·g^-1), ¹⁴C (7.5-29 Bq·g^-1), ⁵⁵Fe (1.1- 7.1 Bq·g^-1), ⁵⁹Ni (0.60-1.0 Bq·g^-1), ⁶⁰Co (0.74-70 Bq·g^-1), ⁶³Ni (0.60-94 Bq·g^-1), ⁹⁰Sr (0.25-5.0 Bq·g^-1), ¹³⁷Cs (0.64-8.7 Bq·g^-1), and ¹⁵²Eu (0.19-2.9) Bq·g^-1. In addition, the gross alpha radioactivity of the samples was measured to be between 0.32-1.1 Bq·g^-1. The radionuclide concentrations were below the concentration limit stated in the low- and intermediatelevel waste acceptance criteria of the Nuclear Safety and Security Commission, and used for the disposal of the KRRs waste drums to a repository site.

• 한국토양비료학회지
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• 제19권3호
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• pp.251-268
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• 1986

Selecting a site for the safe disposal of radioactive waste requires the evaluation of a wide range of geologic, mineralogic, hydrologic, and physicochemical properties. Although highly diverse, these properties are in fact interrelated. Site requirements are also diverse because they are influenced by the nature of the radionuclides in the waste, for example, their half-lives, specific energy, and chemistry. A fundamental consideration in site selection is the mineralogy of the host rock, and one of the most ubiquitous mineral groups is clay minerals. Clays and clay minerals as in situ lithologic components and engineered barriers may playa significant role in retarding the migration of radionuclides. Their high sorptivity, longevity (stability), low permeability, and other physical factors should make them a very effective retainer of most radionuclides in nuclear wastes. There are, however, some unanswered questions. For example, how will their longevity and physicochemical properties be influenced by such factors as radionuclide concentration, radiation intensity, elevated temperatures, changes in redox condition, pH, and formation fluids for extended periods of time? Understanding of mechanisms affecting clay mineral-radionuclide interactions under prevailing geochemical conditions is important; however, the utilization of experimental geochemical information related to physicochemical properties of clays and clay-bearing materials with geohydrologic models presents a uniquely challenging problem in that many assessments have to be based on model predictions rather than on experiments. These are high-priority research investigations that need to be addressed before complete reliance for disposal area performance is made on clays and clay minerals.

• 방사성폐기물학회지
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• 제15권1호
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• pp.65-82
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• 2017

방사성폐기물 발생기관의 가용데이터를 기반으로 산출된 핵종재고량을 적용하여 예비안전성평가를 수행한 결과 처분안전성과 운영측면에서 많은 어려움이 예상됨을 확인하였다. 본 논문에서는 전체처분시설 예비안전성평가를 수행하였으며, 평가결과 성능목표치 초과핵종에 대해 방사능량이 큰 비중을 차지하는 단위포장물을 선별하고, 높은 표면선량률의 포장물을 처분대상에서 제외하는 방식으로 처분시설의 처분방사능량제한을 도입하였다. 처분방사능량제한은 안전기준 만족을 위한 처분시설별 인수기준과 처분기준 설정에 기초자료로 활용할 것이며, 경주 처분시설의 안전한 종합개발계획수립 및 처분시설의 안전성 최적화를 위한 Safety Case 구축에 기여할 것으로 판단된다.

• Journal of Radiation Protection and Research
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• 제35권4호
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• pp.172-177
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• 2010

중수로원전에서 환경으로 배출되는 방사성유출물의 양은 경수로원전에 비해 상대적으로 많고, 방사성유출물을 계속적으로 배출하는 연속배출(Continuous release) 방식으로 운용되고 있다. 이 때문에 원자로건물 배기 굴뚝(Stack) 등 주요 배출지점에 방사선검출기(Radiation detector)를 설치하여 방사성유출물의 농도를 실시간으로 감시하고 있다. 또한 방사성핵종 별로 연간 배출 가능한 유도배출한계(Derived Release Limits: DRLs)를 정하고, 이들 설정 값을 초과하지 않도록 엄격하게 관리하고 있다. 본 논문은 중수로원전 방사성유출물에 대한 배출관리 방식, 유도배출한계의 설정기준, 설정 방법론과 설정 현황을 조사하여 검토하였다.

• Journal of Radiation Protection and Research
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• 제48권2호
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• pp.84-89
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• 2023

Background: Food consumption is one of the most important routes for radionuclide intake for the public; therefore, there is the need to have a comprehensive understanding of the amount of radioactivity in food products. Consumption of radionuclide-contaminated food could increase potential health risks associated with exposure to radiation such as cancers. The present study aims to determine radioactivity levels in some food products (milk, rice, sugar, and wheat flour) consumed in Mali and to evaluate the radiological effect on the public health from these radionuclides. Materials and Methods: The health impact due to ingestion of radionuclides from these foods was evaluated by the determination of activity concentration of radionuclides ²³⁸U, ²³²Th, ⁴⁰K, and ¹³⁷Cs using gamma spectrometry system with high-purity germanium detector and radiological hazards index in 16 samples collected in some markets, mall, and shops of Bamako-Mali. Results and Discussion: The average activity concentrations were 9.8±0.6 Bq/kg for ²³⁸U, 8.7±0.5 Bq/kg for ²³²Th, 162.9±7.9 Bq/kg for ⁴⁰K, and 0.0035±0.0005 Bq/kg for ¹³⁷Cs. The mean values of radiological hazard parameters such as annual committed effective dose, internal hazard index, and risk assessment from this work were within the dose criteria limits given by international organizations (International Commission on Radiological Protection and United Nations Scientific Committee on the Effects of Atomic Radiation) and national standards. Conclusion: The results show low public exposure to radioactivity and associated radiological impact on public health. Nevertheless, this study stipulates vital data for future research and regulatory authorities in Mali.