• Title, Summary, Keyword: 방사성물질 농도

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Analysis of impacts on domestic rivers due to exposure of radioactive materials nearby countries (인접국 방사성물질 누출로 인한 국내 하천에 미치는 영향 분석)

  • Oh, Dae Min;Jung, Seung Kwon
    • Proceedings of the Korea Water Resources Association Conference
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    • pp.551-551
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    • 2017
  • 우리나라와 동아시아는 경제 성장에 따른 전력수요가 크게 증가하였으며, 증가하는 대부분의 전력수요를 원자력으로 대체하고자 원전을 통한 전력생산 비중을 증가시키고 있다. 현재 중국은 13기의 원전을 가동 중이며, 동남 해안지대에 집중되어 있다. 또한, 건설 중인 원전은 27기로 전세계에서 건설 중인 원전의 41%를 차지한다. 원전의 증가에 따른 방사능 누출에 대한 위험성 역시 증가되고 있는 실정이다. 한국원자력안전기술원에서 중국 중서부지역에서 방사능이 누출될 경우 방사성 물질이 한반도로 이동하는 모의 상황에 대한 시뮬레이션을 통해, 원전 사고 발생 시 사흘 만에 제주도를 포함한 대한민국 전역이 방사성 물질로 뒤덮이는 것으로 분석하였다. 중국에서 누출된 방사성물질은 편서풍을 타고 한반도로 이동하게 되며, 일부는 낙진으로 유역 또는 하천에 유입되고 일부는 동해를 지나 일본으로 이동 할 것이다. 그동안 중국에서의 방사능 누출사고를 통한 방사성물질의 국내유입에 의한 영향에 대한 연구가 부족한 것이 현실이다. 이에 본 연구에서는 중국 텐완에서 원전사고 발생시 국내 하천에 어떠한 영향을 미치는지 분석하고자 환경다매체 모형을 이용하여 방사성물질(세슘, Cs-137)의 영향에 대한 모의를 진행하였다. 중국 텐완원전에서 방사성 Cs-137이 누출되어 춘천지역에 도달하였을 때의 대기중 농도 $5,650Bq/m^3$로 가정하여 모의 시나리오를 구성하였다. 모의 지역은 북한강 수계를 대상으로 하였으며, 7개의 중권역과 549.3 km의 하천이 포함되었다. 다매체 모형 모의를 통해 방사성물질 낙진으로 인한 Cs-137이 북한강 수계에 어떠한 영향을 미치는지 알아보고자 북한강수계의 팔당댐 부근의 오염농도를 모의하였다. 우리나라의 원자력시설 방호 방재법에 따른 상수원 취수기준(먹는물)은 100 Bq/L로 되어있다. 본 연구의 시나리오 모의결과, 모의 1일차에서 45 Bq/L, 모의 8일차에는 먹는물 기준 100 Bq/L를 초과하여 최대 119.56 Bq/L로 오염되는 것으로 모의되었다. 따라서, 반감기가 큰 방사성물질을 유입으로 오염된 하천은 개선하기 위해서는 오랜 시간과 높은 처리비용이 발생되기 때문에 인접국 또는 국내의 방사능 누출로 인한 상수원 오염 발생에 대비한 초기/중 장기적인 대응책 마련이 필요한 시점이다.

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Radionuclides of Ground waters in Busan (부산지역 지하수의 방사성물질 특성)

  • Jeon, Dae-Young
    • Journal of Soil and Groundwater Environment
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    • v.14 no.5
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    • pp.51-61
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    • 2009
  • This study was performed to research the characteristic of radionuclides of 80 groundwater monitoring networks in Busan. According to the research, average concentration of Uranium was $4.33\;{\mu}g/L$, maximum concentration of Uranium was $171.55\;{\mu}g/L$ among the 80 sampling sites. One sample exceeded the Proposal standard of drinking water in USA in Uranium ($30\;{\mu}g/L$) and four samples exceeded the recommendatory value of WHO about Uranium ($15\;{\mu}g/L$). Radon and gross-$\alpha$ concentration of all samples were far less than the Proposal standard of drinking water in USA. In this study average concentration of radionuclides in underground water wasn't too high, but needed to control the concentration of them to prevent exposure to the people. And it needs to be taken measures in some sites with high concentration of Uranium by closing the pipe line or etc through more studies.

Practical Radiation Safety Control: (II) Application of Numerical Guidance for the Discharges of Radioactive Gaseous and Liquid Effluents (방사선안전관리 실무: (II) 배기중 및 배수중 배출관리기준의 적용)

  • Kim, Hyun Kee
    • Journal of Radiation Protection and Research
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    • v.39 no.1
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    • pp.61-64
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    • 2014
  • Radioactive materials are in use and have many applications from the generation of electricity to the purposes of research, industry and medicine such as diagnosis and therapy. In the course of their use some of radioactive substances may be discharged into the environment from facilities using the unsealed radioactive materials, which are main artificial sources occurring the public exposure. Discharges are in the form of gases, particles or liquids. This paper provides procedures to estimate the level of the public exposure based on the conservative assumptions and simple calculations in the facility using unsealed liquid sources. They consist of two processes; (1) to calculate maximum concentration of gaseous effluents discharged through the exhaust pipe and average concentration of liquid effluents discharged through the drain of the storage tank, (2) to compare each of them to numerical guidances for the discharges of radioactive gaseous and liquid effluents mentioned in the related notification. For this purpose followings are assumed properly; daily usage, form and dispersion rate of radionuclides, daily amount of radioactive liquid waste and exhaust and drainage equipment. The procedures are readily applicable to evaluate environmental effects by planned effluent discharges from facilities using the unsealed radioactive materials. In addition they may be utilized to obtain practical requirements for radiation safety control necessary for the reductions of the public exposure.

Occurrence of Radionuclides in Groundwater of Korea According to the Geological Condition (국내 지질별 지하수내 자연방사성물질의 산출특성)

  • Yun, Sang Woong;Lee, Jin-Yong;Park, Yu-Chul
    • The Journal of Engineering Geology
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    • v.26 no.1
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    • pp.71-78
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    • 2016
  • This study aimed to evaluate the occurrence of natural radionuclides in Korean groundwater. Groundwater radionuclide data for the period 2000-2011 were obtained from the National Institute of Environmental Research and published literature, classified into five groups according to host rock type, and used to construct detailed concentration maps. Radon, uranium, gross-α, and radium concentrations ranged from 0.4 to 64,688.0 pCi/L (mean: 4,907 pCi/L), 0 to 2,297 μg/L (mean: 27.5 μg/L), 0 to 312 pCi/L (mean: 3.9 pCi/L), and 0 to 17.4 pCi/L (mean: 0.2 pCi/L), respectively. Radon concentrations in 562 of a total 1,501 wells (i.e., 53.5%) exceeded 4,000 pCi/L, which is the acceptable contamination threshold established by the United States Environmental Protection Agency. Uranium, gross-α, and radium concentrations exceeded the respective thresholds of 30 μg/L, 15 pCi/L, and 5 pCi/L in 121 of 1,031 wells (11.9%), 34 of 978 wells (3.5%), and 4 of 89 wells (4.5%), respectively. The mean radionuclide concentration in groundwaters hosted by igneous and metamorphic rocks was higher than that in groundwaters hosted by other rock types, such as volcanics, carbonates, and other sedimentary rocks. The correlations between individual radionuclides were weak or insignificant.

DUPIC핵연료주기 핵연료의 방사선적 특성

  • 최종원;고원일;이재설;박현수
    • Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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    • pp.806-811
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    • 1995
  • DUPIC 핵연료주기에서 기준 핵연료로 설정된 사용후 경수로핵연료, 신 DUPIC 및 사용후 DUPIC핵연료의 핵종별 농도, 방사능, 붕괴열, 위해지수 및 방사선원항을 시간의 함수로 그 변화 특성을 분석하고, 각 인자별로 :-B게 영향을 미치는 주요 핵종의 거동을 물질농도 측면에서 추적하여 분석.평가 하였다. 방사성물질의 농도와 방사능 및 붕괴열 측면에서 모두 사용후 DUPIC핵 연료는 사용후 경수로핵연료에 111해 양적인 감소현상이 뚜렷하게 나타났다. 이는 DUPIC핵 연료주기의 경제적인 이득은 물론 환경 안전성 측면에서 크게 기여할 것임을 시사하고 있다. 한편 섭취 위해지수는 냉각기간에 따라 약간의 차이를 보이나 두 경우 비슷한 것으로 나타났으며, 방사선원 항의 세기에 있어서는 에너지 스펙트럼에 의존하는 것으로 나타났다. 이러한 결과는 향후 전체, DUPIC핵연료주기 평가에 있어서 기본 자료로 유용하게 활용될 수 있을 것으로 기대된다.

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등가연소도 최적화를 위한AMBIDEXTER 핵연료 재생공정의 시간상수 특성화 연구

  • 원성희;임현진;조재국;오세기
    • Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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    • pp.58-63
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    • 1998
  • AMBIDEXTER(Advanced Molten-Salt Break even Inherently-Safe Dual-Mission EXperiment & TEst Reactor)는 토륨-우라늄 연료주기의 핵적자활성 요건을 설계하는 방법으로써 핵분열중간 생성물인 $^{233}$ Pa의 시간격리, 노내 방사성물질 농도저감, 잉여반응도 및 증식률향상을 위해 핵분열 생성물질의 온라인 정화.처리.재생 개념을 채택하고 있다. 본 연구에서는 AMBIDEXTER 로심의 핵분열성물질의 연소와 온라인 정화.처리에 따른 핵연료내 원소분포 변화를 기술하기 위해 핵분열생성물질의 평형포화농도에 대응하는 등가연소도(Equivalent Burnup)를 정의하고 이를 노심의 핵적자활성 요건에 대해 최적화하는 핵연료 정화공정의 시간상수 특성을 시뮬레이션 하였다. 핵분열생성물질농도의 동특성은 ORIGEN2 코드에 내장된 연속재처리 모델을 이용하여 해석하였으며 실용화가 입증된 후보정화공정들을 고려하여 모든 핵종을 5종의 핵종군으로 분류하여 평가하였다. 시뮬레이션 결과 유효정화주기를 0.1 (노심장전량/일)로 연속재처리 할 때 노심내 포화등 가연소도는 약 650 (MWD/TeH.E.)로 대응되며 이때 동일한 핵연료량으로부터 생성된 노내 핵분 열생성물질 평형농도는 최대연소도 33000MWD/TeU의 PWR 평형노심 BOC시의 대비해 약 1/10 에 해당하는 양이 잔유하는 것으로 나타났다.

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Development of a Computer Code for Analyzing Time-dependent Nuclides Concentrations in the Multi-stage Continuous HLW Processing System (I) - Equilibrium Steady State - (다단계 연속후처리를 포함하는 핵주기공정의 핵종농도 동적분포 해석코드 계발(I) -정상 평형상태 해석모델-)

  • Oh, Se-Kee
    • Proceedings of the KIEE Conference
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    • pp.262-264
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    • 2000
  • 원자로 내에서 연소 중인 핵연료나 저장 또는 재처리 중인 사용후핵연료의 성분으로서 시설의 공정설계, 안전성분석 및 차폐설계에 중요한 입력자료가 되는 핵분열생성물질, 방사화생성물 및 악티나이드의 핵종 농도와 이에 대응하는 방사능 강도의 기기 별 시간변 화율을 해석할 수 있는 코드 개발할 목적으로 MULTISAMS 정상 평형상태 모델을 구현하였다. MULTISAMS 코드의 반응공정 모델은 서로 연결되어 있으며 내부에 방사성물질의 혼합유체가 순환하는 세 종류의 반응기(원자로, 열교환기 및 화학반응기) 계통에서 자연적 또는 설계에 의해 일어나는 현상으로서; 반응기 간의 물질 흐름; 각 반응기 내에서 방사성 붕괴, 변환, 이동과 중성자 흡수 및 핵분열; 외부로부터 특정 핵종의 유입혹은 유출을 고려한 시간종속 핵종농도보존방정식 이론에 근거한다. 코드의 유용성 및 신뢰성을 검증하기 위해 현재 개념설계가 진행 중인 AMBIDEXTER원자력 에너지시스템을 대상으로 ORIGEN2 계산과 비교하였다. 두 코드 간의 입력조건과 배경이론차이점 때문에 절대적 비교가 불가능하므로 단순이론의 중간매개코드로서 SAMS를 이용한 2단계 비교방법을 따랐다. 결론은 MULTISAMS는 ORIGEN2 계산의 수렴치와 근사하게 일치하면서 ORIGEN2 가 다룰 수 없는 핵주기 연속후처리공정의 정상가동 시 핵종 평형농도를 기기 별로 계산할 수 있다는 장점을 확인하였다.

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Zein Nanocomposites Prepared by Electrospinning Technique (전기방사법으로 제조된 Zein 나노복합체)

  • Kim, In-Kyo;Choi, Jae-Young;Kim, Young-Hwa;Yeum, Jeong-Hyun
    • Proceedings of the Korean Society of Dyers and Finishers Conference
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    • pp.5-5
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    • 2011
  • 나노섬유를 제조하는 방법 중에는 상분리 현상을 이용한 방법, 자가 조립성을 이용한 방법, 템플레이트를 이용한 방법, 전기방사법이 있으며 특히 전기방사법은 연속적으로 균일한 나노섬유를 제조할 수 있다. 또한 전기방사법은 장비가 간단하며 고분자 blend ratio와 무기재료의 함량에 따라 뛰어난 특성을 나타내는 나노복합섬유를 만들 수 있다. 최근 식물에서 추출한 단백질을 전기방사법을 이용하여 나노입자 및 나노섬유를 제조하고 이를 의료 분야 등에 적용하기 위한 연구가 활발히 진행되고 있으며 이런 식물성 단백질은 동물성 단백질에 비하여 인체 적용이 용이하고 매장량이 풍부한 장점이 있다. 본 연구에서는 전기방사법을 이용하여 옥수수에서 추출한 단백질인 zein의 나노입자 및 나노섬유를 제조하였다. 또한 천연 추출물이 혼입된 복합 나노입자 및 나노섬유를 제조하여 zein이 가진 고유 특성 이외에 천연 추출물의 특성을 추가로 부여해서 더욱 발전된 나노입자 및 나노섬유를 제조하였다. 고분자 농도, 전압, 방사거리 등 다양한 공정변수를 조절하여 최적의 조건을 확립하였으며 제조된 나노입자 및 나노섬유는 field-emission type scanning electron microscope (FE-SEM), transmission electron microscopy (TEM), ultraviolet-visible spectroscopy (UV/vis), fourier transform infrared spectroscopy (FT-IR), differential scanning calorimetry (DSC)를 이용하여 특성분석을 실시하였다.

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Practical Radiation Safety Control: (I) Application of Annual Limit on Intake and Derived Air Concentration (방사선안전관리 실무: (I) 연간섭취한도와 유도공기중농도의 적용)

  • Kim, Hyun Kee
    • Journal of Radiation Protection and Research
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    • v.38 no.4
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    • pp.234-236
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    • 2013
  • Some of radioactive contamination is unavoidable in the facilities using the unsealed radioactive material. The primary purpose of radioactive contamination control in the workplace with contamination concern is the effects from the potential intake of radioactive material into the body. This paper provides procedures to estimate the level of internal exposure for the worker based on the conservative assumptions and simple calculations. They consist of two processes; to calculate air concentration of radioactive material and annual intake by inhalation with contaminated air and to compare each of them to Derived Air Concentration and Annual Limit on Intake mentioned in the related notification. The procedures are applicable to make a decision on practical requirements for monitoring air contamination and internal exposure of worker as follows; needs for measurement of air contamination and internal exposure and acquisition of information on the design of the ventilation system.