• 방사성폐기물학회지
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• 제3권4호
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• pp.309-317
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• 2005

방사성 폐기물 핵종 재고량 평가에 필요한 핵종분석을 위하여 다양한 매질의 방사성 폐기물 시료로부터 $^{99}Tc,\;^{94}Ng,\;^{55}Fe,\;^{90}Sr$ 및 $^{59/63}Ni$의 분리에 관한 연구가 수행되고 있다. Ni은 음이온교환 수지와 Sr-Spec 추출 크로마토그래피 수지로 Re($^{99}Tc$의 대용물), Nb, Fe 및 Sr을 차례로 분리하는 과정에서 Ca, Mg, Al, Cr, Ti, Mn, Ce, Na, K 및 Cu와 함께 회수되었다. 본 연구에서는 Ni의 선택적 분리기술을 확립하기 위하여 Ni-Spec 추출 크로마토그래피 및 양이온교환수지법으로 이들의 분리거동을 비교하였다. 또한 Ni의 정제와 기체비례계수법으로 방사능을 측정하기에 적합한 계측시료 준비를 위하여 ammonium $citrate/ethanol-H_2O$ 및 tartaric $acid/acetone-H_2O$에서 dimethylglyoxime(DMG)에 의한 Ni의 침전거동을 조사하였다 원자력발전소로부터 채취한 폐이온교환수지 시료 용해용액의 화학조성을 모사하여 만든 모의 폐이온교환수지 용액을 사용하여 Re, Nb, Fe 및 Sr 분리과정을 거쳐 최종적으로 분리한 Ni의 회수율은 $92.1\%\;(RSD:\;0.9\%)$이었다. 또한 tartaric $acid/acetone-H_2O$에서 DMG에 의한 Ni의 회수율은 $85.6\%\;(RSD:\;1.9\%)$이었다.

• 방사성폐기물학회지
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• 제14권4호
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• pp.385-410
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• 2016

경주 방사성폐기물 처분시설은 향후 80만 포장물을 처분할 계획이며 다양한 처분방식 및 관리형태를 가진 복합계가 될 것이다. 본 논문에서는 전체부지 처분용량(80만 포장물) 처분시설의 단계별 개발에 따른 영향을 평가하기 위하여 처분시설 종합개발계획(안)에 따른 예비안전성평가를 수행하였다. 각 시나리오에 대한 안전성평가결과 처분시설의 성능목표치를 만족하였다. 다만, 전체처분시설의 안전성 평가결과에 중준위 방사성폐기물로 인하여 1단계 동굴 처분시설이 가장 크게 영향을 미치므로 처분시설의 안전성 향상을 위하여 처분방사능량제한 설정 등 관리방안이 필요하다. Safety Case 단계별 구축을 통하여 중 저준위 방사성폐기물 처분시설 종합개발 과정에서 인지된 불확실성을 저감하여 안전성을 증진 시킬 수 있을 것으로 판단된다.

• 방사성폐기물학회지
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• 제4권4호
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• pp.329-334
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• 2006

연구로 2호기 해체과정에서 발생한 방사화된 수조 콘크리트 내의 깊이에 따른 $^3H$ 및 $^{14}C$의 방사능 분포를 고온연소로와 액체섬광계수기를 이용하여 분석하였다. 또한 향후 연구로 2호기 해체과정에서 발생된 콘크리트폐기물의 핵종재고량 평가에 활용하기 위하여 $^3H$ 및 $^{14}C$ 측정결과와 감마방출핵종과의 상관관계를 도출하였다. $^3H$ 및 $^{14}C$의 검출하한값은 0.048 및 0.028 Bq/g이다. 연구로 2호기 수조 콘크리트 내의 $^3H$ 및 $^{14}C$의 깊이별 방사능 분포는 콘크리트 표면으로부터 멀어질수록 지수적으로 감소하는 경향을 보여주었다. 또한,$^3H$ 및 $^{14}C$의 비방사능은 콘크리트에 존재하는 $^{60}CO$의 비방사능과 좋은 상관관계를 나타내었다.

• Journal of Radiation Protection and Research
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• 제42권2호
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• pp.114-129
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• 2017

Background: The purpose of this paper is to confirm the event timings and the magnitude of fission product aerosol release from the Fukushima accident. Over a few hundreds of technical papers have been published on the environmental impact of Fukushima Daiichi accident since the accident occurred on March 11, 2011. However, most of the research used reverse or inverse method based on the monitoring of activities in the remote places and only few papers attempted to estimate the release of fission products from individual reactor core or from individual spent fuel pool. Severe accident analysis code can be used to estimate the radioactive release from which reactor core and from which radionuclide the peaks in monitoring points can be generated. Materials and Methods: The basic material used for this study are the initial core inventory obtained from the report JAEA-Data/Code 2012-018 and the given accident scenarios provided by Japanese Government or Tokyo Electric Power Company (TEPCO) in official reports. In this research a forward method using severe accident progression code is used as it might be useful for justifying the results of reverse or inverse method or vice versa. Results and Discussion: The release timing and amounts to the environment are estimated for volatile radioactive fission products such as noble gases, cesium, iodine, and tellurium up to 184 hours (about 7.7 days) after earthquake occurs. The in-plant fission product behaviors and release characteristics to environment are estimated using the severe accident progression analysis code, MELCOR, for Fukushima Daiichi accident. These results are compared with other research results which are summarized in UNSCEAR 2013 Report and other technical papers. Also it may provide the physically based arguments for justifying or suspecting the rationale for the scenarios provided in open literature. Conclusion: The estimated results by MELCOR code simulation of this study indicate that the release amount of volatile fission products to environment from Units 1, 2, and 3 cores is well within the range estimated by the reverse or inverse method, which are summarized in UNSCEAR 2013 report. But this does not necessarily mean that these two approaches are consistent.

• 한국해양환경ㆍ에너지학회지
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• 제4권1호
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• pp.3-13
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• 2001

황해의 주요 인공방사성 핵종인 /sup 137/Cs, /sup 239.240/Pu, /sup 238/Pu, /sup 90/Sr의 분포 특성을 규명하기 위하여, 동계 및 춘계의 해양 관측을 실시하여 시료를 채집하였다. 표층 시료 (100리터)는 양수 펌프를 이용하였고, 10m 이하 수심에서는 대용량 해수채수기를 이용하였다. 표층수의 인공방사성 핵종들의 농도 범위는 /sup 137/Cs이 1.78～3.38 mBq kg/sup -l/, /sup 239.240/Pu은 2.17～13.35 μBq kg/sup -l/, /sup 90/Sr이 1.97～3.96 mBq kg/sup -1/이었다. /sup 239.240/Pu의 경우 양자강 하구 인접 해역 (61～83 μBq kg/sup -1/)에 비해서 약 1/10 수준으로 낮았다. 표ㆍ저층수간에 수직별 /sup 239.240/Pu 농도는 3.0 μBq kg/sup -1/ 이내로 작다. 이것은 수심이 얕고, 입자성부유물질 농도가 상대적으로 높은 황해의 경우 /sup 239.240/Pu이 스카벤징에 의해 가라앉아 해저퇴적물에 빨리 축적되기 때문이다. 대기낙진 형태로 입력된 /sup 239.240/Pu중 약 0.7～0.9 % 정도만 해수에 머무른다. 인공방사성 핵종 비는 /sup 239.240/Pu//sup 137/Cs 및 /sup 137/Cs//sup 90/Sr 비는 각각 0.001-0.005, 0.79～l.65 범위로서, 대기경로가 인공방사성핵종의 유일한 공급원인 대양과 유사함으로서, 환해 해수의 인공방사성 핵종 기원은 대기 낙진이 우세함을 가리킨다.