• Journal of Radiation Protection and Research
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• 제24권2호
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• pp.73-86
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• 1999

현재 경수로형 원자력발전소의 일차계통 냉각수 정화를 위해 사용되는 이온교환방법은 제염효과가 우수하고 공정이 단순하며 조작이 간편하기 때문에 광범위하게 활용되고 있으나 비금속성분도 함께 제거하여 수지의 수명이 단축되고 폐이온교환수지가 발생되는 단점이 있다. 본 연구에서는 일차계통 냉각수 정화를 위해 사용되는 이온교환수지의 대체공정으로서 전기투석과 이온교환이 결합된 전기탈이온법의 사용가능성을 조사하기 위해 모의 용액을 이용하여 다양한 실험조건하에서 수행하였다. 실험결과 유입유량이 증가할수록 제거율은 증가하고 전력소모는 감소하였다. 금속성분 제거율에서 제염계수 1000으로 일정한 경향을 나타내었으며 전력소모 면에서는 TDS 3 ppm이하를 기준으로 유입유량이 $2.0{\ell}/min$일 때 $40.3mWh/{\ell}$ 이었다. 유입유속이 동일한 조건에서는 희석실에 채운 이온 교환수지의 함량이 증가할수록 금속성분 제거율과 전력소모에서 효과적인 것으로 평가되었다. 이온 교환수지를 채운 전기탈이온 공정은 이온교환수지 자체에 의한 수리적 저항과 현탁질에 의한 수지의 오염으로 인해 운전이 계속될수록 유량이 감소하게 된다. 이러한 단점을 극복하기 위해 이온교환수지 대신 이온전도성 스페이서를 설치하여 실험한 결과 유입유량 문제는 해결할 수 있었으나 전력소모와 금속성분 제거율 및 전류효율 면에서 비효율적인 것으로 평가되었다. 전기탈이온 공정의 연속운전에서도 금속성분 제거율에서 제염계수가 1000으로 안정적인 수준을 유지하였다.

• Journal of Radiation Protection and Research
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• 제25권2호
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• pp.75-80
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• 2000

월성원전 주변에서 실측된 공기중 및 솔잎중 삼중수소 농도와 INDAC 코드 예측치의 비교 평가를 수행하였다. 또한, 방사성물질의 환경중 방출유형, 풍속분류, 지형 고려 유무 등에 따른 삼중수소 예측치의 변화를 측정치와 비교 평가함으로써, 규제실무에 적용할 수 있는 최적 기상자료 입력방안을 도출하였다 공기중 및 솔잎중 삼중수소 농도와 INDAC 코드 예측치의 비교평가 결과, 월성원전 주변 삼중수소 농도 예측치는 측정값의 불착실성, 지현의 복잡성, 해륙풍의 영향 등의 제한점에도 불구하고 규제검증에 필요한 정도의 보수성을 유지하면서도 삼중수소의 거동을 잘 모사함을 확인할 수 있었다. 또한, INDAC 코드에 적용된 솔잎중 삼중수소 농도의 평가방법론 즉, 대기내 수분중의 삼중수소 농도의 절반이 식물체내에 골고루 분포되어 있다고 가정하는 것은 규제 검증에 필요한 보수성을 확보하고 있음을 알 수 있었다. 최적 기상자료 입력방안의 도출을 위한 민감도 분석 결과, 혼합방출 및 지형을 고려하지 않는 경우에는 실측치 대비 과소 평가되는 부분이 있어 규제실무에 적용하기에는 적합하지 않은 것으로 나타났다. 따라서, 혼합방출을 고려하는 경우에는 58m 기상자료와 지형자료에 근거하여 대기확산인자를 평가하여야 하는 것으로 나타났다.

• 대한핵의학회지
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• 제36권2호
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• pp.133-139
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• 2002

목적: 섬광 근접측정법은 항원 항체 반응 후 결합 분획과 유리분획을 분리하는 과정이 필요없다. 이러한 원리를 검체 내 hCG와 항 ${\alpha}$ hCG 항체간의 항원 항체 반응에 적용하고자 한다. 대상 및 방법: 항 ${\alpha}$ hCG 항체를 biotin과 결합시켜 SPA bead에 부착된 streptavidin과 부착 가능하게 만들었다. 이 측정법은 항 ${\alpha}$ hCG 항체가 부착된 SPA beads에 대해 혈청내 hCG와 표지항원인 $[^{125}I]hCG$간의 경쟁 반응을 기본 원리로 이용하였다. Biotin 표지 항 ${\alpha}$ hCG 항체를 $[^{125}I]hCG\;100{\mu}{\ell}$와 표준용액이나 환자 혈청 $200{\mu}{\ell}$이 들어있는 실온에서 20분 방치하였다. 그리고 streptavidin이 붙은 SPA beads $20{\mu}{\ell}$를 바이알에 넣고 10분 더 방치한다. 환자 혈청의 수치를 표준 응답곡선을 통해 계산하였다. 결과: SPA측정법에 사용되는 방사성 핵종의 방사능 양에 따라 반응용액 속에서 SPA bead와 자유 방사성 핵종에 의한 배후 방사능이 측정값에 영향이 없음을 확인하였다. SPA 방법을 응용한 측정에서 적합한 표준 응답곡선을 얻었고, 실제 환자혈청에서의 hCG 농도를 결정할 수 있었다. 결론: 이 실험을 통해 SPA 방법을 이용한 측정법이 임상진단에 유용하게 사용될 수 있을 것으로 사료된다.

• 한국환경농학회지
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• 제2권1호
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• pp.30-34
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• 1983

원자력시설(原子力施設)에서 방출(放出)될 수 있는 주요 핵종중(核種中)에서 $Cs^{137}$을 인위적으로 토양(土壤)에 처리(處理)하여 작물체(作物體)에 흡수(吸收), 이행(移行) 및 농축관계(濃縮關係)를 구명(究明)하고자 pot(토양(土壤)10㎏)당(當) $0.5{\sim}60{\mu}Ci$로 처리(處理)한 후 대두(大豆)를 재배(栽培)하여 다음과 같은 결과(結果)를 얻었다. 1) 공시(供試)된 $Cs^{137}$의 상기(上記) 처리농도(處理濃度)에서는 대두작물(大豆作物)의 생장저해(生長沮害) 영향을 볼 수 없었다. 2) 처리농도(處理濃度) 증가(增加)에 따라 대두작물(大豆作物)의 $Cs^{137}$흡수(吸收)는 증가(增加)하였으나 K함양(含量)은 감소(減少)하였으므로 두 이온간(間)의 길항성(拮抗性)을 보였다. 3) 생육시기별(生育時期別) 흡수량(吸收量)은 pod 형성기(形成期)까지는 증가(增加)하다 수확기(收穫期)에는 감소(減少)하는 경향을 보였고 종실(種實)에 비해 경엽부(莖葉部)에 높은 축적(蓄積)을 보였다. 4) 대두작물(大豆作物)의 $Cs^{137}$ 흡수률(吸收率)은 $0.069{\sim}0.005$의 범위로 $Cs^{137}$처리농도(處理濃度)에 따라서 감소(減少)하였고, 이행률(移行率)은 평균(平均) 38.6%였고, 종실(種實)에의 농축계수(濃縮係數) 또한 농도(濃度)의 증가(增加)에 따라 감소(減少)하였으며 $20{\mu}Ci$처리구(處理區)를 기준(基準)으로 할 경우 농축계수는 0.04 였다.

• 방사성폐기물학회지
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• 제2권1호
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• pp.53-59
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• 2004

방사성핵종의 특성, 섭취형태 그리고 내부피폭 감시주기는 작업자의 방사성핵종 섭취량 및 내부피폭선량 평가 결과에 중요한 영향을 줄 수 있다. 따라서 방사성핵종이 흡입섭취 될 경우 섭취형태(급성 또는 만성) 및 내부피폭 감시주기에 따른 섭취량 평가 오차를 계산하였다. 섭취 핵종으로는 $^{125}$/I(Type F), $^{137}$Cs(Type F), $^{235}$ U(Type M, Type S)를 고려하였고, 방사능입자크기(AMAD)는 1 $\mu\textrm{m}$와 5 $\mu\textrm{m}$를 고려하였다. 섭취형태에 따라 평가된 섭취량의 상대오차는 방사성핵종, 흡수형태 그리고 내부피폭 감시주기에 따라 달랐으나, 입자크기에 의한 영향은 거의 없었다. 섭취형태 가정에 따른 섭취량 평가 오차를 10% 미만으로 줄일 수 있는 내부피폭 최대감시주기는 $^{125}$/I(Type F)에 대해 60일, $^{137}$Cs(Type F)에 대해 180일, $^{235}$ U(Type M)에 대해 90일, 그리고 $^{235}$ U(Type S)에 대해 360일로 나타났다.

• 방사성폐기물학회지
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• 제2권1호
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• pp.60-67
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• 2004

연구로 1,2호기 해체과정에서 발생되는 많은 양의 철재폐기물 중 자체처분대상 철재폐기물을 대상으로 재활용하는 경우에 대해서 피폭방사선량을 평가하고, 규제해제농도기준(안)을 도출하였다. 평가도구는 RESRAD-RECYCLE ver 3.06을 이용하여 ICRP60에서 제시하고 있는 유효선량 개념에 근거한 내부피폭 선량환산인자를 수정하였고, IAEA Safety Series 111-P-1.1 및 NUREG-1640을 적용하여 예상되는 최대개인선량 및 집단선량을 평가하였다. 0.4 Bq/g의 철재폐기물에 대한 RESRAD-RECYCLE 전산코드의 평가결과 개인최대선량 및 집단선량은 23.9 $\mu$Sv/y, 0.11 man$.$Sv/y이다. 최종적인 핵종별 규제해제농도기준은 일반평가방법과 세부평가결과를 종합하여 가장 보수적인 평가결과를 추출하여 결정하였다. 그 결과 $Co^{60}$, C $s^{137}$ 핵종에 대한 규제해제농도준위는 1.14${\times}$$10^{-1}$ Bq/g미만이 되어야 국내 원자력법에서 정하고 있는 처분제한치(최대개인선량 : 10 $\mu$Sv/y, 집단선량 : 1 man$.$Sv/y)를 만족할 수 있다.

• 방사성폐기물학회지
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• 제2권1호
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• pp.77-85
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• 2004

원전에서 발생된 중$.$저준위 방사성 폐기물의 경우 처분장으로 이송되기 이전에 드럼에 대한 세부적인 정보 특히 핵종 재고량에 대한 평가가 수행되어야 한다. 그러나 드럼처리된 방사성폐기물의 경우 평가 대상 핵종 농도에 대한 예측이 어려운 것이 일반적이다. 따라서 이를 극복하고자 직접측정이 어려운 경우 척도인자 방법을 활용하고 있다. 국내의 경우 1996년부터 고리원전에서 척도인자 개념이 적용된 핵종분석장치를 운영해오고 있다. 그러나 고리원전에 적용된 척도인자의 경우 많은 개선의 여지가 남겨져 있다. 따라서 현재 척도인자의 향상을 위한 연구가 진행 중에 있다. 본 논문에서는 연구의 범위에 대한 개략적인 소개와 핵종 재고량 평가 방법 중 보다 신뢰할 수 있는 평가 방법을 찾고자 통계적인 척도인자 평가 방법을 비교 평가했으며 이를 통해 고리원전에 사용된 산술평균 방법을 기하평균 방법으로 바꾸는 것이 예측의 정확성을 향상시킬 수 있을 뿐만 아니라 드럼내 핵종 재고량의 과대평가를 막고 합리적인 보수성을 유지할 수 있음을 알수 있었다.

• 한국방사성폐기물학회:학술대회논문집
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• 한국방사성폐기물학회 2005년도 춘계 학술대회
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• pp.161-166
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• 2005

현재 원자력연구소의 방사성폐기물 저장시설에는 1988년 서울사무소의 폐쇄 과정에서 발생한 토양 약 3,100여 드럼이 저장되고 있다. 이 토양은 시설 저장용량의 약 $27\%$를 차지하고 있어 포화용량에 도달하고 있는 저장시설의 운영 및 관리를 어렵게 하는 요인이 되고 있다. 그러나 토양내에 함유되어 있는 주요 핵종이 Co-60과 Cs-137이며 저장한 기간이 16년가량 경과하였으므로 발생초기보다 방사능 농도가 많이 낮추어졌을 것으로 평가되고 있다. 본 연구에서는 토양의 규제해제를 위한 기반작업으로 토양의 핵종 및 방사능평가 작업을 수행하였다. 작업을 위하여 작업절차서의 개발, 밀폐형 작업실의 제작 등이 이루어졌으며, 시료의 채취를 통한 방사선학적 특성 분석이 수행되었다. 분석 결과 토양에 함유된 ${\gamma}$-선 방출핵종은 Co-60과 Cs-137만이 존재하는 것으로 나타났으며, 전체 ${\gamma}$-선 방출핵종의 농도는 약 $0.01\;{\sim}\;0.12$ Bq/g 인 것으로 평가되었다. 현재 토양의 규제해제를 예상하고 있는 시점인 2009년이 되면 이러한 농도는 더욱 낮아져 0.1 Bq/g 미만이 되며, 이러한 농도는 현재 IAEA에서 제시하고 있는 규제해제 농도를 만족시키는 수준이 될 것이다. 또한, 토양의 규제해제는 이러한 농도 기준 외에도 환경영향평가를 통하여 국내의 원자력법에 적법하도록 처리될 것이다.

• 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.

• 한국방사성폐기물학회:학술대회논문집
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• 한국방사성폐기물학회 2003년도 가을 학술논문집
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• pp.660-664
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• 2003

연구로 1,2호기 해체과정에서 발생되는 많은 양의 금속폐기물 중 자체처분대상 금속폐기물을 대상으로 재활용하는 경우에 대해서 피폭방사선량을 평가하고, 규제해제농도기준(안)을 도출하였다. 평가도구는 ,RESRAD-RECYCLE ver 3.06을 이용하여 ICRP60에서 제시하고 있는 유효선량 개념에 근거한 내부피폭 선량환산인자를 수정하였고, IAEA Safety Series III-P-1.1 및 NUREG-1640을 적용하여 예상되는 최대개인선량 및 집단선량을 평가하였다. 0.4Bq/g의 금속폐기물에 대한 RESRAD-RECYCLE 전산코드의 평가결과 개인최대선량 및 집단선량은 23.9 ${\mu}Sv/y$, 0.11 man$\cdot$Sv/y이다. 최종적인 핵종별 규제해제농도기준은 일반평가방법과 세부평가결과를 종합하여 가장 보수적인 평가결과를 추출하여 결정하였다. 그 결과 $Co^60$, $Cs^137$ 핵종에 대한 규제해제농도준위는 $1.67{\times}10_{-1}$ Bq/g미만이 되어야 국네 원자력법에서 정하고 있는 처분제한치(최대개인선량 : 10${\mu}Sv/y$, 집단선량 : 1man$\cdot$Sv/y)를 만족할 수 있다.