• 지질공학
• /
• 제21권2호
• /
• pp.163-178
• /
• 2011

이 연구에서는 지하수내 존재하는 우라늄과 라돈-222와 같은 자연방사성물질 산출과 지화학적 상관관계를 알아보기 위하여 연구용 부지(충북 청원군 부용면 갈산리)에 120 m 심도로 시추하고, 심도별로 채취된 지하수의 화학적 특성과 시추코어의 암석화학적 특성을 분석하였다 시추코어상 주요 암종은 흑운모편암과 흑운모화강암이며 일부 구간에서 반상화강암과 염기성암맥이 확인되었다. 더블패커 시스템으로 채취한 6개 구간에서 지하수의 pH는 5.66~8.34 범위를 보이고, 화학적 유형은 Ca-$HCO_3$ 형으로 속한다. 심도별 및 시기별로 수리화학적 특성 차이를 보인다. 지하수내 우라늄과 라돈-222의 함량은 최고 683 ppb와 7,600 pCi/L를 각각 보이며, 심도 50~70 m구간에서 가장 높은 값을 보인다. 암석 및 광물내 우라늄과 토륨의 함량은 각각 0.51~23.4 ppm과 0.89~62.6 ppm의 범위를 보이며, 흑운모편암에서 가장 많은 방사성포유물(radioactive inclusion)이 관찰되었고, 현미경관찰과 EPMA 분석결과 방사성원소를 함유하는 광물로는 흑운모내 함유된 소량광물인 모나자이트, 일메나이트로 확인되었다. 우라늄은 이들 광물의 주요 구성원소를 치환하여 존재하며, 일부 석영과 장석 입자내에도 우라늄의 산출이 확인되었다. 시추공 심도 -50~-70 m 구간 지하수에서 높은 방사성물질 함량을 보이는 것은 이 구간의 지하수의 화학적 특성, 즉, 약알칼리성의 pH와 산화환경이고, 중탄산의 함량이 높아 우라늄의 용존에 좋은 조건이 된 것으로 보인다. 지하수내 라돈가스의 함량은 우라늄 농도와 대체로 비례하므로 우라늄의 붕괴와 관련된 것으로 보이며, 라돈가스의 기원에 대한 하나의 해석방법으로 헬륨과 네온등 영족기체 동위원소비를 이용한 간접적인 추적방법을 적용할 필요가 있을 것이다.

• 자원환경지질
• /
• 제53권5호
• /
• pp.565-583
• /
• 2020

최근 생활용품 및 건축자재 등에서 검출된 자연 방사성 물질로 인해 사회적으로 다양한 문제가 발생하고 있으며, 이는 조속히 해결해야 될 사회현안으로 대두되고 있다. 우리나라에서도 토양이나 지하수 내 중금속 및 우라늄, 라돈 등의 자연방사성 물질에 대해서 환경부에 의해 지난 20년 이상 장기간 조사된 바 있고, 토양과 지하수 내 자연방사성 물질의 기원이 암석-성인-변형적 특성 등의 지질학적 요인들과 밀접한 상관관계를 보여주는 것으로 추정되고 있지만, 기반암, 기반암 상부토양 및 지하수가 발달한 단층계 내 자연방사성 물질의 국가배경농도가 수립되어 있지 않아 정확한 지질학적 상관관계 규명이 미흡한 실정이다. 본 연구에서는 국내 현생 심성암류의 성인과 천연 방사성(라돈, 우라늄, 토륨 등)물질 농도와의 상관관계에 대한 예비 연구를 수행하였다. 현생 심성암류 중 알칼리 화강암류(섬장암, 몬조니암, 몬조섬록암 및 알칼리화강암)는 높은 마그마 온도와 고알칼리성의 경향 때문에 U, Th, Zr, REE 및 Nb 등이 부화되는 특징을 보여주어 높은 U과 Th 농도를 가진다. 지각물질의 혼합에 의해 고분화된 화강암류(우백질 화강암, 복운모화강암, 고알루미형질 S-type 화강암 및 페그마타이트)는 고분화되지 않은 일반 화강암류(섬록암, 화강섬록암 및 화강암)보다 U, Th 및 K+Na이 더욱 부화되는 경향을 보여준다. 고알칼리성 화강암류들은 주로 판내부의 열개환경, 대륙충돌 조산작용과 해양판의 대륙판 아래 섭입 이후에 일어나는 확장환경에서 생성된다. 반면에 우리나라에서 주로 산출되는 아알칼리성 캘크알칼리 화강암류는 해양판의 대륙판 밑으로의 섭입에 의한 호환경에서 주로 생성된다. 결과적으로 국내 현생 심성암류의 U, Th 및 K 함량변화는 지구조 환경에 의한 암석성인과 밀접한 연관성을 가지는 것으로 추정되며, 현생화강암류 대한 감마분석 자연방사성 핵종(²²⁶Ra, ²³²Th 및 ⁴⁰K) 예비 결과들은 고알칼리성과 고분화된 화강암류에서 높은 값을 보여준다.

• Nuclear Engineering and Technology
• /
• 제41권4호
• /
• pp.427-446
• /
• 2009

In order to meet the increasing demand for electricity, Korea has to rely on nuclear energy due to its poor natural resources. In order for nuclear energy to be expanded in its utilization, issues with uranium supply and waste management issues have to be addressed. Fast reactor system is one of the most promising options for electricity generation with its efficient utilization of uranium resources and reduction of radioactive waste, thus contributing to sustainable development. The Korea Atomic Energy Research Institute (KAERI) has been performing R&Ds on Sodium-cooled Fast Reactors (SFRs) under the national nuclear R&D program. Based on the experiences gained from the development of KALIMER conceptual designs of a pool-type U-TRU-10%Zr metal fuel loaded reactor, KAERI is currently developing Advanced SFR design concepts that can better meet the Generation IV technology goals. This also includes developing, Advanced SFR technologies necessary for its commercialization and basic key technologies, aiming at the conceptual design of an Advanced SFR by 2011. KAERI is making R&D efforts to develop advanced design concepts including a passive decay heat removal system and a supercritical $CO_2$ Brayton cycle energy conversion system, as well as developing design methodologies, computational tools, and sodium technology. The long-term Advanced SFR development plan will be carried out toward the construction of an Advanced SFR demonstration plant by 2028.

• Nuclear Engineering and Technology
• /
• 제51권6호
• /
• pp.1638-1649
• /
• 2019

Top soil samples across the state of Kuwait numering ninety were collected and analysed using gamma-ray spectrometry, to evaluate the elemental concentration of $^{238}U$, $^{232}Th$ and $^{40}K$ and their depletion/enrichment. Results of elemental concentration ranges from 0.48 to 2.61 mg/kg, 0.87-5.23 mg/kg, and 0.24-2.23%, with a mean values of 1.39 mg/kg, 3.47 mg/kg, and 1.18%, for the $^{238}U$, $^{232}Th$ and $^{40}K$, respectively. Further analysis was conducted amongst the five identified soil types, i.e. Aquisalids (S1), Calcigypsids (S2), Petrocalcids (S3), Petrogypsids (S4), and torripsamment (S5). The highest radioactivity concentrations from both uranium and thorium were recorded in the S2 (Calcigypsids) soil, with a value of 1.71 (mg/kg) and 4.45 (mg/kg), respectively. Minimum and maximum values of $^{40}K$ are 1.1(%) and 1.27(%) and is prevalent in Aquisalids (S1) and Petrocalcids (S3) soil types, respectively. Ratios of elemental concentration for $^{232}Th/^{238}U$, $^{40}K/^{238}U$, $^{40}K/^{232}Th$ across the soil types are 2.53, 0.09 and 0.03, with a correlation coefficient of 0.92, 0.34, and 0.38, respectively. A progressively higher $^{232}Th/^{238}U$ ratio is observed moving south-wards, indicating lower $^{238}U$ content in soils from the south relative to the northern part. Overall results indicate Kuwait to be relatively an area with low level of natural radioactivity.

• 에너지공학
• /
• 제5권2호
• /
• pp.203-208
• /
• 1996

본 연구에서는 감손우라늄칩을 처리하기 전의 시험단계로서 감손우라늄칩의 산화처리시 발생되는 산화열에 의한 산화장치 내부의 온도상승 및 외부로의 열전달을 해석하기 위해 산화장치 내부에 히터를 설치하여 실험을 수행하였다. 히터의 발생열량을 달리하면서 시간에 따른 열전달 특성을 알아내기 위하여 열유속, Nusselt 수, Grashof수와 Rayleigh 수를 구하고, Nusselt 수와 Rayleigh 수의 관계를 구하였다.

• 자원환경지질
• /
• 제31권3호
• /
• pp.265-271
• /
• 1998

In the hydrologic and hydrochemical studies of natural waters, oxygen and hydrogen isotope compositions of waters are very important to elucidate the origin and circulation pattern of water in the hydrologic system. The hydrogen isotope analysis of waters usually has been undertaken through the reduction of water to form hydrogen gas using pure metals (in general, zinc and uranium). In 1996, a new apparatus (H/Device) was developed to prepare the water samples (by the reduction with Cr metal) without some intrinsic problems that may yield incorrect and/or inaccurate data, and was installed at 1997 in the Center for Mineral Resources Research (CMR) in Korea University. However, the optimistic conditions of preparation and analysis of samples has not been established. In this paper, we introduce the efficiency of H/Device to obtain accurate hydrogen isotope values of water, and discuss both the optimum conditions including the effective reduction time and the probable mixing (memory) effect between successive samples. We obtained large amounts of a laboratory working standard (KUW; Korea University Water) with the average ${\delta}D_{SMOW}$ value of $-42.1{\pm}1.0$‰ $(1{\sigma})$.

• 한국방사선학회논문지
• /
• 제15권1호
• /
• pp.37-43
• /
• 2021

국내에는 다수의 원자력시설이 존재하며, 지리적으로 비핵화 대상국인 북한을 주변국으로 두고 있다. 변화하는 국제 정세에 따른 선제적 대응으로 대상시설에 대한 핵감식 데이터를 구축할 필요가 있다. 이를 위해 국내 원자력시설 및 핵연료 주기를 고려하여 핵물질 및 기타 방사성물질의 기원 또는 출처를 파악하는데 사용되는 표지물질을 제시하였다. 국내에서는 경수로 및 중수로를 운용하고 있으며 각각 핵연료로 농축 우라늄과 천연우라늄을 사용한다. 국내 선행핵연료주기에서 표지물질은 중수로형 원자력발전소의 연료인 천연우라늄과 우라늄 농축과정의 UF6으로 생각할 수 있다. 국내 후행핵연료주기는 재처리 과정을 제외된 비순환 주기를 채택하고 있어 주요 표지물질은 사용후핵연료가 된다. 해당 물질들에 대해 IAEA 문헌에서 권고하는 표지물질의 시그니처 중요도를 판단하고 조사 항목을 제시하였다. 향후 핵감식에서 핵물질 관리에 대한 무결성 입증과 국가 핵감식 역량을 높이기 위한 핵감식 라이브러리 구축을 위해 국내 원자력시설과 핵연료주기를 고려한 표지물질을 파악하고 해당물질 별 시그니처 데이터를 확보해야 할 것으로 생각된다.

• Nuclear Engineering and Technology
• /
• 제9권3호
• /
• pp.125-137
• /
• 1977

천연 산화 우라늄 핵연료와 중수 감속재를 사용하는 월성 1호기에 관한 온도 계수를 조사하였다. 핵연료, 감속재 및 냉각재 온도변화에 따른 중성자의 유효 증배 인자의 변화를 계산하였다. 계산된 결과를 LATREP 전자계산 code에 의한 온도 계수 값들과 비교하였다.

• 한국원자력학회:학술대회논문집
• /
• 한국원자력학회 1998년도 춘계학술발표회논문집(2)
• /
• pp.618-623
• /
• 1998

A shielding analysis was performed for the end shield of CANDU 6 reactor. The one-dimensional discrete ordinate code ANISN with a 38-group neutron-gamma library, extracted from DLC-37D library, was used to estimate the dose rate for the natural uranium CANDU reactor. For comparison MCNP-4B calculation was performed for the same system using continuous, discrete and multi-group libraries. The comparison has shown that the total dose rate of the ANISN calculation agrees well with that of the MCNP calculation. However, the individual dose rate (neutron and gamma) has shown opposite trends between AMISN and MCNP estimates, which may require a consistent library generation for both codes.

• 한국원자력학회:학술대회논문집
• /
• 한국원자력학회 1997년도 추계학술발표회논문집(1)
• /
• pp.651-656
• /
• 1997

Fission product release (FPR) assessment for End Fitting Failure (EFF) in CANDU reactor loaded with CANFLEX-natural uranium (NU) fuel bundles has been peformed. The predicted results are compared with those for the reactor loaded with standard 37-element bundles. The total channel I-131 release at the end of transient for EFF accident is calculated to be 380.8 TBq and 602.9 TBq for the CANFLEX bundle and standard bundle channel cases, respectively. They are 4.9% and 7.9% of the total inventory, respectively. The lower total releases of the CANFLEX bundle O6 channel are attributed to the lower initial fuel temperatures caused by the lower linear element power of the CANFLEX bundle compared with the standard bundle.