• 암석학회지
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• 제17권3호
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• pp.179-190
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• 2008

부산 금정구일대의 암석, 토양 및 토양가스 내 주요 환경방사성 핵종들($^{40}K$, $^{228}Ac$, $^{226}Ra$, $^{222}Rn$) 및 U의 분포 특성에 대하여 연구하였다. 연구지역의 화강암질 암석들에서 환경방사성 핵종들의 방사능은 $^{40}K$>토륨붕괴계열>우라늄붕괴계열 순으로 낮게 나타나 화강암질 암석에서 U에 비해 Th이 상대적으로 많이 부화됨을 잘 나타내고 있다. 그러나 암석 내 U 농도 및 $^{226}Ra$ and $^{228}Ac$ 방사능은 암석의 분화단계를 잘 반영하지 못하고 있다. 잔류토양 내 환경방사성 이 핵종들의 방사능과 U의 농도는 모암에 비해 높게 나타나며. 토양가스, 토양 및 암석에서 환경방사성 핵종들의 분포는 낮은 정의 상관관계를 보인다. 이러한 사실들은, 토양가스 및 토양에서 환경방사성 핵종들의 방사능은 모암에 의한 영향보다, 암석의 풍화작용과 토양형성작용 동안 이들 핵종들과 모핵종들의 용탈 및 흡착 등의 거동 특성에 의한 영향을 더 크게 받음을 시사한다.

• 지질공학
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• 제27권4호
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• pp.501-511
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• 2017

이 연구에서는 전라남도 지역의 지하수 170개 소를 대상으로 자연방사성물질인 우라늄, 라돈을 분석하였으며, 지질별로 구분하여 이들의 함량특성을 지구화학적, 통계적으로 고찰하였다. 또한 우라늄과 라돈의 함량을 지질도에 표기하여 이들의 함량분포도를 작성하였다. 우라늄과 라돈의 함량범위는 넓지만 일부 시료를 제외하면 낮은 값을 보인다. 요인분석 결과에 의하면 전남지역의 지하수에서 우라늄과 라돈간의 상관계수는 낮아서, 이 두 성분은 서로 다른 거동특성을 가지는 것으로 판단된다. 서로 거의 무관한 거동특성을 보여주는 이러한 결과는 국내 대부분의 지하수중 우라늄, 라돈 연구결과와도 일치한다. 이들을 제외하면 주요 수질항목들 간에는 높은 상관계수가 나타나는데, 이들은 일반적인 물-암석반응의 결과임을 지시한다.

• Journal of Radiation Protection and Research
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• 제13권2호
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• pp.78-87
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• 1988

원전 사고시 (또는 원자력 발전소 사고시) 환경영향 평가에 중요하게 고려해야 될 핵종을 도출 제시하기 위해 WASH-1400에서 중요하게 고려하고 있는 25원소 54핵종의 노심재고량을 ORIGEN2 코드로써 계산한 후 환경으로 동일비율로 방출된다고 가정하여 급성피폭시 초기효과에 중요한 장기인 소화관, 골수, 갑상선, 허파에 대해 각 핵종에 의한 피폭선량을 평가함으로써 각각의 핵종이 초기효과에 미치는 상대적 중요도를 산출하였다. 그 결과 각 장기에 대한 초기효과에 상대적으로 중요하게 나타난 원소들은 소화관에 대해서는 Np, Ce, Ru, Y, Zr의 순으로, 골수에 대해서는 Np, I, La, Sr, Ba의 순으로, 갑상선에 대해서는 I, Te으로 요오드외원소들의 상대적중요도는 극히 미미하였고, 허파에 대해서는 Cm, Ce, Ru, Pu, Zr순으로 나타났다. 따라서 기존의 환경영향 평가시 갑상선과 전신 피폭선량에 고려되고 있는 요오드 원소와 불활성기체 외에도 원전사고 후 충분한 양이 방출될 때 인근 주민의 장기에 대한 초기효과에 크게 영향을 미치는 핵종이 많으며 이들 핵종들은 선원항 평가시 또는 사고시의 환경영향 평가시에 비중을 두고 고려해야 할 것이다.

• Journal of Radiation Protection and Research
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• 제45권2호
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• pp.88-94
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• 2020

Background: The International Commission on Radiological Protection (ICRP) has recently published report series on the occupational intakes of radionuclides (OIR) for internal dosimetry of radiation workers. In this study, the optimized monitoring program including the monitoring interval and the minimum detectable activity (MDA) of major radionuclides was suggested to perform the routine individual monitoring of internal exposure based on the ICRP OIR. Materials and Methods: The derived recording levels and the critical monitoring quantities were reviewed from international standards or guidelines by the International Atomic Energy Agency (IAEA), the International Organization for Standardization (ISO), and the European Radiation Dosimetry Group (EURADOS). The OIR data viewer provided by ICRP was used to evaluate the monitoring intervals and the MDA, which are derived from the reference bioassay functions and the dose coefficients. Results and Discussion: The optimal monitoring intervals were determined taking account of two requirement conditions on the potential intake underestimation and the MDA values. The MDA requirement values of the selected radionuclides were calculated based on the committed effective dose from 0.1 mSv to 5 mSv. The optimized routine individual monitoring program was suggested including the optimal monitoring intervals and the MDA requirements. The optimal MDA values were evaluated based on the committed effective dose of 0.1 mSv. However, the MDA can be adjusted considering the practical operation of the routine individual monitoring program in the nuclear facilities. Conclusion: The monitoring intervals and the MDA as crucial factors for the routine monitoring were described to suggest the optimized routine individual monitoring program of the occupational intakes. Further study on the alpha/beta-emitting radionuclides as well as short lived gamma-emitting nuclides will be necessary in the future.

• 한국방사성폐기물학회:학술대회논문집
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• 한국방사성폐기물학회 2005년도 춘계 학술대회
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• pp.485-495
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• 2005

본 연구에서는 자연토양에 대한 방사성 핵종(Co, Sr)의 단일 성분의 흡착 및 탈착 거동 특성과 Carboxymethyl-${\beta}$-cyclodextrin(CMCD)를 이용한 탈착저항성에 대한 연구를 수행하였다. 방사성핵종의 흡착 거동을 살펴보기 위하여 흡착속도 실험과 등온 흡착 실험을 수행 하였으며, 흡착 실험 결과를 기존의 흡착 모델식에 적용하여 보았다. 탈착 실험은 일정한 pH와 이온강도 조건에서 CMCD를 주입하였을 때와 주입하지 않았을 때의 탈착경향을 비교분석 하였다. 흡착 실험 결과 자연토양에 대해 스트론튬(Sr)이 코발트(Co) 보다 흡착이 잘 되었고, 코발트, 스트론튬 모두 흡착 속도는 pseudo-second order model을, 그리고 등온 흡착결과는 Sips model을 따르는 것으로 나타났다. 방사성 핵종의 탈착은 비가역적인 형태의 탈착거동을 보였으며, CMCD의 주입량 증가함에 따라 탈착도 증가하는 결과를 나타냈다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제39권6호
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• pp.747-752
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• 2007

The Proton Engineering Frontier Project (PEFP) has designed and developed a proton linear accelerator facility operating at 100 MeV - 20 mA. The radiological effects of such a nuclear facility on the environment are important in terms of radiation safety. This study estimated the production rates of radionuclides in the soil around the accelerator facility using MCNPX. The groundwater migration of the radioisotopes was also calculated using the Concentration Model. Several spallation reactions have occurred due to leaked neutrons, leading to the release of various radionuclides into the soil. The total activity of the induced radionuclides is approximately $2.98{\times}10^{-4}Bq/cm^3$ at the point of saturation. $^{45}Ca$ had the highest production rate with a specific activity of $1.78{\times}10^{-4}Bq/cm^3$ over the course of one year. $^3H$ and $^{22}Na$ are usually considered the most important radioisotopes at nuclear facilities. However, only a small amount of tritium was produced around this facility, as the energy of most neutrons is below the threshold of the predominant reactions for producing tritium: $^{16}O(n,\;X)^3H$ and $^{28}Si(n,X)^3H$ (approximately 20 MeV). The dose level of drinking water from $^{22}Na$ was $1.48{\times}10^{-5}$ pCi/ml/yr, which was less than the annual intake limit in the regulations.

• 한국지하수토양환경학회지:지하수토양환경
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• 제14권5호
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• pp.51-61
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• 2009

본 연구에서는 부산지역 지하수수질측정망 80개소를 대상으로 방사성물질의 특성을 연구하였다. 우라늄의 전체 평균 농도는 $4.33\;{\mu}g/L$이였고, 최대 평균농도는 $171.55\;{\mu}g/L$이였다. 미국 먹는물기준인 $30\;{\mu}g/L$을 초과한 곳은 1곳, WHO 권고기준인 $15\;{\mu}g/L$을 초과한 곳은 4곳으로 나타났다. 라돈의 전체 평균농도는 169 pCi/L이였고, 최대 평균농도는 1,850 pCi/L이였다. 미국 먹는물기준인 4,000 pCi/L WHO 권고기준인 2,700 pCi/L을 초과한 곳은 단 한곳도 없었다. 전알파의 전체 평균농도는 0.3pCi/L이였고 최대 평균농도는 6.9 pCi/L로 다른 방사성물질에 비하여 미미한 수준으로 나타났다. 지하수중에서 방사성물질의 평균 농도는 낮은 편이지만 미량이나마 검출되는 바 국민건강상 위해를 예방하기 위하여 먹는물 수질기준 둥 관리대책 마련의 필요성이 요구된다. 또한 우라늄이 고농도로 검출되는 일부 지점에 대해서는 정밀한 검토를 거쳐 폐공 조치 등 적절한 조치가 필요할 것으로 판단된다.

• Journal of Radiation Protection and Research
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• 제23권2호
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• pp.115-121
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• 1998

본 연구에서는 AMP와 $MnO_2$에 대한 해수중 방사성 핵종 및 안정원소들의 흡착율을 검토하였다. $^{137}Cs$, $^{85}Sr$ 및 $^{131}I$에 대한 AMP의 흡착율은 각각 97.5%, 11.8% 및 15.1%를 나타낸 반면, 기타 다른 핵종 및 원소에 대한 흡착율은 6% 미만이었다. $MnO_2$에 대한 흡착율은 $^{40}K$, $^{137}Cs$ 및 $^{203}Hg$를 제외한 대부분의 방사성핵종 및 안정원소에 대해 90% 이상이였으나, $^{40}K$, $^{137}Cs$ 및 $^{203}Hg$의 흡착율은 8% 미만이였다.

• 방사성폐기물학회지
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• 제17권2호
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• pp.235-243
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• 2019

원자력 사고 후 대기로 누출된 방사성물질이 지표 토양내 침적된 후 강우에 의하여 주변 환경으로 이동하여 지표수계를 오염시킨다. 지표 토양내 침적된 방사성핵종의 거동 평가를 위하여 수립된 지표 수계 및 토양 유실 모델의 주요 입력자료를 수집하여 분석하였다. 월성 원전이 위치한 낙동강권역의 하천과 호수에서의 물리적 특성과 주요 생물상의 변화를 파악하기 위해서 원전 주변 수생 환경의 조사 및 분석을 수행하였다. 이를 위해 국내 여러 기관에서 제공하는 수치지도, 수문자료, 수질 및 생태환경자료 등을 수집 분석하여 자료간 상호 연계성을 갖도록 체계적인 DB를 구축하였다. 구축된 수생환경 자료는 지표수계에 흡착된 방사성물질의 중장기 거동 평가를 위하여 수립된 지표수계 유동, 토사유실 및 생태계 모델의 기본 입력자료로 제공되어 종합적인 방사선영향평가에 활용될 예정이다.

• 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.