• 한국방사성폐기물학회:학술대회논문집
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• 한국방사성폐기물학회 2004년도 Proceedings of the 4th Korea-China Joint Workshop on Nuclear Waste Management
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• pp.83-95
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• 2004

The removal efficiency of several washing agents on the $Cs^+$ ion was investigated. Leaching of $Cs^+$ ion from the soil surface by washing agents is affected by the exchange capability of the washing solution. Reuse tests of the effective soil washing agents such as $BaCl_2$, NaOH, citric acid＋ $HNO_3$ and oxalic acid were performed. NaOH, citric acid ＋ $HNO_3$ and oxalic acid solutions can be reused after passing through the ion exchange column. Among the tested solutions, both of citric acid＋ $HNO_3$ and oxalic acid were effective for the decontamination of TRIGA research reactor soil. The radioactivity of soils can be reduced to a release level by the successive application.

• 분석과학
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• 제21권6호
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• pp.474-479
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• 2008

중국의 주요 황사발원지로 알려진 오도스 사막, 알라샨 사막, 타클라마칸 사막 및 황토고원의 표층퇴적물에 분포되어 있는 우라늄계열의 $^{226}Ra$, 토륨계열의 $^{228}Ac$과 비 계열인 $^{40}K$과 같은 지각중 대표적인 자연방사성핵종의(naturally occurring radioactive nuclide: NORN) 방사능 특성을 조사하였다. 감마선 분광법을 이용하여 NORN의 비방사능(specific activity: SA, Bq/kg)을 측정하고 비방사능 비(specific activity ratio: SAR)를 산출하여 발원지에 따른 자연방사능 특성을 분석하였다. 발원지에 따른 세 핵종의 SA값은 $^{226}Ra$의 경우 세 사막지대에서는 평균 17.9~21.9 Bq/kg으로 매우 유사한 값을 가지는 반면 황토고원에서는 평균 35.0 Bq/Kg으로 큰 차이를 나타내고 있었다. $^{228}Ac$의 경우는 오도스 사막과 알라샨 사막에서는 평균 27.1~27.2 Bq/kg으로 거의 같은 값을 가지며 타클라마칸 사막에서는 31.7 Bq/kg 그리고 황토고원에서는 49.0 Bq/kg으로 큰 차이를 나타내고 있었다. $^{40}K$의 경우는 636~943 Bq/kg 으로 네 곳의 발원지에서 특별한 차이를 나타내지 않았다. $^{226}Ra/^{228}Ac$의 평균 SAR 값에서 네 곳의 발원지에서 0.708-0.721로 거의 일정하게 나타났고 $^{226}Ra/^{40}K$과 $^{228}Ac/^{40}K$의 평균 SAR 값을 보면, 오도스와 알라샨 사막은 각각 0.0209-0.0213과 0.0287-0.0320으로 유사한 값을 나타내고 있으나 타클라마칸 사막과 황토고원 표층시료들에서의 평균 SAR 값을 보면, 0.0353, 0.0506과 0.0493, 0.0773으로 상당한 차이를 나타낸다.

• 대한환경공학회지
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• 제39권7호
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• pp.385-390
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• 2017

응집 침전기술인 방사능 오염물질의 처리장치의 용존성 Cs 처리특성을 평가하였다. 방사능 오염물질 처리장치는 전흡착부, 고형물침전부, 후흡착부로 구성하였다. 흡착제는 천연광물 일라이트를 입자크기에 따라 LPI (Large Particle Illite), SPI (Small Particle Illite)로 구분하여 사용하였고, 응집제는 고염기도 PAC (poly aluminum chloride)을 사용하였다. 흡착제는 판상구조형태로 주로 석영, 조장석, 백운모로 구성되었으며, LPI, SPI의 Surface area는 각각 $4.201m^2/g$, $4.227m^2/g$으로 나타났고 입자크기는 각각 $197.4-840.9{\mu}m$, $3.28-53.57{\mu}m$로 나타났다. 천연광물인 일라이트의 흡착효율은 LPI는 82.8%, SPI는 85.6%로 나타났고 흡착제 회수에 대한 간접적인 지표인 탁도의 제거율은 96.4%, 98.3%로 나타났다.

• 방사성폐기물학회지
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• 제5권2호
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• pp.91-101
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• 2007

본 연구에서는 원전연료 가공시설에서 발생한 콘크리트 폐기물을 자체처분 하기 위란 국내 규제요건을 검토하였고, 매립 및 재활용에 따른 작업자 및 일반인의 방사선학적 위해도를 평가하기 위해 RESRAD Ver. 6.3, RESRAD BUILD Ver. 3.3 전산코드를 사용하여 피폭선량을 평가하였다. 피폭선량 평가 결과에 따라 유도된 처분제한치는 콘크리트 폐기물 매립의 경우 0.1071Bq/g (3.5% 농축우라늄), 재활용의 경우 $0.05515Bq/cm^2$(5% 농축우라늄)이었다. 또한, 자체처분대상 콘크리트 폐기물의 제염 후 잔류방사능을 조사한 결과, 표면오염도는 전체평균이 $0.01Bq/cm^2$(알파방출체), 콘크리트 폐기물 표면에서 채취한 시료의 방사성핵종 분석결과 $^{238}U$은 0.0297Bq/g, $^{235}U$의 농축도는 2w/o 이하였고, 인위적 오염으로 예상되는 $^{238}U$의 농도는 0.0089Bq/g 이었다. 따라서, 자체처분 대상 콘크리트 폐기물의 매립 및 재활용시 일반인 및 작업자에게 미치는 방사선학적 위해도는 원자력관계법령에서 정하는 처분제한치(개인선량 $10{\mu}Sv/yr$, 집단선량 $1man{\cdot}Sv/yr$) 이하임을 확인하였다.

• 한국방사성폐기물학회:학술대회논문집
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• 한국방사성폐기물학회 2005년도 춘계 학술대회
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• pp.32-39
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• 2005

원자력연구시설의 핫셀 내 바닥이나 장치표면에 부착된 방사성 오염입자의 제거를 위해서 PFC 제염기술을 적용한다. 고가인 PFC 제염용액의 재사용을 위해서는 여과장치의 개발이 필요하고 제염종료 후 이차폐기물의 양을 최소화할 필요가 있다. 여과막을 이용한 입자의 제거효율 측면에서 보면 Ceramic, PVDF, PP 막 모두가 $95\%$ 이상의 높은 여과 성능을 보였다. 기공 크기가 같은 동일 여과막에서는 입자가 크거나 공급되는 압력이 높을수록 좀더 성공적인 입자의 제거효율을 나타내었다. 투과 성능은 PVDF 막이 가장 높은 수준을 나타내었고 Ceramic과 PP 막에서는 다소 낮은 성능을 보였다. PVDF 막은 낮은 압력과 짧은 여과시간으로 최대(한계) 투과량에 도달함을 확인하였다. Ceramic 막은 모의입자의 제거효율은 높지만 다소 낮은 투과 성능을 나타냈다. 또한, 막 자체의 비싼 가격과 쉽게 부서지는 성질의 단점을 지니고 있지만 무기화합물의 재질로 되어있기 때문에 알파방사능 환경에서 $H_2$ 가스를 발생하는 고분자 막인 PVDF, PP 막과 비교하여 훨씬 안정적이므로 실제 핫셀에 적용 가능함을 알 수 있었다.

• 한국응용약물학회:학술대회논문집
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• 한국응용약물학회 1996년도 춘계학술대회
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• pp.219-219
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• 1996

Mucin release from hamster tracheal surface epithelial(HTSE) cells can be stimulated by extracellular ATP via activation of P$_2$ purinoceptors located on the cell surface which appears to be coupled to phospholipase C via G proteins. However, our preliminary data indicate that the ATP-induced mucin release involves, in part, activation of PKC, but not an increase in the intracellular Ca++ level, suggesting the presence of another pathway which is separate from the PLC-PKC pathway, In this study, we intended to confirm the previous observation and subsequently identify an additional mechanism. Confluent HTSE cells were metabolically labeled with either $^3$H-glucosamine or $^3$H-arachidonic acid(AA), and release of either $^3$H-mucin or $^3$H-AA was quantified following various treatments. $^3$H-mucin was assayed using the sepharose CL-4B gel-filtration method, whereas $^3$H-AA liberation was measured by counting $^3$H-radioactivity in the chase medium. We found that: (1)Desensitization of PKC by pretreatment with PMA completely abolished the mucin releasing effect of PMA but partially inhibited the ATP-induced mucin release; (2) ATP increases release of $^3$H-AA in a dose-dependent fashion; (3) mepacrine, an inhibitor of PLA$_2$, attenuates ATP-induced mucin release in a dose-dependent fashion. These results confirm our previous notion that the PLC-PKC pathway is responsible, in part, for ATP-induced mucin release. Furthermore, activation of PLA$_2$ appears to be an additional pathway which is involved in ATP-induced mucin release.

• Journal of Radiation Protection and Research
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• 제48권3호
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• pp.131-143
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• 2023

Background: This study examined the detection limit of thyroid screening monitoring conducted at the time of the Fukushima Daiichi Nuclear Power Plant (FDNPP) accident in 2011 using a Monte Carlo simulation. Materials and Methods: We calculated the detection limit of a NaI(Tl) survey meter to measure ¹³¹I accumulation in the thyroid gland of children. Mathematical phantoms of 1- and 5-year-old children were developed in the simulation of the Particle and Heavy Ion Transport code System code. Contamination of the body surface with eight radionuclides found after the FDNPP accident was assumed to have been deposited on the neck and shoulder area. Results and Discussion: The detection limit was calculated as a function of ambient dose rate. In the case of 40 Bq/cm² contamination on the body surface of the neck, the present simulations showed that residual thyroid radioactivity corresponding to thyroid dose of 100 mSv can be detected within 21 days after intake at the ambient dose rate of 0.2 µSv/hr and within 11 days in the case of 2.0 µSv/hr. When a time constant of 10 seconds was used at the dose rate of 0.2 µSv/hr, the estimated survey meter output error was 5%. Evaluation of the effect of individual differences in the location of the thyroid gland confirmed that the measured value would decrease by approximately 6% for a height difference of ±1 cm and increase by approximately 65% for a depth of 1 cm. Conclusion: In the event of a nuclear disaster, simple measurements carried out using a NaI(Tl) scintillation survey meter remain effective for assessing ¹³¹I intake. However, it should be noted that the presence of short-half-life radioactive materials on the body surface affects the detection limit.

• 대한핵의학회지
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• 제32권4호
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• pp.382-390
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• 1998

목적 : 이 연구의 목적은 SPECT 영상의 감쇠와 산란 현상을 보정하고 실제 임상 환경에서 상용하는 영상과 비교하여 그 효과를 평가하는 것이다. 그리고, 정확도가 개선된 영상에서 방사능양을 도출하여 SPECT 영상의 절대적인 정량화를 검증하는 것이다. 대상 및 방법: 직경이 20.0 cm인 원통형 팬톰에 삽입물로써 체적 25 ml의 폴리에틸렌 병을 6개 배치하고 배후와 다양한 비율을 이루도록 Tc-99m을 주입하였다. SPECT 기기로는 Trionix Triad xlt 20을 사용하였고 광피크 윈도 $126{\sim}154keV$, 산란 윈도 $101{\sim}123keV$에서 데이터를 얻었다. 이중에너지윈도(DEW) 방법과 Chang 방법을 사용하여 산란 및 감쇠 효과를 보정한 영상(SC+AC), 임상적으로 통용되고 있는 Chang 방법만을 사용하여 감쇠 효과를 보정한 영상(AC), 보정을 거치지 않은 영상(NONE)을 얻었다. SPECT 영상을 정량적으로 분석하기 위해 삽입물 대 배후의 방사능비(T/B), 영상대비, 절대방사능을 구하여 참값과 비교하였다. 결과: 관심영역 분석을 통한 T/B는 참값에 대하여 SC+AC 영상은 $1{\sim}20%$의 차이를 보였고 AC의 $24{\sim}37%$와 NONE의 $12{\sim}32%$에 비하여 개선되었다. 또한 SC+AC에서 영상 대비는 참값 1에 대하여 0.92로써 AC의 0.77, NONE의 0,80에 비하여 향상되었다. SPECT 영상에서 얻은 절대방사능 값은 SC+AC 영상이 참값에 대하여 $1{\sim}11%$의 오차를 나타냈으나, AC의 $22{\sim}47%$, NONE의 $2{\sim}16%$에 비하여 정확하였다. 그리고 대상물이 10.0 cm의 심부에 있을 때 절대방사능 값은 SC+AC에서 24%의 감소, AC에서 10%의 증가, NONE에서 40%의 감소를 보였다. 결론: 이 연구에서 사용한 DEW와 Chang방법에 의한 산란 및 감쇠 보정은 임상에 쉽게 적용할 수 있으며, 삽입물 대 배후의 방사능비와 영상 대비를 개선하였고 절대방사능을 정확하게 산출할 수 있었다.

• 핵의학기술
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• 제25권2호
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• pp.41-47
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• 2021

최근 사이클로트론 시설의 GMP 인증 및 핵의학과 검사 보험 미적용 등으로 인해 핵의학 검사 수가 감소함에 따라 사이클로트론도 조기에 해체될 가능성이 높다. 이에 본 연구에서는 사이클로트론 해체 시 방사성폐기물 발생량과 관련성이 높은 사이클로트론 차폐벽 내 방사성핵종을 확인하였다. 국내에는 해체가 진행중인 사이클로트론이 없으므로 사이클로트론 차폐벽 Coring이 불가능하고, 국내 모든 사이클로트론에 대한 실험을 수행하는 것은 현실적으로 불가능하다. 따라서, 대구 K대학교 병원 내 KIRAMS-13이 설치된 사이클로트론실에서 Target 진행 방향을 중심으로 총 30 곳에서 방사성핵종을 분석하였다. 본 연구에서 활용한 장비는 Thermo사의 RIIDEye이며, 측정 지점별 측정시간은 24시간으로 설정하였다. 측정 결과 일부 측정 지점에서 장반감기 방사성핵종인 Co-60과 Cs-137이 검출되었다. 또한, 가장 많은 측정 지점에서 검출된 Co-60의 방출에너지별 방사능을 확인한 결과, target 방향을 중심으로 우측 상부에서 좌측 하부로 이어지는 대각선 방향으로 방사능이 높은 것을 확인하였다. 따라서, 향후 사이클로트론 해체 전 차폐벽 coring 위치 선정 시 휴대용핵종분석기를 활용할 수 있을 것으로 예상된다. 하지만, 본 연구는 하나의 사이클로트론에 대한 실험 결과이므로 다수의 사이클로트론에 대한 추가 연구가 필요할 것으로 예상된다. 또한, 본 연구 결과는 휴대용핵종분석기를 사용한 연구결과로서 HPGe를 활용한 추가 연구를 수행하여 일치성을 확인하는 추가 연구가 필요할 것으로 판단된다. 최종적으로 다년간의 각 기관별 콘크리트 표면에서의 방사화 자료가 구축된다면, 사이클로트론 해체 준비 시 보다 정확한 방사성폐기물량을 예측할 수 있을 것으로 판단된다.

• 한국방사성폐기물학회:학술대회논문집
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• 한국방사성폐기물학회 2004년도 Proceedings of the 4th Korea-China Joint Workshop on Nuclear Waste Management
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• pp.130-139
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• 2004

The cladding materials remaining after reprocessing process of the nuclear fuel, generally called as hulls, are classified as a high-level radioactive waste. They are usually packaged in the container for disposal after being compacted, melted, or solidified into the matrix. The efforts to fabricate a better ingot for a more favorable disposal to the environment have failed due to the technical difficulties encountered in the chemical decontamination method. In the early 1990s, the accumulation of radio-chemical data on hulls and the advent of new technology such as a laser or plasma have made the pre-treatment of the hulls more efficient. This paper summarizes the information regarding the radio-chemical analysis of the hull through a literature survey and determines the characteristics of the hull and depth profile of the radio-nuclides within the hull thickness. The feasibility study was carried out to evaluate the reduction of the radioactivity by peeling off the surface of the hull with the application of laser technology.