체르노빌과 후쿠시마와 같은 원자력 사고를 통해 환경으로 방출되는 방사성 세슘($^{137}Cs$)은 화학적 독성과 ${\gamma}$ 선 방출, 그리고 긴 반감기($t_{1/2}=30.2$ 년) 때문에 주된 감시대상 방사성 핵종 가운데 하나이다. 1족 알칼리 금속인 세슘은 점토광물에 잘 흡착되며, 특히 운모류 광물인 일라이트와 특이적 흡착을 하는 것으로 알려져 있다. 이는 일라이트의 frayed edge sites 에 세슘이 선택적 흡착을 일으키기 때문이며, 이러한 흡착 지점은 일라이트의 풍화 정도 및 결정도에 따라 달라질 수 있다. 따라서 본 연구는 인공 풍화 실험(pH=2.0 at $50^{\circ}C$)을 통해 일라이트 표면을 개질함으로써 세슘의 흡착 성능을 증가시키기 위해 수행되었다. 일라이트의 층간 양이온들(K, Ca)은 반응 1일 이내에 다량 용출되는 반면, 결정 구조를 구성하는 Si와 Al은 점진적으로 용출되었다. 또한 일라이트 시료의 결정도가 감소하여 인위적인 화학적 풍화가 발생하였음을 지시하였다. 저농도의 세슘과 흡착 실험을 진행한 결과, 흡착분배계수가 기존에 비해 약 2배 증가하였다. 이러한 결과는 비교적 저온에서 손쉽게 일라이트의 흡착 성능을 개선할 수 있음을 암시한다.
후쿠시마 사고 이후 사용후핵연료 저장시설 안전성 재검증 필요성이 증대되고 있는 가운데, 재검증 결과의 신뢰성 향상을 위해 열부하 평가결과의 정확도 향상이 요구되고 있다. 이를 위한 기초연구로 본 연구에서는 상대적으로 중요성이 저평가되었던, 저장시나리오, 연소조건 관련 인자와 같이 붕괴열 및 열부하 평가 영향인자를 도출하고, 고리 4호기를 대상으로 ORIGEN2 코드를 이용해 그 효과를 평가하였다. 대표 저장시나리오에 대한 열부하 평가 결과, 최후 방출 핵연료의 붕괴열은 시나리오에 따라 전체 열부하의 최대 80.42%를 차지해 저장시설 열부하에 지배적인 영향을 미침이 확인되었다. 또한 연소조건 인자로 선택된 축 방향 연소 효과, 연소이력, 비출력 효과에 대한 민감도 분석 수행 결과, 냉각기간이 짧을수록 각 인자의 붕괴열에 대한 영향이 커지는 것으로 확인되었다. 각 인자별로는 비출력, 연소이력, 축 방향 연소 효과의 순으로 붕괴열에 대한 영향력이 컸으며, 특히 비출력의 경우 방출 직후 평균값의 0.34에서 1.66배, 방출 1년 후에는 평균 대비 0.55에서 1.37배까지 붕괴열 변화를 초래함이 확인되었다. 즉, 저장시설의 열부하 평가와 같이 냉각기간이 짧은 핵연료에 대한 해석 시 비출력, 연소이력과 같은 연소조건인자가 해석결과에 매우 큰 차이를 초래할 수 있으므로, 해석결과의 정확도 향상을 위해 기존 해석자의 공학적 판단에 의거한 임의 인자 대표성 핵연료 선택방식 대신 실제 운전 데이터의 적용 등이 필요할 것으로 보인다. 본 연구 결과는 향후 열부하 해석 결과의 정확도 향상 및 불확실도 평가를 위한 기초자료로 활용될 수 있을 것으로 사료된다.
이 논문은 2008년 5월 H석유화학에서 발생한 염화수소 누출사고에 대한 염화수소 누출량 및 피해범위를 정량적으로 산정하고 예방대책을 제시하는데 그 목적이 있다. 염화수소 Column의 안전밸브를 통해 누출된 양은 안전밸브 배출용량, 이상상태방정식 및 기계적 에너지 수지 식을 사용하여 계산한 결과, 최소한 76.8 kg의 염화수소가 누출된 것을 알 수 있었다. 또한, PHAST 등의 프로그램을 활용하여 안전밸브 설치 지점(높이 24 m)으로 부터 약 350 m 떨어진 곳에서의 염화수소 농도를 예측한 결과, 지표면 누출로 가정하여 계산하는 ALOHA 및 K-CARM 프로그램에서는 각각 304 ppm과 1,700 ppm로 예측되었고 누출 높이에서의 지표면 값을 계산하는 PHAST 프로그램에서는 1 ppm 이하로 예측되었다. 위 결과는, 사고당시 염화수소가 안전밸브를 통해 최소 76.8 kg이 누출되었고 누출지점으로부터 약 350 m 떨어진 곳에 있던 근로자들이 1 ppm 이하의 농도의 HCl 가스에 폭로되었음을 말해준다. 또한, 이러한 사고를 예방하기 위해서는 염화수소와 같은 독성물질은 스크러버 등을 거쳐 세정 후 안전하게 대기로 배출(방출) 시켜야 한다는 사실을 제시한다.
원자력 시설의 사고시 환경으로 방출된 방사성물질로부터 초기 주민의 피해 최소화를 위한 대응행위 결정지원 방안으로 다속성 효용분석 법이 고찰되었다. 속성의 효용함수는 비선형 2차 함수로 가정하였으며, 속성의 가중계수는 swing weighting 방법을 사용하여 결정하였다. 본 연구는 원자력시설의 사고시 초기 대응행위 결정지원을 위한 다속성 효용분석법의 적용성에 한정하며, 스트레스 등과 같은 비정량적 속성은 아직까지 자료의 부족으로 포함하지 않았다. 가상사고 시나리오를 구성하여 무대응, 대피, 소개에 대해 속성 값의 변화에 따른 행위에 대한 총 효응 값을 고찰하였다. 적용한 결과, 피폭선량과 선량의 금전가의 변화에 따라 행위의 총 효용 값은 뚜렷이 다르게 나타났다. 피폭선량과 선량의 금전가의 증가에 따라 대피보다 사회적 영향 등 여러 측면에서 보다 극단적인 대응행위인 소개의 총 효용 값의 순위는 뚜렷이 증가한 반면, 무 대응의 순위는 감소하였다. 선량의 기대 확률도 대응행위 결정지원에 있어서 중요한 변수로 나타났는데, 상대적으로 고선량의 기대 확률이 높을수록 행위의 우선 순위가 바뀌는 교차점에서 선량의 금전가는 보다 낮게 나타냈다. 또한 선량에 대한 회피심리가 강하게 적응할수록 행위의 우선 순위가 바뀌는 선량의 교차점은 보다 낮게 나타났다.
원자력 사고로 인해 방사성물질이 환경으로 방출되는 기간동안 강우가 있을 경우 음식물의 오염 영향을 고려하기 위해 개발된 역동학적 섭식경로모델을 개선하였다. 이를 위해 핵종별 강우량에 따른 농작물에 대한 습차단 상수를 유도하였으며, 아울러 개발된 역동학적 섭식경로모델에 대한 수학적 모델을 재정립하였다. 평가결과, 같은 지표위 농도에 대해 강우는 음식물의 오염을 크게 감소시키며 강우량 증가에 따라 오염은 급격히 감소하였다. 이러한 사실은 원자력 사고 기간동아 강우가 있을 경우 농작물의 건차단 만을 고려한 기존 역동학적 섭식경로모델을 사용하여 평가하였을 때 그 결과는 과대 평가될 수 있다는 사실을 나타낸다. 본 연구에서 고려하는 핵종 ($^{137}Cs,\;^{90}Sr,\;^{131}I$) 중에서 강우량에 따른 음식물의 농도 감소는 $^{131}I$에서 가장 뚜렷하게 나타났으며, $^{90}Sr$이 가장 영향이 적었다.
본 연구는 유해 화학 물질 방출에 의해 손상 받은 환자들을 대상으로 중증 화상에 관하여 연관된 요인들의 강도를 밝힘을 목적으로 하였다. 2010년 1월 1일부터 2014년 12월 31일 까지 화학 손상으로 본원 응급실을 방문했던 총 446명의 환자를 조사 하였다. 중증 화상은 화학 손상의 중증도를 대변하는 종속변수로 사용되었다. 중증 화상과 관련이 있는 독립변수들을 밝혀내기 위한 통계 방법으로 카이 제곱 검정(Chi-square test, CST)과 이분형 로지스틱 회귀분석(Binary logistic regression test, BLRA)이 사용되었다. CST상, 중증 화상에 관하여 여성과 사고 현장에 있던 군, 다발 부위 손상 군이 동시에 연관성을 보였다(p<0.05). BLRA상 사고 현장에 있던 군과 폭발 군에 비하여 누출 군과 입원 군에 비하여 퇴원 군이 동시에 중증 화상과 관련 있었다(p<0.05). 본 연구에서는 사고 현장에 존재 여부가 중증 화상에 관하여 가장 중요한 요인 이었다. 뿐만 아니라 성별과 손상의 개수, 사고 노출 기전(폭발에 비해 누출), 응급실 진료 후 배치(입원에 비해 퇴원)가 또한 중증 화상과 관련이 있었다.
해양환경으로 유출된 침강 HNS에 대하여 환경영향 평가를 위한 사후 모니터링 수행은 다량의 오염 물질이 유출된 경우와 해양 환경에 영구적 또는 장기적인 영향을 주는 경우에 특히 필요하다. 침강 HNS의 유출은 해저면에 혐기성 환경을 만들거나 지형과 해류에 따라 이동하며 퇴적물에 섞기거나 흡착되고 또는 반응하여 오염물질을 방출하기도 한다. 이는 저서생태계와 관련된 해양환경에 영향을 줄 수 있으며, 불용성 침강 HNS는 해양 환경에 지속적으로 존재할 수 있다. 침강 HNS 유출 후 사후 모니터링은 사례연구를 통해 첫째, 모델링을 통한 유출물질의 영향을 예측하고, 둘째 원격탐사 등을 이용한 유출지역의 탐색 및 오염물질 유무를 확인하며, 셋째 수계 및 퇴적물 시료의 화학적 분석과 생물학적 분석을 통하여 해양환경을 평가하는 단계로 되어 있으며, 모니터링 결과는 복원(Restoration) 또는 피해 및 보상 평가 등의 계획을 수립하는데 활용되고 있다. 또한 사후모니터링 조사항목 중 해양환경기준에 명시되어 있는 항목은 그 기준을 적용하여 평가하는 것이 유출 사고 전과 후의 환경영향을 평가하는데 유용할 수 있다.
많은 기존 공식중 세계의 가장 우수한 최대 유량공식을 찾아, 그 세개의 한계유량공식의 개요와, 냉각재상실사고시 격납용기격리에 실패하는 경우를 특정지을 수 있는 구멍의 크기와 격납용기의 압력 및 온도 등이 주어진 상태하에서 격납용기로부터 외부대기로 방출되는 개략적인 핵분열생성물의 양을 추정하기 위한 계산절차를 제시하였다. 이상기체의 임계유량공식과 이상유(two-phase flow)의 최대유량을 산출하기 위한 무디(Moody)의 도표를 이용하여 계산실예를 제시하였으며, 그 결과를 콘뎀프트-앨티(CONTEMPT-LT) 전산코드의 질량유출공식을 콘버징 노즐(converging nozzle)을 통과하는 음속류(sonic flow)의 경우에 적용하여 산출한 값과 비교하여 보았다. 이리하여 이상 기체의 임계유량공식은 무디(Moody)의 공식이 주는 값과 거의 비슷한 결과를 줌을 입증하였다. 또한 냉각재상실 사고시 격납용기로부터의 유출율을 추정하기 위해서는 콘템프트-앨티(CONTEMPT-LT)의 질량유출공식을 사용하는 것보다 이상 기체의 최대유량공식을 사용하는 것이 더 보수적인 방법임을 보여 주었다.
발전용 밸브 내부의 누설은 냉각 기능 상실 및 방사선물질 방출 동 안전계통의 성능 저하와 수많은 에너지 손실 등 발전소 운전에 막대한 손상 및 사고를 초래하게 된다. 본 논문은 신뢰성 높은 진단 방법 개발을 위하여 국내 원자력발전소 2차계통의 누설 발생 또는 내부 부품의 손상이 발생할 수 있는 밸브를 대상으로 현장시험 및 모의누설실험시의 적외선열화상 측정 실험을 수행함으로써 단일계측방식의 불확실성을 제거하고 향후 누설진단에 대한 확대 적용을 도모하고자 하였다. 발전소 현장시험 및 밸브 모의누설시험시의 밸브 누설 상태에 따른 적외선열화상 이미지 측정 실험을 통하여, 적외선열화상 측정 방법은 밸브 누설 상태의 과정을 신속하고 정밀하게 측정 가능하며 향후 많은 종류의 밸브 누설진단에 활용함으로써 누설에 따른 막대한 에너지 손실 및 사고 예방의 유용한 기법으로 확대 적용이 가능할 것으로 생각된다.
원자력 발전소로부터 방출되는 기체상 방사성 물질에 의한 환경 영향을 평가함에 있어서 방사성 물질의 대기중에서의 수송과 확산을 기술하는 모델로써 Gaussian plume mode띠 널리 사용되고 있다. Gaussian plume model은 평탄한 지형에 적용하도록 만들어진 모델이므로 대부분의 국토가 복잡한 산악으로 구성된 한극의 경우에 적용하기 위해서는 모델의 수정이 필요하다. 본 논문에서는 2차원적 x-z 평면에서 확산방정식을 해석한 numerical diffusion model과 Gaussian plume model을 비교하여, Gaussian plume mode에서 가장 중요한 변수인 dispersion coefficient를 지형의 높이에 대하여 보정하였다. 보정된 dispersion coefficient 값을 Gaussian plume mode에 적용시켜 계산을 수행한 결과를 보면, 산악지역에서의 방사성 물질의 농도는 평지에서보다 낮게 나타나고 있다.
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[게시일 2004년 10월 1일]
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