원전의 안전관리에서 화재 대응의 중요성이 강조되는 시점에서, 화재 대응 인력의 심리적 상태와 역량을 체계적으로 접근할 필요가 있다. 본 연구는 원전 관할 지역 소방관들의 위험인식 구성개념을 규명하고, 이를 측정하는 측정도구를 개발 및 타당화 하였다. 원전 관할 소방관을 대상으로 실시된 인터뷰 분석과 문헌연구를 바탕으로 원전 화재에 대한 위험인식의 문항을 개발하였다. 개발된 문항들에 대한 타당화 연구에는 전라남도, 경상북도 및 부산 소재 원전 관할 소방서 및 119안전센터 5곳에서 참가자를 모집하여 총 180명의 소방관들이 참가하였다. 탐색적 요인분석 결과, 원전 화재의 재난적 결과 및 두려움을 반영하는 '두려움', 원전에서의 화재 및 방사능 누출에 대한 대응 절차와 지침의 부족을 반영하는 '매뉴얼', 원전 화재에 대응할 소방 인력 및 안전장치의 부족을 나타내는 '대응자원', 원전 소방활동을 위한 관계 기관과의 공조와 신뢰를 나타내는 '신뢰', 방사능 및 원전 소방 활동에 대한 지식을 의미하는 '지식'의 5개 요인 구조가 추출되었다. 최종 선별된 15개 문항으로 구성된 척도의 신뢰도와 타당도를 확인하였다. 본 연구 결과를 바탕으로 원전 관할 소방관들의 위험인식의 구성적 특성에 대해서 논의하였다.
원전 종사자를 대상으로 경시적인 코호트 연구를 통하여 저준위 방사선 노출과 암 발생 위해도를 규명하고자 하였다. 방사선 노출에 관한 정보는 한국수력원자력(주)의 방사선 관리 DB에서 수집하였고, 암 발생에 관한 정보는 한국인 중앙 암 등록 자료를, 암 사망에 관한 정보는 통계청 사망원인 자료를 이용하여 수집하였다. 방사선 노출과 암 발생 위해도는 표준화 암 사망비(SMR)와 표준화 암 발생 비(SIR)로 평가하였다. 노출 군에서 암 발생에 대한 상대위험도는 1.08로 평가되었으나 전체 암에 대한 SIR은 0.81로 유의성이 관찰되지 않았다. 암 사망에 대한 상대위험도는 1.21 이었으나 전체 암에 대한 SMR도 0.86으로 역시 유의성은 관찰되지 않았다. 암 유형별 양상은 우리나라 일반인과 유사한 결과를 보였으며, 방사선량 증가에 따른 양-반응 관계 또한 확인되지 않았다.
To establish initial response scenarios for nuclear accidents around the Kori nuclear power plants, the potential for radionuclide diffusion was estimated using numerical experiments and statistical techniques. This study used the numerical model WRF (Weather Research and Forecasting) and FLEXPART (Flexible Particle dispersion model) to calculate the three-dimensional wind field and radionuclide dispersion, respectively. The wind patterns observed at Gijang, near the plants, and at meteorological sites in Busan, were reproduced and applied to estimates of seasonally averaged wind fields. The distribution of emitted radionuclides are strongly associated with characteristics of topography and synoptic wind patterns over nuclear power plants. Since the terrain around the power plants is complex, estimates of radionuclide distribution often produce unexpected results when wind data from different sites are used in statistical calculations. It is highly probable that in the summer and autumn, radionuclides move south-west, towards the downtown metropolitan area. This study has clear limitations in that it uses the seasonal wind field rather than the daily wind field.
국내 원자력발전소의 사용후핵연료 저장용량의 포화가 10년 이내에 예상되고 있으며, 소외중간저장방식을 관리 방안으로서 선정할 경우, 상당한 양의 사용후핵연료 운반이 해상 혹은 육로를 통해 매년 이루어져야만 한다. 본 논문에서는 4곳의 원자력발전소부지에 분산 저장되어 있는 사용후핵연료를 해안에 위치한 가상의 중간저장시설과 영구처분시설을 대상으로 사용후핵연료 운반물량을 효과적으로 분석할 수 있는 체계를 구축하였다. 각 발전소 부지, 중간저장시설, 영구처분시설의 저장고를 중심으로 사용후핵연료 물질 수지식을 세우고, 이에 대한 해를 VISUAL BASIC으로 구하여 운반 물량 분석이 용이하게 수행할 수 있는 컴퓨터 프로그램(CASK)을 개발하였다. 개발된 물량 분석 프로그램을 활용하여 4개 원자력 발전소 부지로부터 사용후핵연료 운반 물량을 분석하고, 운반물량 파라미터 분석을 통하여 본 프로그램의 활용도를 보였다. 개발된 사용후핵연료 운반 물량 분석 체계는 향후 운반비용 분석에도 유용하게 활용될 것이다.
Phylogenetic signal present in the mitochondrial 16S ribosomal RNA gene (16S rDNA) and the nuclear large subunit ribosomal RNA gene (28S rDNA) was explored to assess their utility in resolving family level relationships of the superfamily Tephritoidea. These two genes were chosen because they appear to evolve at different rates, and might contribute to resolve both shallow and deeper phylogenetic branches within a highly diversified group. For the 16S rDNA data set, the number of aligned sites was 1,258 bp, but 1,204 bp were used for analysis after excluding sites of ambiguous alignment. Among these 1,204 sites, 662 sites were variable and 450 sites were informative for parsimony analysis. For the 28S rDNA data set, the number of aligned sites was 1,102 bp, but 1,000 bp were used for analysis after excluding sites of ambiguous alignment. Among these 1000 sites, 235 sites were variable and 95 sites were informative for parsimony analysis. Our analyses suggest that: (1) while 16S rDNA is useful for resolving more recent phylogenetic divergences, 28S rDNA can be used to define much deeper phylogenetic branches; (2) the combined analysis of the 16S and 28S rDNAs enhances the overall resolution without losing phylogenetic signal from either single gene analysis; and (3) additional genes that evolve at intermediate rates between the 16S and 28S rDNAs are needed to further resolve relationships among the tephritoid families.
The new concept of dry area formation based on Poisson distribution of active nucleation sites and the concept of the critical active site density is presented. A simple statistical model is developed to predict the change of slope of the boiling curve up to critical heat flux (CHF) quantitatively. The predictions by the present model are in good agreement with the experimental data. Also it turns out that the present model well explains the mechanism on how the surface wettability influences CHF.
Park, Yerim;Shin, Hoyoung;Kim, Seungwoo;Jin, Youngho;Kim, Dong Ha;Jae, Moosung
Nuclear Engineering and Technology
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제53권9호
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pp.2859-2865
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2021
One of the important issues raised from the Fukushima-Daiichi accident is the safety of multi-unit sites when simultaneous accidents occur at the site and recently a multi-unit PSA methodology is being developed worldwide. Since all operation modes of the plant should be considered in the multi-unit PSA, the accident analysis needs to be performed for shutdown operation modes, too. In this study, a station blackout during the mid-loop operation is selected as a reference scenario. The overall accident progression for the mid-loop operation is slower than that for the full-power operation because the residual heat per mass of coolant is about 6 times lower than that in the mid-loop scenario. Though the fractions of Cs released from the core to the RCS in both operation modes are almost the same, the amount of Cs delivered to the containment atmosphere is quite different due to the chemisorption in the RCS. While 45.5% of the initial inventory is chemisorbed on the RCS surfaces during the full-power operation, only 2.2% during the mid-loop operation. The containment remains intact during the mid-loop operation, though 83.9% of Cs is delivered to the containment.
In nuclear-related facilities, such as nuclear power plants, research reactors, accelerators, and nuclear waste storage sites, radiation detection, and mapping are required to prevent radiation overexposure. Sensor network systems consisting of radiation sensor interfaces and wxireless communication units have become promising tools that can be used for data collection of radiation detection that can in turn be used to draw a radiation map. During data collection, malfunctions in some of the sensors can occasionally occur due to radiation effects, physical damage, network defects, sensor loss, or other reasons. This paper proposes a reproduction strategy for radiation maps using a U-net model to compensate for the loss of radiation detection data. To perform machine learning and verification, 1,561 simulations and 417 measured data of a sensor network were performed. The reproduction results show an accuracy of over 90%. The proposed strategy can offer an effective method that can be used to resolve the data loss problem for conventional sensor network systems and will specifically contribute to making initial responses with preserved data and without the high cost of radiation leak accidents at nuclear facilities.
원자력발전소는 부지선정, 부지조사, 설계, 건설 및 운영의 전 과정에 걸쳐 지질조사, 단층 및 지진 특성 분석, 탄성파 탐사, 시추조사, 지반특성 분석 등 모든 가능한 지질학적, 지진학적, 지구물리학적 조사와 자료 분석을 통하여 자연재해 및 인위적 재해에 대하여 건전성을 확보할 수 있도록 견고하게 건설, 운영되고 있다. 본 단보에서는 한국수력원자력(주)에서 자연재해에 대해 원자력발전소 부지의 안전성을 평가하기 위하여 구축하여 운영 중인 지진관측시스템, 단층감시시스템, 사면감시시스템 등 일련의 부지감시시스템의 현황 및 주요 관측 자료에 대한 분석결과를 소개하고자 한다. 원자력발전소에는 발전소의 구조물 및 자유장에 여러 대의 가속도계와 지진 트리거로 구성된 지진감시계통을 구성하여 내진설계의 적절성 평가, 지진으로 인한 운전기준 초과 판정, 지진 신속 대응에 활용하고 있다. 이와는 별도로 단층과 지진과의 상관성 분석, 지진발생 특성 연구, 지진재해도 평가 등 원전 부지의 지진안전성 확보를 위하여 1999년부터 원자력 발전소 부지 내 및 인근 지역에 총 13개소의 지진관측소를 운영하고 있으며, 2017년 최신의 지진관측 장비로 교체 설치하였다. 또한 원전 인근의 단층의 활동성을 감시하기 위하여 국내에서 처음으로 체계적으로 단층감시 기반을 확립한 읍천단층 감시시스템(Eupcheon Fault Monitoring System, EFMS)을 2012년 1월부터 운영하고 있다. EFMS는 시추공 변형률계 및 지진계, 지표변위계, GPS, 지하수위계 등으로 구성되며, 상기 계측기의 자료분석 결과 읍천단층은 한반도 동남부 일대에서 발생된 지진에 의해서도 영향을 받지 않는 안정된 단층임을 입증할 수 있었으며, 단층의 지진 안전성 해석과 지진예측 연구에도 단층 감시시스템이 매우 유용하게 활용될 수 있음을 확인하였다. 추가적으로, 2016년부터는 원전 부지 내 사면의 안전성 평가를 위하여 한울원전 배후사면을 대상으로 지중경사계, 지표경사계, 사면변위계, 강우량계 등을 설치하고 K-SLOPE 시스템을 구축하여 사면 거동을 감시하고 있으며, 전체 사면의 거시적 변형거동 평가를 위해 지상 LiDAR를 활용한 분석을 실시하였다. 상기와 같이 한국수력원자력(주)에서는 원자력발전소의 지진 등 자연재해에 대한 부지 안전성 평가를 위하여 실시간 부지 감시기반을 구축, 운영하고 있으며 지속적인 관측자료의 분석기법 고도화, 지진 및 단층과의 상관성 분석, 단층 장기 거통특성예측 기술개발을 통하여 보다 견고하게 원자력발전소의 지진안전성 확보에 기여할 수 있을 것으로 기대된다.
목적: 살아있는 쥐를 실험대상으로 DXA를 이용하여 검사사이마다 자세변화가 있는 경우와 자세변화 없는 경우에 다양한 부위의 골밀도를 반복적으로 측정하여 각 개체의 자세 변화와 측정부위에 따른 정밀도에 차이가 있는지를 평가하고자 하였다. 대상 및 방법: 실험은 총 12마리의 수컷 쥐를 대상으로 하였다. 아이소후루란(isoflurane)을 이용한 흡입 마취하에 DXA 기기와 기기에 내장되어 있는 소동 물 프로그램(software)를 이용하여 쥐들을 스캔하였다. 스캔 후 얻어진 영상에서 오른쪽 뒷다리(hind limb), 요추(lumbar spine), 두개골(skull) 그리고 골반골(pelvic bones)에 각각 관심영역(ROI)을 그려서 골밀도($g/cm^2$) 값을 구하였다. 실험에 포함된 12마리 쥐 모두에 대해서는 처음 스캔 테이블에 올린 자세를 유지한 상태 그대로 반복해서 4번씩의 스캔을 시행하였다(그룹 1a). 그리고 일주일 후에는 12마리 중 6마리에 대해서만 검사를 시행하였고 한번의 스캔 후 쥐를 테이블에서 완전히 내렸다가 다시 스캔 테이블로 올려서 자세를 잡고 스캔을 반복하는 방식으로 스캔 사이사이마다 새롭게 자세를 잡고 검사를 시행하였다(그룹 2). 자세변화유무와 상관없이 각각의 그룹 내에서의 부위별 정밀도의 차이는 Kruskal-Wallis one-way analysis of variance(ANOVA) test로 비교하였으며 자세변화에 따른 그룹간에 부위별 정밀도의 차이는 그룹 1의 12마리 중 그룹 2에 해당하는 6마리(그룹 1b)와 그룹 2를 Wilcoxon Signed Rank Sum Test로 비교하였으며 얼마나 일관성이 있는지 Bland Altman 도표분석을 하였다. 결과: 각각의 그룹 내에서 측정 부위에 따라 정밀도의 차이는 그룹 1a는 유의한 차이가 없었으나(p=0.657) 그룹 2의 경우 정밀도에 유의한 차이가 있었다(p=0.003). 그룹간에 부위별 정밀도는 차이는 오른쪽 뒷다리가 p=0.173, 제1-4 요추가 p=0.600 두개골이 p=0.046 그리고 골반골이 p=0.075로 두개골을 제외한 모든 부위에서 검사간 자세변화 따른 정밀도의 차이가 통계적으로 유의하지 않았다. 또한 Bland Altman도표에서 자세변화에 따른 두 그룹의 부위별 측정값의 차이에 치우침은 두개골을 제외한 모든 부위에서 없었으며 차이의 2표준편차는 오른쪽 뒷다리가 2.3%, 제1-4요추가 5.9%, 두개골이 4.4% 그리고 골반골이 3.0%이었다. 결론: 본 연구에서 재위치를 시행한 그룹 내에서 부위에 따른 정밀도의 차이는 나타났지만 재위치 유무에 따른 각 부위의 정밀도는 두개골을 제외한 나머지 부위들에서는 유의한 차이를 없었다. 결론적으로 본 연구의 결과는 DXA는 쥐와 같은 살아있는 소동물에서 다양한 부위에 대해 반복적으로 골밀도 값을 측정하고 추적관찰 할 때 자세의 재위치에 상관없이 충분한 정밀도를 가지고 있으며 골밀도를 평가하는데 있어서 매우 믿을만한 검사라는 것을 시사한다.
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[게시일 2004년 10월 1일]
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