• 대한방사선방어학회:학술대회논문집
• /
• 2009.04a
• /
• pp.254-255
• /
• 2009

국내 경수로 원전의 경우, 원전의 효율적, 경제적 운영차원에서 장주기 운전으로 패턴을 바뀌면서 핵연료봉 표면상에 크러드(crud)의 침적량은 점점 증가하는 경향을 나타내고 있다. 이러한 경향은 원자로의 출력 제어와 직결되면서 이에 대한 문제 해결을 위한 대표성이 있는 시료의 채취와 재현성이 있는 부식 생성물의 측정이 요구되어져 왔다. 원자로 계통 내에서 부식생성물의 농도변화에 대한 평가, 특히 입자농도가 증가되어지면 축방향 출력편차(Axial Offset Anomaly, AOA)가 발생될 수 있는 위험에 노출되거나, 핵연료 교체를 위해 발전소 정지시(shut down) 부식생성물의 방출이 급격히 증가되는 것으로 나타났다. 특히 입자성을 띤 물질은 존재의 특성상 이들 물질에 대한 대표시료의 채취가 어려울 뿐 아니라 grab 채취로 인해, 분석결과에 대한 재현성이 낮으며 계통 선량율의 제어와 작업자 피폭관리에 많은 어려움이 뒤따르고 있어 선진 원전 운영국에서는 앞 다투어 대표시료를 채취 할 수 있는 capillary sampling 법이나 integrated sampling법을 적용해 오고 있다. 본 논문에서는 국내 경수로 원전에서 일반적으로 사용하고 있는 grab sampling 법에 대한 문제점 파악과 해외 원전에서 사용 중인 capillary sampling 법의 국내 적용 가능성에 대해 살펴보았다.

• Proceedings of the Korean Vacuum Society Conference
• /
• 2010.02a
• /
• pp.330-330
• /
• 2010

하나로 노심에서 발생하는 열중성자를 감속재인 액체수소층을 통과시켜 냉중성자를 생산 하는 설비인 냉중성자원 시설은 초경량 합금, 신소재 및 DNA 구조연구 등의 첨단기술연구에 유용한 도구로 활용될 계획이며, 현재 원자력연구원에서는 냉중성자원 시설을 개발하여 제작 설치하였고, 이 장치들에 대해 기능시험을 수행하였다. 냉중성자원 시설계통에서 가스블랭킷계통은 수소의 외부누출을 방지하고, 진공용기를 포함한 수조내기기 내부로 공기 및 경수가 유입되지 않도록 하여 냉중성자원을 보호하기 위한 역할을 수행한다. 또한 가스블랭킷계통의 구성은 가스공급장치($N_2$ 및 He 가스 실린더로부터 가스공급 기능), 질소충압탱크, 진공박스, 수소박스, 밸브박스 및 각 구역별 독립 배관 등으로 되어있다. 이동식 진공배기장치는 가스블랭킷계통에서 사용하기 위해 특수하게 제작된 장치로서 진공계통과 수소계통의 초기충진 시 또는 계통배기 시 잔류가스를 제거하거나, 블랭킷가스의 오염검사를 위한 시료채취 기능 등을 수행할 수 있도록 되어있다. 본 논문에서는 냉중성자원장치 내의 수소계통 및 진공계통의 배관과 기기를 외기와 경수로부터 안전하게 격리시키기 위해서 제작설치 적용된 가스블랭킷계통에서 이동식 진공배기장치를 이용하여 잔류가스 제거방법과 각 가스블랭킷 영역으로부터 시료를 채취하여 수행된 산소농도 분석에 대해 기술하였다.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
• /
• 1998.05b
• /
• pp.267-272
• /
• 1998

TMI-2 사고는 2차 냉각계통의 이상을 발단으로 해서 노심이 용융되는 중대사고로 진행하였는데, 노심의 손상이 실제 예상한 것보다 심하게 나타났다. 따라서 이 사고를 계기로 하여 원자로 안전성에 대해 큰 문제점이 제기되어 안전성의 재평가의 필요성이 크게 대두되었다. 이와 같은 필요성에 따라 TMI-2 원자로에서 채취한 노심재 시료에 대한 광범위한 핫셀시험이 수행되었는데, 이 연구에서는 노심 상부에서 채취한 데브리스 시료에 대한 핫셀시험을 수행하여 그 결과를 검토 분석하였다.

• Proceedings of the Korean Radioactive Waste Society Conference
• /
• 2008.11a
• /
• pp.383-384
• /
• 2008

• Proceedings of the Korean Radioactive Waste Society Conference
• /
• 2009.06a
• /
• pp.357-358
• /
• 2009

• Journal of Nuclear Fuel Cycle and Waste Technology(JNFCWT)
• /
• v.8 no.2
• /
• pp.91-97
• /
• 2010

As nuclear power plants are getting older, interests on a decontaminating process are increasingly attracting more attention. Chemical decontamination is crucial to lower the production of radioactive waste and radiation dose rate. Prior to this, oxidizers and detergents for target material should be chosen so as to decontaminate major systems and components of a nuclear power plant chemically. In order to decontaminate it properly, it is crucial to have information about the chemical composition and crystalline structure of CRUD, analyzing its samples from the target or the decontamination system with components. However, there is no program which enables the extraction of samples directly from the object or the decontamination system with components carrying genuine radioactivity. Therefore, it is limited to samples from corrosion products carrying partial radioactivity as a resource. The composition of CRUD varies considerably depending on refueling cycle because it is closely related to the constituent of basic material. After settling a target, it is crucial to analyze and obtain analytical information about CRUD as a decontamination target. In this paper, various technologies for manufacturing simulated CRUD are introduced as alternatives to unattained samples. A metal oxide or metal hydroxide was used to synthesize simulated cruds having chemical compositions and crystalline stricture similar to the actual one by 12 different methods. CRUD 4(metal oxides in the autoclave vessel) and CRUD 10(metal oxides in a crucible after hydrazing pretreatment)were chosen as the best method for Type 1 and Type 2.respectively. As these CRUD can be synthesized easily without using any specialized equipment or reagents in a short time and in large quantities, they are expected to stimulate the development of decontaminating agents and processes.

• Proceedings of the Korean Radioactive Waste Society Conference
• /
• 2004.06a
• /
• pp.250-251
• /
• 2004

하나로(HANARO) 수조고온층 정화 계통은 수조고온층에 유입되는 원자로 수조수의 방사성 이온을 거르는 장치이다. 주기적인 수조고온층 계통의 이온교환수지 교체 및 폐기물 처리 작업은 원자로실에서 행하는 작업 중 방사선 피폭이 큰 작업 중의 하나이다. 지금까지 교환되어 일정기간 붕괴된 수조고온층 이온교환수지의 시료를 채취하고 HPGe MCA를 이용하여 수지에 흡착된 방사성 핵종의 종류 및 농도를 측정하고 이를 토대로 붕괴 추세선을 작성하였다.(중략)

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
• /
• 1997.10a
• /
• pp.387-391
• /
• 1997

냉각재중의 방사능을 띤 성분 중에는 이온교환기에서 제거가 가능한 이온성분과 함께 필터에 의해서 주로 제거되는 입자성 물질로 존재한다. 운전중의 냉각재내 방사성 부식생성물의 물리적 조성 분포 측정 결과에 따르면 90%이상이 0.45$mu extrm{m}$필터에 의해 제거되는 입자성 물질로 구성되어 있다. 이로 인해 새수지 충전후 얼마 사용하지 않은 탈염기의 제염계수가 탈염기에서 완벽한 제거가 어려운 입자성 부식생성물로 인해 10이하를 나타낼 수 있다. 1차계통에 쓰이는 수지의 성능검사를 위해 사용하고 있는 현재의 제염계수 측정법은 다음과 같은 두가지 이유로 완벽하지 않음을 알 수 있다. 첫째, 냉각재중의 방사능을 띤 성분중에는 이온교환기에서 제거가 가능한 이온성분과 함께 필터에 의해 제거되는 입자성 물질도 함께 존재하므로 탈염기의 제염계수 측정 절차는 입자성 물질을 배제한 후 측정해야 하며, 특히 수치 교체를 결정하기 위한 제염계수 측정시에는 여과된 여액으로 방사능 농도를 측정하는 것이 바람직하다. 둘째 운전중인 냉각재의 시료중에는 핵분열 수율이 높고 핵연료봉 손상부위로 유출이 용이한 불활성 기체핵종들이 많이 존재하며, 탈염기 후단에서 채취한 시료중에도 많이 존재하고, 시료 이송과 방사능 측정동안의 짧은 시간동안에도 계속 붕괴반응함으로서 새로 생긴 핵종으로 인해 마치 탈염기의 제거능이 낮은 것으로 오판될 수 있다. 이러한 측정 오차인자를 고려하여야 1차계통 탈염기의 교환능력을 정확히 판정할 수 있다.

• Journal of Nuclear Fuel Cycle and Waste Technology(JNFCWT)
• /
• v.18 no.2_spc
• /
• pp.327-336
• /
• 2020

The high-flux advanced neutron application reactor (HANARO) is a research reactor with thermal power of 30 MW applied in various research and development using neutrons generated from uranium fission chain reaction. A degasifier tank is installed in the ancillary facility of HANARO. This facility generates gas pollutants produced owing to internal environmental factors. The degasifier tank is designed to maintain the gas contaminants below acceptable levels and is monitored using an analyzer in the gas sampling panel. If condensate water is generated and flows into the analyzer of the gas sampling panel, corrosion occurs inside the analyzer's measurement chamber, which causes failure. Condensate water is generated because of the temperature difference between the degasifier tank and analyzer when the gas flows into the analyzer. A heating system is installed between the degasifier tank and gas sampling panel to suppress condensate water generation and effectively remove the condensate water inside the system. In this study, we investigated the efficiency of the heating system. In addition, the variations in the pipe temperature and the amount of average condensate water were modeled using a wall condensation model based on the changes in the fluid inlet temperature, outside air temperature, and heating cable-setting temperature.

• Journal of Nuclear Fuel Cycle and Waste Technology(JNFCWT)
• /
• v.15 no.2
• /
• pp.173-180
• /
• 2017

In this study, air sampling locations in the stack of the Advanced Fuel Science Building (AFSB) at the Korea Atomic Energy Research Institute (KAERI) were assessed according to the ANSI/HPS N13.1-1999 specification. The velocity profile, flow angle and $10{\mu}m$ aerosol particle profile at the cross-section as functions of stack height L and stack diameter D (L/D) were assessed according to the sampling location criteria using COMSOL. The criteria for the velocity profile were found to be met at 5 L/D or more for the height, and the criteria for the average flow angle were met at all locations through this assessment. The criteria for the particle profile were met at 5 L/D and 9 L/D. However, the particle profile at the cross-section of each sampling location was found to be non-uniform. In order to establish uniformity of the particle profile, a static mixer and a perimeter ring were modeled, after which the degrees of effectiveness of these components were compared. Modeling using the static mixer indicated that the sampling locations that met the criteria for the particle profile were 5-10 L/D. When modeling using the perimeter ring, the sampling locations that met the criteria for particle profile were 5 L/D and 7-10 L/D. The criteria for the velocity profile and the average flow angle were also met at the sampling locations that met the criteria for the particle profile. The methodologies used in this study can also be applied during assessments of air sampling locations when monitoring stacks at new nuclear facilities as well as existing nuclear facilities.