• Journal of Radiation Protection and Research
• /
• 제25권2호
• /
• pp.99-107
• /
• 2000

플라즈마 아크 용융방식 유리화 시험설비의 계통내 기체 및 최종배출구 전단의 배기체를 분석함으로써 배기체중에 포함된 분석용 첨가물의 거동 및 배기가스 처리장치의 제염성능을 평가하였다. 중금속 물질(Pb, Cd, Hg), 방사성 모의물질(Co, Cs) 그리고 방사성핵종($^{60}Co,\;^{137}Cs$)을 분석용 첨가물로 사용한 실험결과로부터 첨가물질의 거동에 따른 유리화 설비 배기체처리시스템의 제염특성 및 제염제수를 구하였다.

• 원자력산업
• /
• 제15권5호통권147호
• /
• pp.53-58
• /
• 1995

방사능방재 기상자료수집시스템(REMDAS)은 방사선비상시 방사능방재대책기관이 방사성물질의 대기중 확산정도를 실시간으로 평가하여, 주민을 보호하기 위한 방지대책을 수립하는데 필요로 하는 기상정보를 제공해 주는 유익한 대응수단이다. 이 시스템이 운영됨에 따라 원자력시설의 안전성을 확보하기 위한 방사능방재대책이 전산화되는 일대 전기를 맞이하였다.

• 한국방사성폐기물학회:학술대회논문집
• /
• 한국방사성폐기물학회 2004년도 학술논문집
• /
• pp.339-339
• /
• 2004

원자로를 이용하여 장수명핵종(long lived nucleus)을 소멸처리하는 과정에서 초우라늄(TRU, transuranium)과 희토류(RE, rare earth) 금속에 포함되어 있는 소량의 핵분열성(fissile) 물질인 우라늄을 제거할 필요가 있다. 본 실험은 LiCl-KCl 용융염계에서 전해제련법(Electrowinning)을 이용하여 용융염욕에 존재하는 우라늄을 제거하기 위하여 필요한 Cd-Li 양전극 물질을 제조하였고, 제조된 금속을 이용하여 우라늄 및 란탄족(Dy, Ce, Y, Nd, Gd) 금속의 환원 특성을 파악하였다.(중략)

• 한국원자력학회:학술대회논문집
• /
• 한국원자력학회 1995년도 추계학술발표회논문집(2)
• /
• pp.806-811
• /
• 1995

DUPIC 핵연료주기에서 기준 핵연료로 설정된 사용후 경수로핵연료, 신 DUPIC 및 사용후 DUPIC핵연료의 핵종별 농도, 방사능, 붕괴열, 위해지수 및 방사선원항을 시간의 함수로 그 변화 특성을 분석하고, 각 인자별로 :-B게 영향을 미치는 주요 핵종의 거동을 물질농도 측면에서 추적하여 분석.평가 하였다. 방사성물질의 농도와 방사능 및 붕괴열 측면에서 모두 사용후 DUPIC핵 연료는 사용후 경수로핵연료에 111해 양적인 감소현상이 뚜렷하게 나타났다. 이는 DUPIC핵 연료주기의 경제적인 이득은 물론 환경 안전성 측면에서 크게 기여할 것임을 시사하고 있다. 한편 섭취 위해지수는 냉각기간에 따라 약간의 차이를 보이나 두 경우 비슷한 것으로 나타났으며, 방사선원 항의 세기에 있어서는 에너지 스펙트럼에 의존하는 것으로 나타났다. 이러한 결과는 향후 전체, DUPIC핵연료주기 평가에 있어서 기본 자료로 유용하게 활용될 수 있을 것으로 기대된다.

• 한국진공학회:학술대회논문집
• /
• 한국진공학회 2016년도 제50회 동계 정기학술대회 초록집
• /
• pp.194.1-194.1
• /
• 2016

방사성 폐기물의 운반이나 장기 보관 시 방사성 물질의 침출을 차단하기 위한 유리화 기술을 실현하기 위해 이송식 아크 플라즈마에 대해 전산해석을 수행하였다. 본 연구에서는 운전전류나 아크길이와 같은 운전조건 변화에 따른 열플라즈마의 특성 변화 뿐만 아니라 150 kW급 고출력 이송식 아크 플라즈마의 최적 설계를 위하여 핵심 부품인 파일럿 노즐의 길이와 직경 변화에 따른 예상 용융영역을 전산해석 하여 방사성 폐기물의 유리화 기술을 상업적으로 이끌어내는데 기초 자료를 제공하고자 하였다. 노즐직경은 4, 5, 6 mm로 변화시켰으며, 길이는 2, 4, 6mm로 하였다. 이러한 다양한 설계조건에 대하여 운전변수로는 전류 200 A, 방전 기체인 알곤의 유량 15 L/min, 아크 길이 2 cm로 고정하였다. 전산해석 결과 노즐직경이 작을수록 아크압축 효과에 의해 중심부에서 최고 온도가 높은 열플라즈마 제트를 발생시킬 수 있으나, 반경방향으로 온도구배가 커서 고온 구간이 급격히 감소하는 경향이 예상되었다. 반면 노즐직경이 증가할수록 아크 압축효과는 줄어들지만 반경방향으로 온도가 완만히 감소하여 콘크리트가 대부분인 유리화 대상물질을 충분히 용융시킬 수 있는 $2,600^{\circ}C$ 이상의 고온 면적이 넓어지게 될 것으로 예상되었다. 또한, 노즐길이가 줄어들 경우 아크방전의 안정성은 다소 떨어 질 수 있으나 수 있으나 고온의 열플라즈마 제트가 반경방향으로 효과적으로 넓어 질 수 있음이 예측되었다. 따라서 고온 영역의 확장 관점에서 이송식 아크 플라즈마 토치를 제작할 경우 아크의 안정성을 유지하는 범위 내에서 파일럿 노즐의 직경을 크게 하고 길이는 짧게 하는 것이 효과적인 유리화를 위해 유리할 것으로 예상되었다.

• 한국원자력학회:학술대회논문집
• /
• 한국원자력학회 1998년도 춘계학술발표회논문집(1)
• /
• pp.58-63
• /
• 1998

AMBIDEXTER(Advanced Molten-Salt Break even Inherently-Safe Dual-Mission EXperiment & TEst Reactor)는 토륨-우라늄 연료주기의 핵적자활성 요건을 설계하는 방법으로써 핵분열중간 생성물인 $^{233}$ Pa의 시간격리, 노내 방사성물질 농도저감, 잉여반응도 및 증식률향상을 위해 핵분열 생성물질의 온라인 정화.처리.재생 개념을 채택하고 있다. 본 연구에서는 AMBIDEXTER 로심의 핵분열성물질의 연소와 온라인 정화.처리에 따른 핵연료내 원소분포 변화를 기술하기 위해 핵분열생성물질의 평형포화농도에 대응하는 등가연소도(Equivalent Burnup)를 정의하고 이를 노심의 핵적자활성 요건에 대해 최적화하는 핵연료 정화공정의 시간상수 특성을 시뮬레이션 하였다. 핵분열생성물질농도의 동특성은 ORIGEN2 코드에 내장된 연속재처리 모델을 이용하여 해석하였으며 실용화가 입증된 후보정화공정들을 고려하여 모든 핵종을 5종의 핵종군으로 분류하여 평가하였다. 시뮬레이션 결과 유효정화주기를 0.1 (노심장전량/일)로 연속재처리 할 때 노심내 포화등 가연소도는 약 650 (MWD/TeH.E.)로 대응되며 이때 동일한 핵연료량으로부터 생성된 노내 핵분 열생성물질 평형농도는 최대연소도 33000MWD/TeU의 PWR 평형노심 BOC시의 대비해 약 1/10 에 해당하는 양이 잔유하는 것으로 나타났다.

• 한국해양학회지:바다
• /
• 제17권3호
• /
• pp.189-201
• /
• 2012

방사성탄소동위원소는 해양의 탄소순환을 이해하는 데 유용한 도구이다. 현재 가속질량분석기를 이용한 분석 기술의 발달로 유기물전체 뿐만 아니라 특정 유기화합물에서도 방사성탄소 분석이 이루어지고 있다. 이 리뷰 논문에서는 방사성탄소의 측정 방법과 농도 표현에 대하여 간단히 소개하고 방사성탄소를 해양의 유기탄소 순환 연구에 이용한 예들을 살펴보았다. 입자유기탄소와 용존유기탄소의 기원 물질 및 순환, 저서생물의 선택적 섭식, 입자유기물의 생화학적 화합물군의 거동, 분자크기에 따라 분류한 용존유기물군의 거동, 퇴적물의 수평 이동, 퇴적물의 연대측정, 육상기원 유기물의 거동, 미생물 유기물의 기원 물질, 할로겐화 유기물의 기원을 이해하기 위한 연구의 예들을 통하여 유기물전체, 유기물군, 특정 유기화합물의 방사성탄소 측정이 어떻게 해양 유기탄소 순환 연구에 활용될 수 있는지 기술하였다.

• Journal of Radiation Protection and Research
• /
• 제22권4호
• /
• pp.251-261
• /
• 1997

방사성 동위원소 등의 고준위 방사성물질을 운반하기 위한 운반용기는 국내외의 관련법규에 따라 정상수송은 물론 가상사고조건에서도 방사성물질의 누설이 발생되지 않도록 방사선차폐, 열 및 구조적 건전성이 유지되어야 한다. 운반용기의 건전성 평가는 시험모델을 이용한 시험적 방법과 전산해석 코드를 이용한 해석적 방법에 의하여 이루어지고 있다. 본 논문에서는 원자력연구소의 하나로에서 생산되는 동위원소를 동위원소 생산시설까지 이송하기 위한 HTS (Hydraulic Transfer System) 방사성 동위원소 운반용기의 안전성을 평가하였다. 방사선차폐해석, 열해석 및 구조해석을 수행한 결과 동위원소 운반용기는 정상수송조건 뿐만 아니라 가상사고조건에서도 건전성이 유지되는 것으로 나타났다.

• 핵의학기술
• /
• 제14권2호
• /
• pp.128-132
• /
• 2010

핵의학과 종합조작실은 방사선 관리구역으로 이곳에서 발생된 방사성오염물질은 방사성폐기물로 간주하여 일반쓰레기와 별도로 관리를 해야 한다. 본 실험은 우리가 미처 인식하지 못해 일반쓰레기로 처분되었던 방사성오염물질의 오염도를 측정하고 원인을 분석하여 보다 적극적인 방사성폐기물 관리 운영의 필요성을 제시하고자 함이다. 측정대상은 방사성의약품을 표지하기 위해 사용된 생리식염수와 $^{99}Mo$/$^{99m}Tc$ generator(국산 및 외산)에서 발생한 generator cap, saline needle cap, $^{99m}Tc$-needle cap, saline vial로 하였고, gamma survey meter를 이용하여 평균값과 표준 편차(mean${\pm}$SD)로 나타냈다. 측정대상물질의 오염유무를 알기 위해 방사선 관리구역에서 반출될 수 있는 물질의 표면오염도인 최대허용표면오염도의 1/10(43.2 cpm)을 기준값으로 정하였다. 각각의 표면오염도를 측정한 결과 방사성의약품 표지를 위해 사용된 생리식염수에서는 $14,429{\pm}26,378$ cpm으로 최대 허용표면오염도의 1/10을 초과하였다. 그리고 측정된 generator중 외산에서는 generator cap: $17{\pm}28$ cpm, saline needle cap: $35{\pm}66$ cpm, $^{99m}Tc$-needle cap: $9{\pm}21$ cpm, saline vial: $13{\pm}28$ cpm으로 최대허용표면오염도의 1/10를 초과하지 않았지만 국산에서는 generator cap: $22,852{\pm}52,545$ cpm, saline needle cap: $87,367{\pm}109,711$ cpm, $^{99m}Tc$-needle cap: $9,008{\pm}10,459$ cpm, saline vial: $186,416{\pm}158,196$ cpm으로 최대 허용표면오염도의 1/10를 초과하였다. 외산 generator에서 발생한 측정대상물질은 일반폐기물로 처분하고 국산 generator와 방사성의약품을 표지하기 위해 사용된 생리식염수는 반드시 방사성폐기물로 간주하여 처분해야 한다. 따라서 일반쓰레기 뿐만 아니라 종합조작실에서 반출되는 모든 물질에 대한 자체적인 방사선측정, 기록 및 비치와 방사성폐기물에 대한 지속적인 교육을 통해 방사성 폐기물이 일반쓰레기로 처분되어 나가는 것을 예방 할 수 있을 것이다.

• Journal of Radiation Protection and Research
• /
• 제15권2호
• /
• pp.51-56
• /
• 1990

대기로 방출된 방사성 물질의 대기 확산 형태를 파스킬의 대기안정도에 따른 모델인 타원형 근사화 모델로 가정하고 인체가 받을 수 있는 감마선에 의한 피폭선량률을 계산하였다. 이 결과를 대기 확산 기본 모델인 가우스플룸 모델을 적용하여 계산한 결과 및 이미 발표된 원형 근사화 모델에 의한 결과와 비교하여 보았다. 제시한 타원형 근사화 모델을 이용하여 피폭선량을 계산한 결과는 가우스플룸 모델의 결과와 비슷하고, 원형 근사화 모델의 경우보다 오차가 적었으며, 동시에 기본 모델인 가우스 플룸 모델과 비교할 때 1/40 정도의 계산 시간이 걸렸다.