The growth in global energy demand and the increased recognition of the impacts of carbon dioxide emissions from fossil fuel plants have aroused a renewed interest on nuclear energy. Many countries are looking afresh at building more nuclear power stations to deal with the twin problems of global warming and the need for more generating capacity. Many in the nuclear community are also anticipating a significant growth of new nuclear generation in the coming decades. If there is a nuclear renaissance, will the expansion of nuclear power be compatible with global non-proliferation and security? or will it add to the environmental burden from the large inventory of spent nuclear fuel already produced in existing nuclear power reactors? We learn from past peaceful nuclear activities that significant concerns associated with nuclear proliferation and spent-fuel management have resulted in a decrease in public acceptance for nuclear power in many countries. The terrorist attack in the United States (US) on September 11, 2001 also raised concern for security and worry that nuclear materials may fall into the wrong hands. As we increase the use of nuclear power, we must simultaneously reduce the proliferation, security and environmental risks in managing spent-fuel below where they are today.
In this paper, we demonstrate the neutron attenuation of dry cask shielding materials using the S670e helium-4 detector manufactured by Arktis Radiation Ltd. In particular, two materials expected to be applied to the TN-32 dry cask manufactured by ORANO Korea and KORAD-21 by the Korea Radioactive Waste Agency (KORAD) were utilized. The measured neutron attenuation was compared with our Monte Carlo N-Particle Transport simulation results, and the difference is given as the root mean square (RMS). For the fast neutron case, a rapid decline in neutron counts was observed as a function of increasing material thickness, exhibiting an exponential relationship. The discrepancy between the experimentally acquired data and simulation results for the fast neutron was maintained within a 2.3% RMS. In contrast, the observed thermal neutron count demonstrated an initial rise, attained a maximum value, and exhibited an exponential decline as a function of increasing thickness. In particular, the discrepancy between the measured and simulated peak locations for thermal neutrons displayed an RMS deviation of approximately 17.3-22.4%. Finally, the results suggest that a minimum thickness of 5 cm for Li-6 is necessary to achieve a sufficiently significant cross-section, effectively capturing incoming thermal neutrons within the dry cask.
This project is dedicated to the elaboration of a man-machine system for monitoring the non spread of nuclear weapons, technologies, raw materials. The main purpose of such a system depends on the customer requirements and may be : - control of non proliferation of nuclear technologies, especially those that can be used to manufacture a nuclear explosive device; - the appraisal of the possibility of production of nuclear weapons by a certain country on the basic of its intellectual and scientific-technical potential, its raw material resources, its export-import potential and other parameters.
1990년대 이후부터 현재까지 일련의 사건들은 - 1995년 러시아 국립공원에서 매설된 오염폭탄발견, 2001년 9/11 테러, 2003년 알카에다 오염폭탄 실험 증거 발견등 - 방사성물질 (본 논문에서 언급한 "방사성물질"은 "핵물질 사용후핵연료 방사성동위원소"를 말함)을 이용한 핵테러 및 방사능테러 (본 논문에서는 "핵테러 및 방사능테러"를 간단히 "핵테러/방사능테러"로 표시함)가 공상과학소설이 아닌 실제적으로 발생가능할 심각한 위협임을 보여준다. 이에 따라 세계는 새롭게 대두된 위협에 효과적으로 대응하기 위해 방사성물질에 대한 보안(security)과 물리적방호(physical protection)를 강화하고 방사성물질 불법거래 예방 및 대응체제를 구축하도록 요구하고 있다. 우리나라는 이러한 국제적 추세에 부응하기 위해, 관련 법 체제를 제 개정하고 국제협약 혹은 기구에 합의하거나 가입하였다. 본 논문에서는 핵테러/방사능테러 예방의 일환으로 방사성동위원소에 비해 상대적으로 복잡한 붕괴 과정을 가진 핵물질의 물리적 특성을 살펴보고, 현재 운영되고 있는 핵테러/방사능테러 탐지 장비들의 특성을 파악한다. 검토된 장비들의 특성과 함께 국외에서 국내로 불법 유입된 방사성물질이 목표 지점까지 도달되는 과정, 국내 지형적 특정 그리고 다중 방어적 개념을 고려하여 핵테러/방사능테러 탐지체계 구축 방안을 제안한다. 본 논문은 핵테러/방사능테러로부터 국민의 건강, 안전 그리고 환경을 보호하는데 중요한 기여를 할 것으로 판단된다.
By considering the biological properties of a tumor, it should be possible to realize better results in cancer therapy. PET imaging offers the opportunity to measure tumor growth non-invasively and repeatedly as an early assessment of response to cancer therapy. Measuring cellular growth instead of energy metabolism showed offer significant advantages in evaluating therapy. Thymidine and its derivative nucleoside compounds can be changed to mono, di- and tri- phosphate compounds by thymidine kinase and then be incorporated into DNA. Their bindings are increased in highly proliferating cells due to the high DNA synthesis rate. To evaluate cell proliferation, many kinds of thymidine and uridine derivatives have been labeled with positron emitter and radioactive iodine. Compared to radiopharmaceuticals which have radioisotope labeled base ring such as pyirmidine, the radiopharmacuticals which have radioisotope labeled sugar ring are more stable in vivo and have metabolic resistance. The biological properties such as DNA incorporation ratios are highly dependent on their chemical structures and metabolic processes. This overview describes synthesis of radiopharmaceuticals and their biological properties for imaging of tumor cell proliferation.
최근 전 세계적인 원자력 수요 급증으로 민감 기술의 확산에 대한 우려가 커지고 있다. 원자력 수요 증가에 대처하면서 핵비확산체제를 강화하기 위해, 다수의 '핵연료주기 다자화' 방안이 제안되었다.' 핵연료주기 다자화' 방안이 실현될 경우, 우리나라에 영향을 미칠 것으로 예상된다. 따라서 본 논문에서는'핵연료주기 다자화' 움직임에 대해 우리나라의 적절한 대응책 마련에 도움을 주기 위해, 12가지 기존의 '핵연료주기 다자화 방안'을 검토하고, 우리나라에 미칠 잠재적 영향을 평가하였다.
대기 중에 존재하는 우라늄 동위원소 분석을 위해서 일반적으로 알파분광분석법(alpha spectrometry)이 사용되고 있으며, 정확한 분석을 위해서는 정밀한 방사화학 전처리가 요구된다. 보편적인 방사화학 전처리 방법으로는 회화법(ashing method) 및 알칼리 용융법(alkali fusion method)가 있다. 그러나 회화법의 경우 전처리 시간이 길어 빠른 분석이 어렵다는 단점이 있으며, 이와 달리 알칼리 용융법은 단시간 내에 전처리가 가능하다는 장점은 있으나 보편적으로 전처리 장비의 무게가 무겁고 분석 소요 비용 역시 상당히 높다는 단점이 있다. 이러한 단점들은 신속한 분석 결과가 요구되는 방사능 사고 분석 또는 IAEA 안전조치 물자재고 검사(Physical Inventory Verification, PIV) 수행시, 효율성을 저하시키는 원인이 된다. 이에 본 연구에서는 간편하면서도 주어진 짧은 시간 내에 공기 중 우라늄 동위원소 분석을 완료하는 것을 목적으로, 초음파 세척법(ultrasonic cleaning method)을 이용한 새로운 방사화학 전처리 방법을 개발하였다. 또한 초음파 세척법의 효율성 분석을 위해 전처리 소요시간, 편의성, 소요비용, 우라늄 동위원소 회수율의 측면에서 기존의 방법들과 비교 분석하였다. 동일 조건의 공기 포집시료에 대해 비교실험을 수행한 결과, 본 연구에서 개발한 초음파 세척법을 활용한 공정은 상대적으로 전처리 시간도 짧고, 이동이 간편하며, 저가이며, 단순함에도 불구하고 기존 방식과 비교하여 유사한 회수율을 보였다.
The International Atomic Energy Agency (IAEA) mandates safeguards to ensure non-proliferation of nuclear materials. Among inspection techniques used to detect partial defects within spent nuclear fuel (SNF), gamma emission tomography (GET) has been reported to be reliable for detection of partial defects on a pin-by-pin level. Conventional GET, however, is limited by low detection efficiency due to the high density of nuclear fuel rods and self-absorption. This paper proposes a new type of GET named Spent Fuel Internal Tomography (SFIT), which can acquire sinograms at the guide tube. The proposed device consists of the housing, shielding, C-shaped collimator, reflector, and gadolinium aluminum gallium garnet (GAGG) scintillator. For accurate attenuation correction, the source-distinguishable range of the SFIT device was determined using MC simulation to the region away from the proposed device to the second layer. For enhanced inspection accuracy, a proposed specific source-discrimination algorithm was applied. With this, the SFIT device successfully distinguished all source locations. The comparison of images of the existing and proposed inspection methods showed that the proposed method, having successfully distinguished all sources, afforded a 150 % inspection accuracy improvement.
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[게시일 2004년 10월 1일]
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