• 제목/요약/키워드: 원전학의 범위

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한의학 교육 분야에서의 원전학(原典學)의 범위 및 학습 목적 (The scope and learning objective of Medical classics in the field of the education of Korean Medicine)

  • 이명렬;임교민;이병욱;백진웅
    • 대한한의학원전학회지
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    • 제25권2호
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    • pp.95-105
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    • 2012
  • Objective : This study was conducted to examine the scope and learning objective of Medical classics in the field of the education of Korean Medicine. Method : This study was analyzed and figured out list of classes which was taken by department of medical classics in eleven College of Korean Medicine and one school of Korean Medicine. Results & Conclusions : 1. Now, 14 subjects out of 16 subjects which were taken by whole department of medical classics in Korea can be a proper area of education of medical classics. Now, Hwangjenaekyung and Nangyeong are the only aim of the lessons at the medical classics. Therefore, we present to modify the aims inclusively. 2. The subject of the class have to change as follows. 'Wonjeon' changes into 'Hwangjenaekyung', 'Medical Chinese character' changes into 'Korean medical chinese character', 'medical informatics' changes into 'korean medical informatics'. 3. As we consider the condition that 'Nangyeong' is educating in just four departments of medical classics, we have to discuss about the stature of Nangyeong and to extend education of Nangyeong. 4. In the department of medical classics, we can improve the level of understanding and reading skills by educating the class of 'Sanghanron' and 'Donguibogam'. 5. This study is actively involved in trying to include 'Korean Medical Informatics' and 'Korean medical terminology ' in the education field of the medical classics.

국내 원전 대상의 척도인자를 활용한 핵종재고량 규명 방법의 개발 - 범위 및 방사능 결정 방법- (Development of Radionuclide Inventory Declaration Methods Using Scaling Factors for the Korean NPPs - Scope and Activity Determination Method -)

  • Hwang, Ki-ha;Lee, Sang-chul;Kang, Sang-hee;Lee, Kun-Jai;Jeong, Chan-woo;Ahn, Sang-myeon;Kim, Tae-wook;Kim, Kyoung-doek;Herr, Young-hoi
    • 방사성폐기물학회지
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    • 제2권1호
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    • pp.77-85
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    • 2004
  • 원전에서 발생된 중$.$저준위 방사성 폐기물의 경우 처분장으로 이송되기 이전에 드럼에 대한 세부적인 정보 특히 핵종 재고량에 대한 평가가 수행되어야 한다. 그러나 드럼처리된 방사성폐기물의 경우 평가 대상 핵종 농도에 대한 예측이 어려운 것이 일반적이다. 따라서 이를 극복하고자 직접측정이 어려운 경우 척도인자 방법을 활용하고 있다. 국내의 경우 1996년부터 고리원전에서 척도인자 개념이 적용된 핵종분석장치를 운영해오고 있다. 그러나 고리원전에 적용된 척도인자의 경우 많은 개선의 여지가 남겨져 있다. 따라서 현재 척도인자의 향상을 위한 연구가 진행 중에 있다. 본 논문에서는 연구의 범위에 대한 개략적인 소개와 핵종 재고량 평가 방법 중 보다 신뢰할 수 있는 평가 방법을 찾고자 통계적인 척도인자 평가 방법을 비교 평가했으며 이를 통해 고리원전에 사용된 산술평균 방법을 기하평균 방법으로 바꾸는 것이 예측의 정확성을 향상시킬 수 있을 뿐만 아니라 드럼내 핵종 재고량의 과대평가를 막고 합리적인 보수성을 유지할 수 있음을 알수 있었다.

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원전해체시 독립된 사용후핵연료저장조 국내 적용 검토 (Review for Applying Spent Fuel Pool Island (SFPI) during Decommissioning in Korea)

  • 백준기;김창락
    • 방사성폐기물학회지
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    • 제13권2호
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    • pp.163-169
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    • 2015
  • 국내 원자력발전소에서는 사용후핵연료 저장용량의 확대를 위해 사용후핵연료저장조에 조밀저장대를 설치하고 있지만 한빛원전은 2024년에 포화가 예상된다. 또한 10개의 원자력발전소가 2029년까지 설계수명에 도달하게 된다. 하지만 원전운영과 해체를 위한 국내 사용후핵연료 관리정책은 아직 결정되지 않은 상황이다. 미국의 경우 원전해체시 사용후핵연료를 중간 저장시설 또는 영구처분장으로 이송하기 전까지 임시적으로 독립된 사용후연료저장조(이하 'SFPI') 방식을 운영하는 사례가 있다. SFPI는 원전해체시 운전정지 후 사용후핵연료를 저장하는데 있어서 방사선 노출 저감, 운영비용 절감, 안전성 보강 등의 효과를 기대할 수 있다. 따라서 이 논문에서는 미국의 SFPI 운영경험, 시스템, 적용규정 등에 대한 사례연구를 수행하였다. 결론적으로 SFPI 국내 적용을 위해서는 사용후핵연료저장 계통의 설계변경 범위 및 예상 소요비용 확정, 원전 해체계획에 설비개선 계획 반영제출, 주기적안전성평가(PSR) 방법 등을 활용한 안전성 평가(운영기간 10 년), 설계변경을 위한 운영 변경허가 신청, 규제기관 심사 및 허가 취득, 설계변경 수행, 규제기관의 확인점검, SFPI 운영을 위한 교육 및 시운전, SFPI 운영 및 정기검사, SFPI 해체 등의 절차가 필요하다.

콘크리트 폐기물에서 분리된 페이스트를 활용한 고화재 기술개발 기초연구 (Recycling Waste Paste from Concrete for Solidifying Agent)

  • 문영범;최현국;김재영;이재형;정철우;김지현
    • 한국건축시공학회지
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    • 제17권3호
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    • pp.269-277
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    • 2017
  • 본 연구에서는 원전 콘크리트로부터 분리된 페이스트 미분말을 이용 방사성폐기물 처분용 고화재로 활용하기 위하여 기초 특성을 검토하고자 하였다. 실험 결과 수화반응한 페이스트는 시멘트보다 비중이 낮고 수화회복을 위한 소성과정에서 온도증가에 따라 비중이 다르게 나타나 그에 따른 부피도 고려되어야 할 것으로 판단된다. 수화회복을 위한 소성온도에서 압축강도가 가장 우수한 온도조건은 $600^{\circ}C$로 나타났으며, $700^{\circ}C$ 이상에서는 CaO의 생성량이 과도하여 높은 수화열, 유동성 저하 및 낮은 강도가 발현되는 것을 확인하였다. 따라서 본 연구 범위 내에서 고화재로 활용 가능한 적정 수화회복 온도는 $600^{\circ}C$로 판단되며 폐콘크리트 페이스트가 적정한 열처리를 거치는 경우 방사성 폐기물 고화재료로서 활용될 수 있는 가능성을 보였다는 점에 의의를 둔다.

영광원자력발전소 주변의 지형 및 지질에 따른 $^{137}Cs$ 분포 및 거동에 관한 연구 (Distribution and Behavior of $^{137}Cs$ According to topography and nature of the soil around Yeong-Gwang NPPs,)

  • 한상준;이경진;김희근
    • 방사성폐기물학회지
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    • 제2권4호
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    • pp.271-278
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    • 2004
  • 본 연구에서는 국내 원전이 위치한 지역의 토양에서 $^{137}Cs$의 축적 경향을 파악하기 위하여 원전이 위치한 영광군 관내의 평지와 고산지대인 금정산, 불갑산 및 영광원전으로부터 원거리에 위치한 내장산 등을 대상으로 토양중 $^{137}Cs$의 화학적인 특성과 고도에 따른 $^{137}Cs$의 축적 경향을 평가하기 위한 실험을 수행하였다. 일반적으로 국내 토양 중 $^{137}Cs$의 농도는 불검출 ${\~}252\;Bq/kg-dry$의 범위 내에 있으며 본 연구에서 측정한 평지부분과 고산지대인 원전으로부터 2 km 떨어진 금정산, 약 20 hn 떨어진 불갑산 및 원거리에 위치한 내장산에서도 지금까지의 $^{137}Cs$농도 범위에 들었다. 그러나 고산지대는 평지에서와는 다르게 고도가 증가함에 따라 $^{137}Cs$농도도 증가하는 경향을 보이고 있고, 정상 부분이 하부 부분보다 더 높게 나타났고 영광원전 인근 일반평지부분보다는 $^{137}Cs$의 농도는 $2{\~}6$배 정도 높은 경향을 나타내었다. 연구결과 $^{137}Cs$의 분포는 지형적 요인(고도) 및 토양의 화학적 요인(양이온치환용량)과 상관성이 큰것으로 나타났다. 지형적 요인으로는 주로 고도를 들 수 가 있는데 높은 고도의 산의 경우 대기중 $^{137}Cs$이 토양에 침투되는 기회가 커짐으로 동일한 토질 조건의 평지 토양에 비해 높은 $^{137}Cs$준위를 나타내었다 토양의 화학적 요인으로는 양이온치환용량이 주요 인자임이 규명되었다. 양이온치환용량은 침적된 $^{137}Cs$을 토양에 고정시키는 능력을 나타내며 같은 지형조건에서 높은 양이온치환용량을 가진 시료가 낮은 양이온치환용량을 가진 토양에 비해 $^{137}Cs$농도는 높은 값을 보였다.

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원전 배관 감육 결함 검사를 위한 IR 열화상시험 조건 결정 (Determination of an Test Condition for IR Thermography to Inspect a Wall-Thinning Defect in Nuclear Piping Components)

  • 김진원;윤경원;정현철;김경석
    • 비파괴검사학회지
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    • 제32권1호
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    • pp.12-19
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    • 2012
  • 본 논문에서는 적외선 열화상 기법을 원전 배관에 적용하여 감육결함을 검사하기 위한 시험 조건을 파악하기 위해서, 인공 결함이 가공된 배관 시편과 평판 시편을 이용하여 적외선 열화상 시험을 수행하였다. 시험에는 할로겐램프를 사용하여 시편을 가열하였으며, 램프의 출력과 시편과 램프의 거리를 변수로 실험을 수행하였다. 시험 결과 시편과 램프의 거리가 1~2 m 이고 램프의 출력이 정격출력의 60 % 이상일 때, 적외선 열화상 기법은 1회 촬영으로 최소한 500 mm 범위 내에 존재하는 원주방향 폭이 $2{\Theta}=90^{\circ}$이고 깊이와 길이가 각각 d/t=0.5와 $L/D_o=0.25$인 배관내 인공 감육 결함들을 검출하였다. 평판 시편과 배관 시편에서 시편과 램프의 거리에 관계없이 램프 출력이 높을수록 결함에 대한 이미지가 선명하였다. 평판 시편과 배관 시편에서 적외선 열화상 방법의 결함 검출 능력은 유사하지만, 최적의 시험 조건은 시편에 따라 다르게 나타났다.

원전 중대사고 연계 소외결말해석 전산체계에 대한 고찰 (Study on the Code System for the Off-Site Consequences Assessment of Severe Nuclear Accident)

  • 김소라;민병일;박기현;양병모;서경석
    • 방사성폐기물학회지
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    • 제14권4호
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    • pp.423-434
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    • 2016
  • 인접 국가인 일본의 후쿠시마 원전에서 극한 자연재해로 인한 중대사고가 발생하면서, 국내에서 중대사고 및 확률론적 안전성 평가 (PSA, Probabilistic Safety Assessment)에 대한 중요성이 재인식되었다. 국내에서는 원전의 소외결말을 평가하는 3단계 PSA에 대한 연구개발이 최근까지 거의 이루어지지 않았다. 본 논문에서는 국외 3단계 PSA 전산코드 중, 미국의 MACCS2 (MELCORE Accident Consequence Code System 2), 유럽의 COSYMA (COde SYstem from Maria) 그리고 일본의 OSCAAR (Off-Site Consequence Analysis code for Atmospheric Releases in reactor accidents)에 대한 간략한 분석과 미국의 MACCS2에 대한 단점 및 한계점 분석을 수행하였다. 국내 외 전문가들에 의해 공통적으로 지적되어 온 MACCS2의 한계점은 다수호기사고와 사용후핵연료 저장조로부터의 방출 모사의 불가능, 그리고 대기확산모델을 단순 가우시안 플륨모델을 기본으로 한다는 것이며, 이중 일부는 MACCS2업데이트 버전을 통해 개선되어 왔다. Food chain 모델의 모사의 제한, 해양 및 수계 확산모델의 부재, 제한된 범위의 경제영향평가 등 또한 개선되어야 할 사항이다. 기술보고의 결과는 국내 3단계 PSA 관련 기술 개발을 위한 기초자료로 활용될 수 있을 것으로 기대된다.

원자로건물 내부 방사성 에어로졸 입자의 특성 (Characteristics of Radioactive Aerosol Particles in Nuclear Power Plant Containments)

  • 김민영;박성훈
    • 한국입자에어로졸학회지
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    • 제10권4호
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    • pp.137-154
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    • 2014
  • 문헌조사를 통해 그동안 선행연구로부터 밝혀진 방사성 에어로졸의 특성을 종합하고 정리하였다. 가상사고 실험 중 각재계통 및 원자로건물에서 측정한 에어로졸의 특성, 냉각재계통 및 원자로건물에서의 방사성 에어로졸 거동 해석을 위해 사용된 모델 에어로졸의 특성, 공학적 안전설비 성능평가를 위한 실험에 사용된 모델 에어로졸의 특성 등과 관련한 선행연구 내용을 종합해 볼 때, 원전사고 시 발생하는 에어로졸의 MMD는 $0.1{\sim}5{\mu}m$, GSD는 1.33~2.9, 에어로졸 농도는 $0.06{\sim}132g/m^3$의 범위를 보였다. 향후 공학적 안전설비의 설계를 위한 MMD와 GSD의 대표값은 대략 $1.5{\mu}m$와 1.8 내외라고 할 수 있으며, 에어로졸 농도는 대략 $10g/m^3$을 대표값으로 볼 수 있다.

치아의 전베타 농도 및 감마선 방사능 평가 (Determination of Gross-${\beta}$ and ${\gamma}$-Ray Activity Concentrations of Human Tooth)

  • 정현자;강현경;김성환
    • 대한방사선기술학회지:방사선기술과학
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    • 제37권4호
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    • pp.261-265
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    • 2014
  • 10세에서 70세까지 국내 남녀를 7개 연령대별 그룹으로 구분한 후, 치아의 감마선 농도와 각 그룹별 전${\beta}$ 방사능 농도를 측정하였다. 전${\beta}$ 농도는 P10가스(아르곤 90%, 메탄 10%)를 충진한 Tennelec XLB 측정기로 측정하였으며, 감마선은 고순도 게르마늄 검출기를 사용하여 감마선분광분석법으로 측정하였다. 본 실험에서 측정된 여성의 전${\beta}$ 방사능 농도범위는 0.089~0.32 Bq/kg이었으며, 남성의 전${\beta}$ 방사능 농도범위는 0.13~0.26 Bq/kg이었다. 치아의 감마선분광분석 결과 자연방사성동위원소인 $^{40}K$, $^{208}Tl$, $^{228}Ac$$^{234}Th$가 검출되었으며, 측정된 감마선 방사선 농도는 각각 20.7, 21.9 3.88 및 5.24 Bq/kg 이었다. 본 연구 결과는 향후 후쿠시마 원전사고 등 불의의 방사선 누출 사고 등에 대비하여 정상 환경에서의 인체의 치아에 축적된 방사능 준위 데이터로 활용할 수 있을 것으로 사려된다.

고리1호기 계통제염을 위한 원자로냉각재내 유동 특성 평가 (Flow Characteristics Evaluation in Reactor Coolant System for Full System Decontamination of Kori-1 Nuclear Power Plant)

  • 김학수;김초롱
    • 방사성폐기물학회지
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    • 제16권3호
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    • pp.389-396
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    • 2018
  • 국내 가동원전 중 2-루프 가압경수로인 고리1호기는 약 40년 운전한 후, 2017년 6월 18일 영구정지되었다. 영구정지된 고리 1호기는 주요 해체작업을 수행하기전에 계통내 선량률을 저감시켜 작업자피폭을 최소화하기 위한 계통제염을 수행할 예정이다. 일반적으로, 계통제염 범위는 원자로압력용기, 가압기, 증기발생기, 화학 및 체적제어계통, 잔열제거계통 및 원자로 냉각재계통 주요배관을 포함한다. 이러한 계통 및 기기 등을 효율적으로 제염하기 위해서는 제염과정에서 원자로냉각재계통내 유동특성을 평가할 필요가 있다. 계통제염을 위해 순환유량을 제공하는 방법은 다양하나, 본 논문에서는 잔열제거펌프 운전에 따른 고리1호기 원자로냉각재계통내 유동특성을 평가하였다. 잔열제거펌프를 이용한 계통제염은 원자로냉각재 내 유량의 불균형을 초래하여 계통내 기기 및 배관 등에 불순물을 침적시켜 제염이 효율적이지 않다는 것으로 평가되었다.