영광3호기 방사선관리구역에 대한 중성자선량률을 정확히 평가하기 위하여 MCNP4A 전산코드를 이용, 방사선관리구역에서의 중성자 스펙트럼 계산을 수행하였다. 영광3호기에 대한 보다 정확하고 정밀한 3차원 몬테칼로 모델을 구축하기 위하여 핵연료집합체 구성요소 및 원자로심을 둘러싸고 있는 baffle, barrel,압력용기 등을 정확하게 묘사하였으며, 특히 방사선관리구역 주위의 구조물에 대해서도 3자원 MCNP 모델을 구축함으로써 원자로심부터 방사선관리구역까지 완전한 몬테칼로 모사(full-scope Monte Carlo simulation)를 이용한 계산을 수행하였다. 계산결과는 에너지 구간에 따른 중성자속 스펙트럼으로 나타내었으며 이 결과를 바탕으로 중성자속에 대한 선량률 환산인자를 고려하여 중성자선량률을 계산할 수 있다.
수위관측소에서는 일반적으로 실시간 수위관측을 통해 연속된 수위자료가 계측이 되고 있는 반면, 하천의 유량은 실시간 측정이 어렵기 때문에 목적에 따라 시기 또는 수위별로 측정을 실시하고 있다. 이를 통해 확보한 유량자료를 이용하여 수위-유량관계곡선(Stage-Discharge relationship)을 개발하고, 이 곡선을 이용하여 연속적인 유량자료를 제시하고 있다. 자연하천의 경우 하도의 인공적 및 자연적 변화에 따라 수위-유량관계가 변화하게 된다. 특히 합류부에 위치한 관측소는 일반적인 단일 하천에서의 수위-유량관계와 다르게 배수(Backwater)가 발생한다. 이는 등류수위의 경사보다 완경사가 발생하고 단순 수위-유량 일대일 관계를 나타내는데 어려움이 있다. 따라서 수위-유량관계곡선을 이용한 유량환산에 있어 배수 발생기간은 왜곡된 유량자료를 생산하거나 유량환산 불가기간이 발생하는 문제점이 있다. 미호천의 지류인 한천에 위치한 진천군(인산리) 관측소는 하류 약 500m에서 미호천 본류와 합류하고 있다. 또한 합류점을 기준으로 본류인 미호천 상류 약 3km에 진천군(가산교) 관측소, 하류 약 2km에 진천군(오갑교) 관측소가 위치하고 있다. 따라서 호우사상의 크기에 따라 본류 배수영향으로 진천군(인산리) 관측소 중고수위에서 수위-유량관계곡선으로 산정된 유량의 크기가 과대 산정되어 진천군(가산교)와 합산한 유량이 진천군(오갑교) 관측소 유량과 상하류 역전이 발생한다. 이러한 문제를 해결하기 위해 합류부 보조수위계 설치를 통해 배수영향을 검토 할 계획이었으나 2020년 큰 호우사상으로 보조수위계가 유실되어 본류에 위치한 진천군(가산교)와 진천군(오갑교) 관측소의 연속적인 수위, 유량, 유속 등 수리학적 인자를 이용하여 에너지 방정식으로부터 합류부 수위를 산정하고 지류인 한천의 배수영향 검토를 통해 진천군(인산리) 관측소의 배수 발생기간을 검토하였다. 따라서 수위-유량관계곡선을 이용한 유량환산에 있어서 배수에 의한 왜곡된 유량 자료를 제외하였으나 배수에 의한 유량환산 불가기간은 추후 해결해야 할 과제로 남는다.
원예산물의 밀도나 비중은 내부성분, 숙도, 내부붕괴(internal breakdown)와 같은 생리장해에 큰 영향을 받기 때문에, 밀도를 측정함으로써 내부품질에 대한 간접적인 판정이 가능하다고 보고되고 있다. 이 연구는 수박의 밀도와 당도와의 상관관계를 구명하고자 수행하였으며, 이를 위해 밀도의 실시간 계측시스템을 개발하였다. 현재 농산물의 밀도를 어느 정도 측정 정밀도를 유지하면서도 신속하게 측정할 수 있는 방법은 부력법(platform scale method)이다. 이 방법은 일정 크기의 용기에 물을 가득 채운 후 대상물을 담가 배제된 물의 무게를 측정하여 밀도를 환산한다. 그러나 매번 측정할 때마다 물을 보충하고, 물을 계량해야하는 등 전처리과정이 복잡하고, 1회 측정하는데 3~5분 정도가 소요되는 단점이 있고, 또한 인력 측정시 반복간 오차가 클 것으로 예상된다. 따라서 이 연구에서는 이 같은 계측상의 번거로움을 해소하고 동시에 신속하고 반복간 측정정밀도를 높일 수 있도록 수박 밀도 실시간 계측시스템을 설계 제작하였다. 시스템은 투명아크릴 수조($\Phi$400$\times$500), 로드셀, 프레임, 채반, 전기모터, 제어장치 및 컴퓨터로 구성하였다. 밀도 계측은 인장형 로드셀(CAS SB-20L, Max. 20kg)을 사용하여 대기중에서와 수박을 완전히 물에 잠기도록 한 후 무게를 각각 측정하여 밀도를 환산하였다. 밀도 계측시스템에 이용한 AD변환기의 분해능은 12bit이고, 수박의 무게 측정범위를 4~10kg로 가정할 때 20kg 로드셀의 1 digit(1bit)로 발생되는 오차는 0.09~0.24%FS 이었고, 따라서 이 시스템의 밀도 해상도는 0.001g/㎤이하였다. 시스템 평가를 위해 탄력이 좋은 고무풍선에 수박 크기 정도로 물을 채워 고정채반에 넣고 밀도를 측정한 결과 1.002g/㎤을 나타냈다. 즉 물의 이론밀도인 1g/㎤에 근접한 값을 보여 정확한 밀도 계측이 가능한 것으로 판단되었다. 또한 밀도 계측시스템의 측정 반복간 정밀도를 파악하기 위해 수박 6개를 임으로 선정하여 3반복 측정 시험한 결과, 측정표준편차가 0.001~0.004g/㎤로 해상도보다는 다소 높았으나 대체로 양호한 결과를 나타냈다. 수박 35개를 이용하여 개발 계측시스템과 사람이 직접 부력법으로 밀도를 측정 비교한 결과, 계측시스템에 의해 측정된 수박 밀도가 사람이 측정했을 때 보다 낮게 측정되었다. 수박의 외관인자(무게, 길이, 직경, 체적), 밀도와 당도의 상관관계 구명시험을 위해 원예연구소 시험포장에서 재배된 삼복꿀수박 총 74개를 공시재료로 하였고, 시험은 출수일별로 10~14개씩 수확하여 외관인자, 밀도, 당도를 각각 측정하고, 이들 인자들간의 상관관계를 구명하였다. 외관인자들간에는 높은 상관관계를 보였으나, 외관인자들과 밀도, 외관인자들과 당도, 밀도와 당도와는 매우 낮은 상관관계를 나타냈다.
기관의 성능에 영향을 주는 인자로서는 외적인자(outside factor), 작동인자(operating factor) 및 설계인자(design factor)의 3가지로 나눌 수 있다. 작동인자로서는 기관회전수, 공기연료비, 점화 시기 또는 분사시기 등이면 설계인자로서는 행정체적, 압축비, 흡배기계통의 구조 및 치수, 냉각 방식 등으로 기관에 따라 고유한 값을 가지는 인자이다. 그러나 외적인자인 대기조건 즉 대기 압력, 대기온도 및 대기습도는 계절, 지역 및 기상조건에 따라 달라지므로 이것에 따라 기관이 흡입하는 공기의 압력, 온도 및 습도는 변화하게 된다. 그러므로 대기조건의 변화에 따라서는 기관작동인자인 공기연료비에도 영향을 미치게 할 것이고 또한 연소상태의 변화로 유효압축비 에도 영향을 미치게 할 것이므로 대기상태의 변화는 곧 바로 기관 출력의 변화를 초래하게 될 것이다. 그러므로 같은 운전조건에서의 기관출력도 대기상태의 변화에 따라 변화하게 되므로 임의의 대기 상태에서 측정한 기관출력을 표준대기상태의 기관출력으로 환산해서 평가할 필요가 생긴다. 이것을 일반으로 출력수정(output correction)이라 하고 있으며 각 나라마다 공업규격 또는 기타규격으로 출력정식을 제정하고 있다. 예를 들면 K.S.B 9102, SAE J816B, B.S. 765, DIN 70020, JIS B 8013등이다. 이들 출력수정식들은 많은 문제점을 가지고 있으므로 종래의 출 력수정식으로 출력수정을 하여도 정확하게 맞지 않은 경우가 많다. 출력수정에 관한 문제는 수 10년전부터 많은 연구자에 의하여 연구되고 거론되어 왔으나 과거의 연구자들이 제안하고 거론 되어 왔으나 과거의 연구자들이 제안하고 있는 출력수정식, 또는 규격으로 정하고 있는 출력수 정방법은 어느 것이나 실용상 만족스러운 것이 아직 없다. 그러므로 본 자료는 스파아크 점화 기관의 흡기습도에 관한 출력수정의 문제를 실험적으로 수행한 실험적 출력수정방법에 의한 것과 종래의 출력수정방법에 의한 것과를 비교 검토하였다.
외부방사선피폭(外部放射線被曝)으로 인한 위험(危險)의 평가(評價)와 관련된 량(量) 및 개념(槪念)의 동향(動向)과 미해결(未解決)된 문제점(問題點)들에 대하여 살펴보았다. 특히 ICRU 39의 실용량(實用量)에 근거(根據)한 선량환산인자(線量換算因子), 선질계수(線質係數)의 재정의(再定義), 성별(性別)에 따른 위험(危險)의 차이(差異) 그리고 기타조직(其他組織)의 선정문제등(選定問題等)에 대하여 구체적(具體的)으로 논(論)하였다.
고준위 방사성 폐기물 처분장으로부터 유출된 핵종이 인간 생태계에 도달하여 어느 정도의 선량률로서 피폭을 일으키는가를 보이기 위한 생태계 피폭 모델링 및 평가 연구는 처분안전성 평가의 최종 단계로서 핵종 유출의 결과가 인간에게 어느 정도의 방사선 피폭을 주는가를 보이는 것이 그 주요한 내용이 된다. 이 연구를 통하여 도출된 시나리오 중에서 가장 기본이 될 수 있는 생태계에 대하여 AMBER를 사용하여 피폭 계산을 수행하여 선량 환산 인자 평가를 계산해 보았다. AMBER 코드는 핵종 이동 계산을 위해 여러 개의 구획을 설정하고 구획간의 핵종 이동은 핵종 전이 계수(mass transfer coefficient)를 이용하여 계산한다.
심부 및 천부 지질 환경을 갖는 지하 모암 내의 방사성 폐기물 처분장으로부터 유출된 핵종은 다양한 인공 및 지하 매질을 거쳐 궁극적으로 인간 생태환경으로 도달하게 된다. 그 결과로 인간에게 주는 피폭선량률을 정량적으로 계산하는 것은 처분안전성 평가의 최종 단계가 된다. 방사성폐기물에 포함된 핵종에 대해 붕괴사슬을 고려하고 방사성폐기물처분 시스템의 주요한 부분을 이루는 생태계를 구획으로 모델링 한 후 이들 구획간의 핵종이동에 대한 전이계수를 적용하여 동적 구획모델을 기반으로 하는 AMBER를 이용한 케이스화일로서 ACBIO템플릿을 개발하고 이를 이용하여 각 핵종별 선량환산인자를 평가해 보았다.
ICRP-60의 방사선방호 신개념이 국내 법령에 도입됨에 따라 원전 방사성유출물 관리의 변경이 불가피한 실정이다. 방사성유출물 관리의 중요한 요소 중의 하나가 원전 방사선감시계통(Radiation Monitoring System)의 적절한 운용이다. RMS는 원자력법에 명시되어 있는 일반인의 선량한도와 배출관리기준을 만족하도록 운용되어야 한다. 방사성유출물을 제한하는 기준에 따른 RMS 경보설정치의 비교ㆍ분석을 통해 국내 원전에 적용 가능한 최적의 개선방안을 제시할 수 있다. 본 논문에선 선량한도 기준 중 가능한 모든 피폭경로를 고려하여 예상선량률을 계산한 선행 RMS 경보설정 개선방안과의 비교를 위해 주요 피폭경로만 고려하는 선량환산인자에 의한 예상선량률 계산과 RMS 경보설정 개선방안을 조사하였다.
지금까지 국내 연구에서 EFDC 모형의 활용은 WASP 모형과 연계하여 저수지 수리해석에 주로 이용되었으며, 하천의 수리해석에서도 많이 활용되었다. 이에 본 연구에서는 EFDC 모형의 Full 버전을 이용하여 하천 수질모델링을 수행하고 적용성과 수질해석의 재현성을 검토하고자 한다. 국립환경과학원의 8일 간격 실측자료를 사용하기 위하여 대상구간을 낙동강 본류 C에서 낙동강 본류 K까지를 선정하였고, 2차원 수리해석과 수질해석을 수행하였다. 수리해석의 결과를 확인하기 위하여 유량을 실측자료와 비교하였으며, 수질인자는 수온, COD, TOC, DO, TN, TP에 대해 모의하였으며, 모형에서 직접 계산되지 않는 BOD는 COD와 환산을 통해 간접적인 방법으로 산정하여 실측자료와 비교하였다. EFDC 모형의 하천에서의 수질해석 적용성을 평가하기 위하여 모의 결과와 실측자료를 이용하여 통계분석을 수행하여 수리 수질해석의 재현성을 평가하였다. 본 연구에서 수행한 EFDC를 이용한 수리 및 수질 모델링의 모의의 예측결과는 우수한 것으로 판단되나, BOD의 경우 다른 인자들의 모의결과에 비해 다소 낮게 나타나고 있는데, 이는 COD나 TOC와 관련된 BOD의 환산에 대한 연구의 부족으로 인한 결과로 보이며, 향후 보다 향상된 기법을 이용한다면 이러한 문제는 개선될 것으로 판단된다. 검증을 위한 실측치로 8일 간격 실측치를 이용하였는데 이 자료의 경우 8일 간격이므로 실제로 결측치가 많이 발생을 하고, 또한 유량이 많이 발생하는 홍수기시에는 관측을 하지 않는 문제가 있어 실제로 자료의 변동이 큰 경우에는 모의 결과가 실측치의 경향을 잘 쫓아가지 못하는 문제가 발생하게 된다. 따라서 모의결과 신뢰도 향상을 위해 일간격의 실측치를 확보하거나 또는 결측치를 보완할 수 있는 기법에 대한 선행 연구가 필요할 것으로 판단된다.
This paper presents flux-to-dose-rate conversion factors for neutrons and gamma rays based on the American National Standard Institute(ANSI) N666. These data are used to calculated the dose rate distribution of neutron and gamma ray in radiation fields. Neutron flux-to-dose-rate conversion factors for energies from $2.5{\times}10^{-8}$ to 20 MeV are presented; the corresponding energy range for gamma rays is 0.01 to 15 MeV. Flux-to-dose-rate conversion factors were calculated, under the assumption that radiation energy distribution has nonlinearity in the phantom, have different meaning from those values obtained by monoetiergetic radiation. Especially, these values were determined with the cross section library. The flux-to-dose-rate conversion factors obtained in this work were in a good agreement to the values presented by ANSI. Those data will be a useful for the radiation shielding analysis and the radiation dosimetry in the case of continuous energy distributions.
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[게시일 2004년 10월 1일]
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