원전의 안전한 해체 관리를 위해 원전 해체 비용 평가는 매우 중요하다. 가장 많은 원전 해체 경험을 갖고 있는 미국의 경우 1970년대부터 원자력시설의 해체를 위하여 비용평가 연구를 진행하였다. 미국 NRC는 다양한 로형 및 원자력시설에 대한 해체 기술, 안전성 및 비용에 대한 연구를 수행하였다. 전체 해체 비용에서 운영허가종료비용이 가장 큰 비중을 차지하며, 그 다음으로는 사용후핵연료 관리, 부지복원순으로 평가되었다. 해체비용은 전체비용에 있어 운영허가종료가 제일 큰 비중을 차지하며 사용후핵연료관리, 부지복원 순으로 평가되었다. 즉시해체의 경우 지연해체에 비해 사용후핵연료관리 비용이 증가하였으며 지연해체의 경우 운영허가종료의 비용이 증가하였다. 전반적으로 즉시해체에 비해 지연해체의 경우가 뚜렷하게 이득이 보이지 않고 있다. 국내 원전 해체 비용 평가시 부지 조건에 따른 평가를 고려해야할 필요가 있다고 판단된다. 또한 국내의 경우 IAEA의 권고사항을 적용하여 방사성폐기물 분류체계를 재정비하였다. 이에 따라 해체시 발생하는 방사성폐기물 물량 산정시, 선행 미국 원전해체 자료를 신분류체계에 적합하게 활용하기 위한 방법을 개발해야할 필요가 있다. 특히 자체처분 대상폐기물 평가 방법론 설정은 해체비용의 정확성을 확보하는 중요한 인자로 작용할 것이다. 또한 국내 원전해체 비용 평가를 위하여 시설 특성과 작업 특성에 적용할 수 있는 정보자료 구축이 필요하다.
We have studied, by a nonisotopic in situ end-labeling(ISEL) technique, frequency of apoptosis in the external granular layer(EGL) of the cerebellum of immature mice by ${\gamma}$-rays irradiation from $^{60}Co$ or diagnostic ultrasound exposure. The total number of normal cells and cells showing morphological features of apoptosis were counted. The frequency of apoptotic cells was expressed as a percentage of the total number of cells in EGL. The extent of changes following 200 cGy(1090 cGy/min) was studied at 2, 4, 6, 8, 12, or 24 hours after exposure. The maximal frequency was found 6~8 hours after exposure. The immature mice that received 18, 36, 54, 108, 198, 396 cGy of ${\gamma}$-rays or diagnostic ultrasound(7.5MHz, 4.2mW, $I_{SPTA}=7.9mW/cm^2$, $I_{SPTA}=114.3W/cm^2$) for 10 or 30 minutes were examined 6 hours after irradiation. Measurements performed after ${\gamma}$-ray irradiation showed a dose-related increase in apoptotic cells in each of the mice studied. The dose-response curves were analyzed by a linear-quadratic model ; frequency of apoptotic cell in the EGL was y = $(0.1349{\pm}0.01175)D$+$(-0.0001522{\pm}0.0000334)D^2$+0.048($r^2$ = 0.981, D = dose in cGy). In the experiment of ultrasound exposure, the frequency of apoptotic cell was $0.106{\pm}0.130$(10 minutes exposure) and $0.167{\pm}0.220$(30 minutes exposure). We estimated the relative dose of the yield from the experiment with ultrasound by substituting the yield from ultrasound exposure into the curve from the ${\gamma}$-irradiation. The relative dose of ultrasound exposure compared with ${\gamma}$-irradiation were 0.432 cGy(10 minutes exposure) and 0.885 cGy(30 minutes exposure). We have found that there is no evidence to indicate that diagnostic ultrasound involves a significant risk.
처분시설은 폐쇄 후 제도적 관리기간 동안에는 처분 부지로의 일반인의 접근을 제한하며 제도적 관리기간 이후에는 부주의 한 인간침입 시에도 처분시설로 인한 방사선적 영향으로부터 침입자를 보호하도록 설계 되어야 한다. 본 논문에서는 처분시설이 부주의한 침입자에 미칠 수 있는 방사선적 영향을 GENII 프로그램을 사용하여 평가해보았다. 처분고별 적치되는 방사성폐기물의 종류를 달리하여 평가하고 제도적 관리기간 설정에 따른 침입자에 대한 영향도 분석하였다. 평가결과 제도적 관리기간을 두지 않아도 폐필터가 적치된 처분고를 제외하고 모두 성능 목표치를 만족하였다. 하지만 폐필터를 적치한 처분고의 경우 인간침입 평가결과 제도적 관리기간 300년이 되어서야 성능목표치를 만족할 수 있었다. 폐필터와 함께 잡고체 폐기물을 혼합하여 적치하는 경우 제도적 관리기간을 줄일 수 있었으며, 폐필터는 다른 폐기물과 함께 적치하여 제도적 관리기간을 줄이는 것이 필요하다. 폐기물 적치시 방사능을 고려하여 처분고 적치방안을 적절히 수립하는 것이 국부적인 방사능의 최대값을 줄일 수 있어 방사선적 안전성을 확보하며 제도적 관리기간을 단축할 수 있어 바람직하다.
돈육 소시지에 감초와 강황 열수 추출물을 0.5%, 1%, 5% 농도로 첨가하여 이들이 소시지의 저장성과 품질에 미치는 영향에 대하여 알아보았다. 30 ppm 아질산염과 5% 추출물을 첨가한 실험구에서 소시지의 저장성이 약 4주간 유지되어 아질산염만 150 ppm 첨가한 것과 유사한 저장성을 보였으며, 1% 첨가구에서는 전 저장기간 동안 1 log cycle정도의 미생물 생육억제효과를 보였다. 산화도는 추출물 첨가 농도가 증가함에 따라 감소되는 경향을 보여 산화방지에도 효과가 있는 것으로 나타났다. VBN 함량측정에서도 5.0% 첨가구에서 저장기간 내내 가장 낮은 함량을 보였으며 추출물의 첨가량이 증가할수록 소시지의 아질산염 잔류량이 감소하였다. 감초와 강황 첨가구에서 유화안정성이 다소 떨어졌으나 pH의 경우는 5.0% 첨가구에서 소시지의 pH가 안정하였으며 무첨가구가 첨가구에 비해 적색도는 다소 높았으나 황색도는 낮았다. 관능평가 결과 0.5%, 1%가 전체적으로 무첨가구와 유사한 것으로 나타났다. 이상에서, 감초와 강황 열수 추출물을 소시지에 첨가할 경우 아질산염의 첨가량을 낮추어도 저장성을 증진시킬 수 있으며, 아질산염 잔류량을 낮출 수 있다. 또한 추출물을 1.0% 이하로 첨가할 경우 저장성과 함께 품질개선에도 효과가 있을 것으로 사료된다.
원자력발전소에서 사용되고 있는 핵연료 피복관은 핵분열 생성물들의 외부 유출을 방지하기 위해 고온 고압의 냉각수 분위기에서 우수한 산화저항성을 가져야 한다. 그러나 후쿠시마 원전사고의 LOCA(Loss-Of-Coolant-Accident)와 같은 중대사고에서 핵연료의 피복관과 수증기 사이의 격렬한 반응으로 인해 급격한 고온산화를 동반한 다량의 수소발생으로 수소폭발을 방지하기 위한 핵연료의 개발이 요구되고 있다. 이에 따라 핵연료 피복관의 안전성 향상을 위해 내방사선성이 우수하며 높은 강도와 산화, 부식에 대한 내화학적 안정성 및 우수한 열전도도 의 특성을 갖는 SiC와 같은 구조용 세라믹스가 활발히 연구되고 있다. $SiC_f/SiC$ 복합체 보호막 금속 피복관은 지르코늄 피복관 튜브에 SiC 섬유를 필라멘트 와인딩 한 후 Polycarbosilane을 polymer로 함침하여 기지상을 형성하는 공정을 이용하였다. 따라서 이렇게 제조한 $SiC_f/SiC$ 복합체 금속 피복관을 Drop Tube Furnace를 이용한 열충격에 따른 시편의 산화 및 미세조직을 분석하였다.
태양열 및 발전기의 배기가스 폐열을 복합열원으로 이용하여 작동되는 하이브리드 태양열 해수담수기의 성능을 증가시키기 위한 실험을 수행하였다. 실험 장비는 집열 면적이 $1m{\times}2m$인 단순 태양열 증류기와 수직 다중효용부로 구성되어 있다. 실험은 두 대의 동일한 하이브리드 태양열 해수담수기에 대하여 태양열을 열원으로 실외에서 다양한 운전 조건으로 수행하였다. 실험 결과 하이브리드 태양열 해수담수기의 담수 생산량은 다양한 운전 조건에 의존하였다. 태양열 증류기의 측면 유리에 단열을 하는 것과 낮은 초기 베이진 해수 수위는 태양열 해수담수기의 성능을 증가시켰다. 반사율이 평균 47%보다 낮은 반사휜의 적용은 예상과 다르게 총 생산량을 감소시켰다. 그러나 다중효용부로 공급하는 해수 공급 유량은 실험 범위 내에서 생산량에 명확한 영향을 보이지 않았다.
본 연구의 목적은 촉매가 삽입된 단일 개질관 내 가스의 주입 속도와 버너의 고온공기 주입온도에 따른 3차원 전산 유체 해석(Fluent ver. 16.1)을 수행하여, 열유동 및 화학반응 특성을 파악하는 것이다. 개질관 내부 촉매는 니크롬 재질의 다공성 영역으로 가정하였다. 메탄-수증기 개질반응은 1000 K 이상의 고온 환경에서 작동하므로 전도, 대류 및 복사를 고려한 복합열전달을 해석했다. 수소 개질량을 비교하기 위한 두 개의 레이놀즈 수는 49,000과 88,000이고, 레이놀즈 수가 88,000인 경우, 고온공기의 온도를 각각 1100 K, 1200 K 및 1300 K로 설정하였다. 수치해석 결과, 레이놀즈 수가 낮을 경우 개질관 내부의 온도가 상승하였으며, 수소 개질량도 증가하였다. 레이놀즈 수가 높을수록 상대적으로 온도가 낮은 가스의 대류 열전달량이 증가하여 개질관 내의 온도는 낮아져 수소 개질량은 감소한다. 그리고 고온 공기의 온도가 높을수록 개질관 내부의 온도가 증가하므로, 수소 개질량도 증가한다.
TL 측정과 subtraction 방법을 이용한 고고 도자기 시편의 절대연대 측정방법을 확립하였다. 본 연구에서는 백제시대 토기 시편을 사용하였으며, TL측정을 위한 시료는 미세낟알법과 석영분리법을 이용하여 준비하였다. 미세낟알법에서는 분쇄한 시편 분말 중 아세톤 용액에서의 침강속도에 따른 분리를 통하여 $5-10{\mu}m$ 크기의 미세 낟알을 TL측정에 사용하였다. 석영분리법에서는 분쇄한 시편 분말을 HF처리후 90-125{\mu}m$ 크기의 석영 결정을 분리하여 사용하였다. 각 시료에 감마선원($^{137}Cs$) 또는 알파선원($^{241}Am$)을 인위적으로 조사하여 자연 TL량에 고고학적 선량을 평가하였고, subtraction 방법을 통하여 알파선원 만의 영향으로 시편에 축적된 고고학적 선량을 계산하였다. 그 결과 백제시대 토기 시편에 대하여 얻어진 선량은 4.60Gy이었다. 시편에 함유된 알파 방출 방사능 물질(U,Th)의 농도 분석 값으로부터 토기 시편에 대한 매년마다의 선량률($3.05{\pm}0.11$ mGy/yr.)을 결정하였다. 얻어진 선량률로 시편의 고고학적 선량을 나누어줌으로써 결정된 토기 시편의 절대연대는 $1508{\pm}80$년(A.D. ca. 492 yr.)이었으며, 편년연대법에 의한 추정 연대 (5세기 중반)와 10% 오차 범위 내에서 일치하였다.
원자력발전소에서 나온 사용후핵연료 건식저장시스템의 안전한 운영과 유지는 기본적으로 적절하게 선택된 설계기준에 좌우된다. 저장시스템의 가장 중요한 설계목표는 저장된 사용후핵연료로부터 작업자의 안전과 대중에게 과도한 위험이 없이 보관, 취급, 수납 및 감시할 수 있는 신뢰를 제공하는 것이다. 이러한 목표를 달성하려면, 시스템의 설계, 사용후핵연료로부터의 잔류 열을 제거하고 방사선 차폐를 제공함과 동시에 설계 기준에 지정된 시스템의 수명동안 격납을 유지하기 위한 기능을 포함한다. 운영 중 발생가능한 설계사항은 설계 기준에 반영되어야 한다. 본 논문에서는 건식저장시스템의 일반적인 성능 요구 사항을 소개하였다. 저장시스템은 인허가를 위한 규제 요구사항과 연관하여 사용후핵연료를 저장할 수 있도록 설계된다. 여기서 최대연소도의 증가는 냉각기간과 맞물려 가감할 수 있다. 이때 열부하와 방사능의 크기가 최대 설계기준 연소도의 기준을 설정하는 주요한 인자가 된다. 이외에 건식저장시스템의 설계기준사고와 다른 분야 즉 기계 및 구조 그리고 차폐 및 방사선적인 요구사항들의 종류가 기술되었다.
후행 핵연료주기 경제성 평가는 추정 비용의 불확실성, 평가 대상기간의 장기성, 적용 할인율에 따른 계산결과의 변동성 등 많은 불확실성을 내포하고 있기 때문에 평가기관 또는 평가자에 따라 그 결과가 서로 상이하다. 본고에서는 지금까지 수행 된 주요 경제성 평가 연구들을 조사/분석하여 그 특징과 한계를 알아봄으로써 현재 국내에서 추진되고 있는 사용후핵연료 공론화 및 후행 핵연료주기 정책 연구 추진에 기초자료로 활용될 수 있도록 하고자 하였다. 분석 결과 사용후핵연료 재활용 옵션에 비해 직접처분 옵션이 유리하나, 입력 자료로 사용된 파라미터 값에 따라 결과의 불확실성이 많이 나타나 이 부분에 대한 추가적인 연구가 필요하다는 사실을 알 수 있었다.
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[게시일 2004년 10월 1일]
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