• Nuclear Engineering and Technology
• /
• 제54권7호
• /
• pp.2395-2407
• /
• 2022

The sodium-cooled fast reactor is among the innovative nuclear technologies selected in the framework of the development of Generation IV concepts, allowing the irradiation of uranium-plutonium mixed oxide fuels (MOX). A fundamental step for the safety assessment of MOX-fuelled pins for fast reactor applications is the evaluation, by means of fuel performance codes, of the integral thermal-mechanical behaviour under irradiation, involving the fission gas behaviour and release in the fuel-cladding gap. This work is dedicated to the performance analysis of an inner-core fuel pin representative of the ASTRID sodium-cooled concept design, selected as case study for the benchmark between the GERMINAL and TRANSURANUS fuel performance codes. The focus is on fission gas-related mechanisms and integral outcomes as predicted by means of the SCIANTIX module (allowing the physics-based treatment of inert gas behaviour and release) coupled to both fuel performance codes. The benchmark activity involves the application of both GERMINAL and TRANSURANUS in their "pre-INSPYRE" versions, i.e., adopting the state-of-the-art recommended correlations available in the codes, compared with the "post-INSPYRE" code results, obtained by implementing novel models for MOX fuel properties and phenomena (SCIANTIX included) developed in the framework of the INSPYRE H2020 Project. The SCIANTIX modelling includes the consideration of burst releases of the fission gas stored at the grain boundaries occurring during power transients of shutdown and start-up, whose effect on a fast reactor fuel concept is analysed. A clear need to further extend and validate the SCIANTIX module for application to fast reactor MOX emerges from this work; nevertheless, the GERMINAL-TRANSURANUS benchmark on the ASTRID case study highlights the achieved code capabilities for fast reactor conditions and paves the way towards the proper application of fuel performance codes to safety evaluations on Generation IV reactor concepts.

• 방사선산업학회지
• /
• 제18권1호
• /
• pp.89-93
• /
• 2024

Accidents at nuclear facilities and nuclear power plants led to leaks of large amounts of radioactive substances. Of the various radioactive nuclides released, ¹³⁷Cs are radioactive substances generated during the fission of uranium. Therefore, due to the high fission yield (6.09%), strong gamma rays, and a relatively long half-life (30 years), a rapid and efficient removal method and a study of adsorbents are needed. Accordingly, an adsorbent was prepared using Prussian blue (PB), a material that selectively adsorbs radioactive cesium. As a result of evaluating the adsorption performance with the prepared adsorbent, it was confirmed that 82% of the removal efficiency was obtained, and most of the cesium was rapidly adsorbed within 10 to 15 minutes. The purpose of this study was to adsorb cesium using the Prussian blue alginate bead and to compare the change in detection efficiency according to the amount of adsorbent added for quantitative evaluation. However, in this case, it is difficult to determine the detection efficiency using a standard source with the same conditions as the measurement sample, so the efficiency change of the HPGe detector according to the different heights of Prussian blue was calculated through MCNP simulation using certified standard materials (1 L, Marinelli beaker) for radioactivity measurement. It is expected to derive a relational equation that can calculate detection efficiency through an efficiency curve according to the volume of Prussian blue, quantitatively evaluate the activity at the same time as the adsorption of radioactive nuclides in actual contaminated water and use it in the field of nuclear facility operation and dismantling in the future.

• Journal of Radiation Protection and Research
• /
• 제39권1호
• /
• pp.54-60
• /
• 2014

IAEA는 핵물질 계량 관리 검사를 위해 다양한 방사선 검출기를 사용하고 있다. 주로 HPGe, NaI(Tl), CZT 등이 사용되며, 정확한 측정이 요구되는 검사에는 고분해능 HPGe 검출기 활용도가 높다. HPGe 검출기는 추가적인 냉각장치로 인하여 부피가 크고 무거우며, 사용하기 전에 충분히 냉각시켜야 하기 때문에 측정의 준비 시간이 많이 걸린다는 단점이 있다. 이러한 문제점을 해결하기 위해 가볍고 짧은 사용 전 냉각이 요구되는 휴대형 HPGe가 개발되었다. 본 논문은 개발된 휴대형 HPGe 검출기 시제품을 실제 IAEA 사찰 현장에 적용하여 얻은 성능평가 결과를 기술한다. 휴대형 HPGe로 얻은 방사선 스펙트럼은 핵물질 종류와 농축도에 따라 다른 특징을 보였고, 또한 $^{235}U$과 $^{238}U$의 붕괴 계열에서 방출되는 감마선 및 우라늄의 특성 x-선 차이도 확인할 수 있었다. 그리고 휴대형 HPGe 검출기 시제품으로 측정한 농축도는 핵물질 종류에 따라 실제값과 9 ~ 27%의 상대적 오차를 보였다. 휴대형이라는 소형 검출기의 한계 때문에 일부 핵물질은 IAEA에서 요구하는 정확도를 만족시키지 못하는 경우도 있었지만 향후 추가적인 연구의 수행으로 이러한 문제점은 해결 가능할 것으로 판단된다. 본 논문은 새로운 휴대형 HPGe 검출기를 안전조치에 적용한 사례와 측정한 스펙트럼을 농축도 분석 코드로 분석한 결과를 다룬다. 따라서 국내 원자력시설의 우라늄 농축도 검증을 위한 IAEA 안전조치 사찰 결과를 분석한 논문이 별로 발표되지 않은 상황에서, 본 논문은 안전조치 검사 결과 분석에도 유익할 것으로 판단된다. 개발된 방사선 검출기의 개선 사항도 함께 논의하였으므로 향후 관련 분야 방사선 검출기 개발에도 기여할 것으로 예상된다.

• Nuclear Engineering and Technology
• /
• 제48권1호
• /
• pp.274-284
• /
• 2016

Purpose: The purpose of this work is to describe the spectrometric analysis of gaseous cloud formation over reactor mixed uranium-and-plutonium (UP) fuel $(U_{0.8}Pu_{0.2})O_2$ samples heated to a temperature $>2,000^{\circ}C$, and thus forecast and evaluate radiation hazards threatening humans who cope with the consequences of any accident at a fission reactor loaded by UP mixed oxide $(U_{0.8}Pu_{0.2})O_2$, such as a mixture of 80% U and 20% Pu in weight. Materials and methods: The UP nuclear fuel samples were heated up to a temperature of over $2,000^{\circ}C$ in a suitable assembly (apparatus) at out-of-pile experiments' implementation, the experimental in-depth study of metabolism of active materials in living organisms by means of artificial irradiation of pigs by plutonium. Spectrometric measurements were carried out on the different exposed organs and tissues of pigs for the further estimation of human internal exposure by nuclear materials released from the core of a fission reactor fueled with UP mixed oxide. Results: The main results of the research described are the following: (1) following the research on the influence of mixed fuel fission products (radioactive isotopes being formed during reactor operation as a result of nuclear decay of elements included into the fuel composition) on living organisms, the authors determined the quantities of plutonium dioxide ($PuO_2$) that penetrated into blood and lay in the pulmonary region, liver, skeleton and other tissues; and (2) experiments confirmed that the output speed of plutonium out of the basic precipitation locations is very small. On the strength of the experimental evidence, the authors suggest that the biological output of plutonium can be disregarded in the process of evaluation of the internal irradiation doses.

• Journal of Radiation Protection and Research
• /
• 제40권3호
• /
• pp.124-131
• /
• 2015

원료물질 또는 공정부산물을 가공하거나 이를 원료로 하여 제조된 제품인 가공제품은 함유된 천연방사성핵종(우라늄, 토륨, 포타슘 등)으로부터 감마선 방출로 외부피폭을 유발할 수 있다. 따라서 본 연구에서는 방사성핵종 농도 우라늄 토륨 $1Bq{\cdot}g^{-1}$, 포타슘 $10Bq{\cdot}g^{-1}$을 가정하고 평형상태의 감마선방출을 가정하여 최종사용자의 사용환경을 반영하여 몬테칼로 전산모사로 복셀팬텀인 ICRP 기준팬텀과 ICRP 권고 103을 적용하여 가공제품의 연간피폭선량을 계산하고 체계를 개발하였다. 가공제품은 사용환경에 따라 피부비밀착형(석고보드, 음이온 벽지, 음이온 페인트)과 피부밀착형(팔찌, 목걸이, 벨트, 뜸질기)으로 구분하였고 기하학적 모델링은 일반가구가 거주하는 주택의 유형 분포추이와 설계지침을 반영하여 룸모델링($3m{\times}4m{\times}2.8m$ 보수적으로 밀폐된 방)과 복셀팬텀 분할면에 직접 가공제품을 모사하였다. 사용시간은 한국형 노출지수 개발 및 운영체계 구축 보고서를 참고하였으며 알 수 없는 제품은 보수적으로 24시간을 가정하였다. 본 연구에서 가공제품의 연간 유효선량은 0.00003 ~ 0.47636 mSv로 평가되었으며 벨트류 장기등가선량률을 확인하여 복셀팬텀에 가공제품을 직접 모사하는 것의 의미를 확인하였다.

• 자원환경지질
• /
• 제56권6호
• /
• pp.847-870
• /
• 2023

고준위 방사성폐기물을 심지층에 안전하게 처분하기 위해서는 방사성 핵종의 장기적 지구화학 거동에 대한 정확한 예측이 요구된다. 이와 관련하여 본 연구에서는 국내 심부 지하수를 대표하는 다섯가지 지화학 환경 조건에서 지화학 모델링을 수행하여 일부 방사성 핵종의 지화학 거동을 예측하였다. 다섯가지 국내 심부 지하수의 지화학 환경은 다음과 같다: 고 TDS 염지하수(G1), 산성 pH의 CO₂가 풍부한 지하수(G2), 고 pH 알칼리성 지하수(G3), 황산염이 풍부한 지하수(G4), 묽은(담수) 지하수(G5). 3~12의 pH 범위와 ±0.2V의 산화-환원전위(Eh) 조건에서 일부 방사성 핵종(우라늄, 플루토늄, 팔라듐)의 국내 심부 지하수 내에서의 용해도와 화학종(존재형태)을 예측하였다. 모델링 결과, 용존 상태의 우라늄은 주로 U(IV)로서 중성~알칼리성의 넓은 pH 환경에서 높은 용해도를 보였으며, Eh가 -0.2V인 환원 환경에서도 알칼리 pH 조건에서 높은 용해도를 보였다. 이러한 높은 용해도는 주로 Ca-U-CO₃ 착물의 형성에 의한 것으로 예측되는데, 이 착물의 활동도(activity)는 국내 심부 지하수 중 주요 단층대를 따라 산출되는 G2와 화강암반에 위치하는 G3에서 높다. 한편, 플루토늄(Pu)의 용해도는 pH에 따라 달라지며, 특히 중성~알칼리성 조건에서 가장 낮은 용해도가 나타난다. 주요 화학종은 Pu(IV)와 Pu(III)이며, 이들은 주로 흡착을 통해 제거될 것으로 추정된다. 그러나 콜로이드에 의한 이동을 고려하면, 이온강도가 낮은 심부 지하수인 G3와 G5 유형에서 콜로이드 형성 및 이동 촉진에 따라 이동성이 증가할 것으로 예상된다. 팔라듐(Pd)은 환원 환경에서는 황화물 침전 반응으로 인해 낮은 용해도를 나타내며, 산화 환경에서는 주로 금속(수)산화물에의 흡착을 통해 Pd(OH)₃^-, PdCl₃(OH)₂^-, PdCl₄^2- 및 Pd(CO₃)₂^2-와 같은 음이온 착물이 제거될 것으로 판단된다. 본 연구는 한국의 심부 지하수 환경에서 방사성 핵종의 운명과 이동에 대한 이해를 높이고, 고준위 방사성 폐기물의 안전한 처분을 위한 전략 개발에 기여할 것으로 기대된다.