• Journal of Radiation Protection and Research
• /
• 제35권1호
• /
• pp.12-20
• /
• 2010

원전 일차계통은 복잡한 수질환경으로 방사화생성물과 부식생성물 등 다양한 방사성핵종이 생성되고 있다. 이 방사성 핵종 중에서 원전종사자 피폭방사선량평가와 방사성유출물관리 측면에서 중요한 핵종으로는 $^3H,\;^{14}C,\;^{58}Co,\;^{60}Co,\;^{137}Cs,\;^{131}I$를 들 수 있다. 본 논문은 원전 방사선작업종사자와 원전 주변주민의 피폭방사선량에 기여가 큰 방사성핵종에 대해 살펴보고, 이들 핵종에 의한 선량평가 과정을 소개하였다. 특히 국내 원전에서 발생하였던 $^{131}I$ 내부피폭사건과 일차계통 냉각수의 탈염수 오염사건 등을 포함한 원전의 운영과정에서 일어났던 종사자와 원전주변주민에 대한 피폭 방사선량 평가 사례를 제시하였다. 또한 최근 이슈로 떠오른 삼중수소와 $^{14}C$의 선량평가에 대한 잠재적인 현안 등도 간단히 기술하였다.

• Journal of Radiation Protection and Research
• /
• 제25권2호
• /
• pp.81-87
• /
• 2000

현재 영광원전에서 정상운전중 기체 방사성물질의 대기확산 평가를 위해 XOQ_DW 코드가 이용되고 있다. 이 코드는 기본적으로 XOQDOQ 코드에 근거하여 개발되었으며, 정상운전 및 사고시 피폭평가를 수행하기 위하여, 사고시 대기확산을 평가하는 방법이 첨가되어야 한다. 사고시 대기확산을 평가하기 위해서 USNRC Reg. Guide 1.145에 기초하여 개발된 PAVAN 코드에 근거하여 가상 사고시 대기확산 코드인 XOQAR 코드가 개발되었다. 이 코드는 XOQ_DW 코드와의 인터페이스를 통하여 XOQ_DW 코드의 입력인 지형 모델 그리고 XOQ_DW 코드의 출력인 연평균 대기확산인자가 본 코드의 입력으로 이용되었다. 본 코드를 이용하여 제한구역경계와 저인구지대 경계에서 대기확산인자 값이 바다방향을 제외한 최대값은 각각 $1.33{\times}10^{-4}$와 $7.66{\times}10^{-6}$ sec/$m^3$이었다. 본 코드의 개발을 통하여 영광원전에서 정상운전 및 사고시 대기확산을 평가할 수 있는 코드 시스템을 갖추게 되었다. 또한 개발된 코드는 산악이 많은 우리나라 다른 발전소에 적용하기 위해 산악지형 입력변경을 통하여 적절히 사용될 수 있을 것이다.

• 한국구조물진단유지관리공학회 논문집
• /
• 제5권2호
• /
• pp.147-154
• /
• 2001

The prestressed concrete containment is one of the most important structures in nuclear power plants, which is required to prevent release of radioactive or hazardous effluents to the environment even in the case of a severe accident. Numerical analyses are carried out by using the ABAQUS finite element program to assess the ultimate pressure capacity of the Y prestressed concrete containment with light water reactor at design criteria condition and aging condition considering varied properties of time-dependant materials respectively. From the results, it is verified that the structural capacity of the Y prestressed concrete containment building under the present, aging condition is still robust. In addition, the parameter studies for the reduction of the ultimate pressure capacity of containment building according to the degradation levels of the main structural materials are carried out. The results show that when the degradations of each materials are considered as individual and combined forms, the influence is large in the order of tendon, rebar and concrete degradation, and tendon-rebar, tendon-concrete and rebar-concrete degradation respectively.

• Nuclear Engineering and Technology
• /
• 제17권4호
• /
• pp.267-278
• /
• 1985

원자력발전소로부터 배출되는 방사성물질에 의한 피폭선량을 규제하는데 있어 몇 가지 종류들의 방식들이 적용되어 왔다. ICRP에 의해 권고된 일차 선량 당량 제한치가 가장 근본적인 것이다. 일차 제한치가 직접 적용될 수 없을 때 외부 피폭의 경우 선량당량 지표가 내부피폭의 경우 최대허용농도, 연섭취 제한치 흑은 유도대기 농도 및 최대 신체 부하량 등이 이용되어 왔다. 그러나 이 값들은 실제 배출량을 제어하는 견지에서 바로 사용할 수 없어 유도방출 기준치를 구하게 된다. 본 연구에선 월성 원자력발전소에 대해 고려되는 특정환경들 사이의 전달속도가 시간에 독립적인, 장기성 농축인자 방식으로 방출속도의 유도 제한치를 구하였다.

• 방사성폐기물학회지
• /
• 제22권1호
• /
• pp.45-54
• /
• 2024

Currently, off-site dose calculations for nuclear power plants are conducted using a computer program (K-DOSE 60). The program is developed based on the regulatory guidelines of the Korea Institute of Nuclear Safety (KINS), which is a domestic nuclear regulatory agency. In this study, a domestic application of the International Atomic Energy Agency (IAEA) TRS (Technical Reports Series)-472 methodology for ³H and ¹⁴C in liquid effluents was studied. The dose-evaluation methods adopted and the program configuration for dose evaluation are described based on ³H and ¹⁴C in the liquid-effluent-evaluation module of the computer program. The accuracy of the program is verified by comparing the program-calculated results with hand calculation values. Furthermore, a comparative evaluation with LADTAP II, which is a liquid-effluent-evaluation methodology developed by the U.S. NRC (Nuclear Regulatory Commission), is performed. The result confirms that the program-calculated results for the IAEA TRS-472 methodology are consistent with the hand calculation values. Meanwhile, the result of comparative evaluation with LADTAP II indicates different results depending on the methodology used.

• Journal of Radiation Protection and Research
• /
• 제23권2호
• /
• pp.103-107
• /
• 1998

복잡한 내륙분지에 위치한 한국원자력연구소 부지에서 대기확산해석에 있어서 정온상태에 따른 영향을 고찰하였다. 미국 원자력규제위원회 전산프로그램 XOQDOQ와 PAVAN을 사용하여 원자력 시설의 정상운영시 와 가상사고시 대기확산인자를 평가하였다. 1997년에 측정된 연간 기상자료로부터 대기안정도에 따른 풍향, 풍속의 발생빈도분포를 작성하여 프로그램의 입력자료로 사용하였다. 정온에 대한 정의를 0.5 m $sec^{-1}$에서 0.21 m $sec^{-1}$로 변화시켰을 때 최대치를 나타내는 풍하방향에서의 확산인자는 정상운영시와 가상사고시에 대해 각각 1.62배, 2.16배 높았다.

• Nuclear Engineering and Technology
• /
• 제54권2호
• /
• pp.627-636
• /
• 2022

In nuclear power plants and other nuclear facilities the removal of cobalt from radioactive liquid waste is needed to reduce the radioactivity concentration in effluents. In liquid wastes containing strong organic complexing agents such as EDTA cobalt removal can be problematic due to the high stability of the Co-EDTA complex. In this study, the removal of cobalt from NaNO₃ solutions using antimony oxide (Sb₂O₃) synthesized from potassium hexahydroxoantimonate was investigated in the absence and presence of EDTA. The uptake studies on the ion exchange material were conducted both in the dark (absence of UV-light) and under UV-C irradiation. Ca²⁺ or Ni²⁺ were included in the experiments as competing cations to test the selectivity of the ion exchanger. Results show that UV-C irradiation noticeably enhances the cobalt sorption efficiency on the antimony oxide. It was shown that nickel decreased the sorption of cobalt to a higher extent than calcium. Finally, the sorption data collected for Co²⁺ on antimony oxide was modeled using six different isotherm models. The Sips model was found to be the most suitable model to describe the sorption process. The Dubinin-Radushkevich model was further used to calculate the adsorption energy, which was found to be 6.2 kJ mol^-1.

• 한국대기환경학회지
• /
• 제5권1호
• /
• pp.33-42
• /
• 1989

오늘날, 原子力 發電은 전기 에너지의 供給에 主要한 役割을 하고 있다. 그러나 모든 原子力發展所에서는 그 正常 稼動中에 主로 核分裂에 의해서 發生되는 放射性 氣體로 因한 放射能을 적은 量이지만 大氣中에 排出시키는데 事故 發生時에는 상당히 많은 量의 放射能을 放出시킬 수 있다. 正常 稼動되고 있는 原子力發展所의 환경영향을 評價하여 放射線許容標準 內에서 확실히 하며 원자로 事故에 의한 放射線學的 結果를 確認하기 위하여 放出된 放射能으로부터의 住民에게 被曝된 放射線 線量을 計算하는 것은 매우 필요한 過程이다. 그러한 被曝線量計算은 原子力 發展의 受容性을 決定하는데 또한 重要한 役割을 한다. 放射線 被曝線量 計算이 遂行되기 前에 앞서서 放射能 噴出物이 大氣중에 排出된 후 그 濃度가 어떻게 周圍에 分布되는 가를 決定하는 것이 必要하다. 本 論文에서는 이러한 문제를 고려하면서 放射線 被曝線量 計算에 關하여 論에서 言及된다.

• Journal of Radiation Protection and Research
• /
• 제48권2호
• /
• pp.77-83
• /
• 2023

Background: The purpose of this study is to purify uranium (U[VI])-contaminated soil-flushing effluent using the precipitation-distillation process for clearance. Precipitation and distillation are commonly used techniques for water treatment. We propose using a combination of these methods for the simple and effective removal of U(VI) ions from soil-flushing effluents. In addition, the U concentration (Bq/g) of solid waste generated in the proposed treatment process was analyzed to confirm whether it satisfies the clearance level. Materials and Methods: Uranium-contaminated soil was decontaminated by soil-flushing using 0.5 M sulfuric acid. The soil-flushing effluent was treated with sodium hydroxide powder to precipitate U(VI) ions, and the remaining U(VI) ions were removed by phosphate addition. The effluent from which U(VI) ions were removed was distilled for reuse as a soil-flushing eluent. Results and Discussion: The purification method using the precipitation-distillation process proposed in this study effectively removes U(VI) ions from U-contaminated soil-flushing effluent. In addition, most of the solid waste generated in the purification process satisfied the clearance level. Conclusion: The proposed purification process is considered to have potential as a soil-flushing effluent treatment method to reduce the amount of radioactive waste generated.

• Journal of Radiation Protection and Research
• /
• 제26권1호
• /
• pp.19-26
• /
• 2001

사고시 대기확산을 평가하기 위해서 USNRC Reg. Guide 1.145에 기초하여 개발된 PAVAN과 XOQAR 코드는 X/Q 값을 계산할 때, 누적빈도에 대하여 X/Q 값이 log-normal 용지에 그려진다. 이 그래프에서 가장 높은 X/Q 값으로부터 시작하여 이 점으로부터 10개의 X/Q을 포함하는 영역내의 모든 다른 점 사이의 경사를 비교하여 가장 작은 음의 경사를 갖는 선을 생성하는 계수들이 저장되며, 이 선의 끝점이 다음 영역의 시작점으로 이용되어 반복적으로 선이 그려진다. 이와 같이 그려진 선을 이용하여 누적빈도 0.5%, 5% 혹은 50%에 상응하는 X/Q 값이 계산되어, 사고 후 $0{\sim}2$ 시간의 X/Q 값으로 이용되며 매우 보수적인 경향을 갖게 된다. 본 논문에서는 퍼지 논리 추론계통을 이용하여 누적빈도에 대한 X/Q 값의 비선형 보간을 수행하였다. 퍼지 논리 추론계통은 비선형 보간을 위해 탁월한 방법으로 알려져 있다. 제안된 방법을 영광 원자력발전소의 잠재적 방사성물질 누출에 적용한 결과, 좀 더 현실적인 값을 제공하는 것으로 확인되었다.