원자력발전소는 안전성이 가장 중요시되는 국가 기간 설비로서 해마다 over-haul 기간 동안에 중요 설비에 대한 안전성 검사를 수행한다. 그러나 이 약 한달 정도의 over-haul 동안에 모든 중요설비에 대한 진단 작업을 수행하기에는 시간이 턱없이 모자라는 관계로 몇년의 주기로 나누어 검사 계획에 따라 검사 대상 설비를 나누어 검사하는 실정이다. 원자력발전소의 중요 설비에 대한 감시진단은 상시 이루어져야 가장 이상적이나 수많은 유선센서를 이용한 방법은 문제점이 많다. 따라서 무선센서가 사용되고 있는 추세이나 무선센서에 대한 전력 공급 문제가 발생하고 있는 실정이다. 원자력발전소 내부에서는 방사선이라는 특별한 에너지원이 존재하는데, 본 논문에서는 이 에너지원을 이용하여 무선센서의 전력 수급을 해결하기 위한 원자력전지의 개발에 대하여 언급한다.
A dental panoramic radiography which usually uses low level X-rays is subject to the Nuclear Safety Act when it is installed for the purpose of education. This paper measures radiation dose and spatial dose rate by usage and thereby aims to verify the effectiveness of radiation safety equipment and provide basic information for radiation safety of radiation workers and students. After glass dosimeter (GD-352M) is attached to direct exposure area, the teeth, and indirect exposure area, the eye lens and the thyroid, on the dental radiography head phantom, these exposure areas are measured. Then, after dividing the horizontal into a $45^{\circ}$, it is separated into seven directions which all includes 30, 60, 90, 120 cm distance. The paper shows that the spatial dose rate is the highest at 30 cm and declines as the distance increases. At 30 cm, the spatial dose rate around the starting area of rotation is $3,840{\mu}Sv/h$, which is four times higher than the lowest level $778{\mu}Sv/h$. Furthermore, the spatial dose rate was $408{\mu}Sv/h$ on average at the distance of 60 cm where radiation workers can be located. From a conservative point of view, It is possible to avoid needless exposure to radiation for the purpose of education. However, in case that an unintended exposure to radiation happens within a radiation controlled area, it is still necessary to educate radiation safety. But according to the current Medical Service Act, in medical institutions, even if they are not installed, the equipment such as interlock are obliged by the Nuclear Safety Law, considering that the spatial dose rate of the educational dental panoramic radiography room is low. It seems to be excessive regulation.
Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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1997.10a
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pp.284-289
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1997
원자력발전소 금속파편감시계통(LPMS : Loose Parts Monitoring System)은 내각재계통 내부에 존재하는 금속파편물을 조기에 탐지하여 관련 구조물 파손을 방지하므로써 불필요한 검사 및 보수로 인한 작업자 방사선 피폭를 최소화하며 원전 안전성 및 경제성을 제고시킨다. 현재 국내 원전에서 가동중인 금속파편감시설비중 영광 1,2호기와 고리 3,4호기에서 운영중인 Westinghouse사의 금속파편감시설비(상품명: Digital Matal Impact Monitoring System)는 70년대에 개발되어 설치된 설비로 기능의 낙후와 장기간 운영에 따른 노후화로 인해 발생될 수 있는 문제점을 방지하고자 하드웨어 및 금속충격파 검출 및 판별 알고리즘을 개발하여 영광 1,2호기에서 기존 설비와 병렬운전중이다.
Radioactive materials are in use and have many applications from the generation of electricity to the purposes of research, industry and medicine such as diagnosis and therapy. In the course of their use some of radioactive substances may be discharged into the environment from facilities using the unsealed radioactive materials, which are main artificial sources occurring the public exposure. Discharges are in the form of gases, particles or liquids. This paper provides procedures to estimate the level of the public exposure based on the conservative assumptions and simple calculations in the facility using unsealed liquid sources. They consist of two processes; (1) to calculate maximum concentration of gaseous effluents discharged through the exhaust pipe and average concentration of liquid effluents discharged through the drain of the storage tank, (2) to compare each of them to numerical guidances for the discharges of radioactive gaseous and liquid effluents mentioned in the related notification. For this purpose followings are assumed properly; daily usage, form and dispersion rate of radionuclides, daily amount of radioactive liquid waste and exhaust and drainage equipment. The procedures are readily applicable to evaluate environmental effects by planned effluent discharges from facilities using the unsealed radioactive materials. In addition they may be utilized to obtain practical requirements for radiation safety control necessary for the reductions of the public exposure.
Journal of the Korean Society for Nondestructive Testing
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v.18
no.1
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pp.42-45
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1998
원유 또는 가스 생산을 위해 해상에 설치되는 플랜트 해양설비는 크게 jacket과 module로 나눌 수 있다. Jacket은 module을 지지하기 위한 구조물로써 jacket 본체와 pile로 구성되어 있으며, 미국용접학회(AWS)의 규정에 의해 대부분의 맞대기 완전용접 이음부(full penetration butt welds)에 대해 100% 방사선투과검사를 실시하게 되어 있다. 그러나 지금까지 방사선투과검사를 실시해 온 경험으로 미루어 볼 때 방사성에 대한 안전성, 생산공정의 영향(검사지연) 등 방사선투과검사는 많은 문제점을 가지고 있었다. 이에 대한 문제점을 해소하고, 국내의 비파괴검사 기술 향상을 위해 자동 초음파탐상 system을 개발, 방사선투과검사를 자동 초음파탐상검사로 대체하여 적용한 사례를 간략하게 기술하였다. 또한, 적용 확대를 위해 개방중인 system을 소개하고 아울러 자동 초음파탐상기술에 대한 앞으로의 방향을 제시하였다.
Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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1997.05b
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pp.379-383
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1997
삼중수소화 중수로부터 삼중수소를 가스상의 중수소로 이동시키기 위한 촉매교환 공정에는 친수성 촉매를 사용한 기상촉매교환공정과 소수성 촉매를 사용한 액상촉매교환공정이 있다. 소수성 촉매를 이용한 기상촉매교환공정은 기존의 두 가지 공정과는 설계 개념이 달라서 방사선 안전성과 설비의 규모면에서 독특한 특성을 가질 수 있으므로 촉매교환공정의 개발을 위한 첫 단계로 공정해석을 시도하였다. 소수성 촉매를 사용한 기상촉매교환공정은 액상촉매교환공정과 유사하게 1atm, 80~10$0^{\circ}C$에서 운전이 가능하므로 2.7atm, 20$0^{\circ}C$에서 운전되는 기존의 그것에 비해 방사선 안전성이 뛰어나나, 촉매층의 단수가 35%정도 증가됨을 알 수 있었다. 반면에 액상촉매교환공정에 필요한 촉매층의 단수보다는 훨씬 적음을 알 수 있었다.
Proceedings of the Korean Radioactive Waste Society Conference
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2004.06a
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pp.247-247
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2004
가압 중수로형 원자력발전소에서는 원자로의 감속재 및 냉각재로 사용하는 중수(heavy water)로 인한 삼중수소(tritium)의 생성이 전체 방사선 준위 상승의 가장 중요한 원인이 되고 있다. 따라서 4기의 중수로가 운전 중인 우리나라에서도 월성원자력 발전소에 삼중수소 제거 설비(Tritium Removal Facility)가 건설 중에 있다. 이 시설로부터 99% 이상의 순도인 삼중수소가 회수되며, 회수된 삼중수소는 장기적인 저장을 위하여 안전하게 포장되어야 한다.(중략)
Journal of Nuclear Fuel Cycle and Waste Technology(JNFCWT)
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v.13
no.3
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pp.187-199
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2015
Decontamination is one of the crucial technologies that are applied during the decommissioning process of nuclear facilities to secure the safety of workers and to minimize the quantity of radioactive waste. Decontamination removes radionuclides on the surface of contaminated metal. Compared with decontamination for operational nuclear facilities, decontamination for nuclear power plants that are being decommissioned needs to remove the more and thicker surface using more aggressive agents or specially developed equipment. This paper analyzed the factors to be considered before planning the decontamination, representative decontamination technologies, and their application procedure,etc. ORCID
Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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1996.05c
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pp.429-434
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1996
소각 또는 고온용융 등의 열처리 설비의 운전시 이로부터 예상되는 작업자 및 인근주민의 방사선 피폭을 보수적인 개념과 단순화시킨 피폭예측 식을 이용하여 산출해 보았다. 200kg/hr 용량의 소각로에 대해 발전소의 가연성 폐기물을 소각하는 경우 작업자의 피폭이 인근주민보다 훨씬 우려해야 하는 영향인자였으며 소각대상물 중의 핵종농도의 제한, 소각재 취급시 차폐의 증대 등이 요구된다. 따라서 작업자의 최대 피폭허용기준치를 기초로 폐기물내 핵종의 최대 허용 비방사능치를 계산해 보았고 각 핵종의 영향도를 제시해 보았다. 적용된 식은 각종처리 및 처분시설의 설계 및 운전전에 안전성 평가에 활용될 수 있으리라고 기대된다.
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[게시일 2004년 10월 1일]
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