• Title, Summary, Keyword: 핵종분석장치

Search Result 39, Processing Time 0.036 seconds

방사성폐기물 핵종 분석장치 개발

  • 강덕원
    • Nuclear industry
    • /
    • v.16 no.12
    • /
    • pp.70-77
    • /
    • 1996
  • 원자력발전소에서 발생되는 방사성 폐기물 드럼 안에 있는 핵종과 그 양을 비파괴적인 방법으로 분석할 수 있는 방사성 폐기물 핵종 분석 장치가 개발되었다. 한전 전력연구원이 한국원자력연구소와 공동으로 개발한 이 장치는 기존의 계측 방법과 달리 슬라이드형 콜리메이터를 이용해 방사선량률 변화에 따라 드럼 안의 고방사능량까지 효율적으로 측정할 수 있는 시스템을 갖추고 있다. 현재 이 시스템은 실험실 성능 시험을 마치고 고리 제4폐기물 저장고에 설치되어 시험 운전중이며, 성능 검증 시험을 마친 후 전 원전에 설치될 예정이다.

  • PDF

표면선량율을 이용한 방사성폐기물 드럼내 핵종평가

  • 강덕원;신상운;박경록
    • Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
    • /
    • /
    • pp.872-878
    • /
    • 1995
  • 방사성폐기물 드럼내에 포함되어 있는 방사성 핵종의 양이 핵종분석장치로 측정할 수 있는 검출 하한치 이하이거나, 혹은 너무 높아 불감시간이 크게 증가될 경우에는 순수 Ge 검출기를 장착한 핵종분석장치로는 분석이 불가능하게 되므로 본 연구에서는 표면선량율과 Scaling Factor를 이용하여 드럼속에 포함되어 있는 핵종들의 양을 평가하는 방법을 제시하였으며, 불균일성이 높을 경우의 가능한 평가방법을 알아보기 위하여 점선원을 이용한 실험을 실시하였다. 그 결과 비균질 드럼에 대해서는 점선원을 이용한 자료를 이용하는 것이 합리적이고 기하학적 산술평균을 취함으로써 보다 정확도가 증가됨을 알 수 있었다. 그러나 그 오차범위는 -25%∼5.5%로서 실제보다 상당히 낮게 평가되는 경향이 있으므로 적절한 비균질성 보정인자를 적용할 필요가 있는 것으로 생각된다.

  • PDF

고순도게르마늄(HPGe) 검출기를 이용한 방사성폐기물 드럼의 핵종농도 평가

  • 박경록;강덕원
    • Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
    • /
    • /
    • pp.583-589
    • /
    • 1996
  • 원자력발전소에서 발생되는 방사성폐기물들은 폐기물형태 및 방사능 농도가 다양하며 영구처분장으로 이송전까지는 발전소내의 임시 저장고에 안전하게 보관, 관리하고 있다. 생성된 폐기물드럼내에는 감마방출핵종을 비롯하여 알파 및 베타방출 핵종들이 균질 또는 비균질하게 존재하고 있으며 방사능의 세기나 폐기물의 특성에 따라 안정화시키거나 압축처리하여 드럼에 담겨져 있기 때문에 일반적인 파괴분석에 의한 화학분석법으로는 작업자의 피폭, 시료의 대표성 선정 및 장시간의 화학처리 시간소요 등으로 핵종분석이 곤란하다. 따라서 본 논문은 일반적으로 감마핵종분석시 흔히 사용하고 있는 고순도게르마늄(HPGe) 검출기를 이용하여 드럼의 감마핵종농도를 분석하는 방법과 장치의 개발에 대해 언급하였으며 알파나 베타핵종과 같이 직접 분석이 곤란한 핵종들은 각 폐기물드럼내에 존재하는 Co-60이나 Cs-137과의 상관관계를 미리 예측한 척도인자 (scaling factor)를 이용하여 간접적으로 구하는 방법을 사용하고 있으나 본 논문에서는 드럼으로부터 감마핵종만을 분석하는 방법에 대해서만 언급하였다. 또한 핵종분석시스템의 최적 운전조건을 도출하기 위해 드럼회전테이블의 속도결정 및 모의드럼을 이용한 방사능측정 등을 통해 핵종 농도 분석시의 오차를 30% 이내로 유지할 수 있었다.

  • PDF

원자력발전소 냉각수 정화계통의 핵종누적량 예측기법

  • 이재민;황주호
    • Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
    • /
    • /
    • pp.590-595
    • /
    • 1996
  • 원자력발전소 냉각수 정화장치내의 운전중 핵종누적량을 계산하기 위하여 계산 프로그램을 작성하여 그 적용성을 평가하였다. 발전소내 측정자료를 재구성한 모의자료를 통한 검증 및 실험을 통해 프로그램의 핵종누적량 계산을 검증하였다. 모의 발전소 측정자료를 통한 예측기법의 적용성 평가에서는 제염계수 측정시 마다 제염계수의 변화폭이 클수록 본방법의 정확성이 상대적으로 향상되었다. 실험을 통한 검증에서는 일련의 정화장치를 통과하여 저장조에 수집된 모의냉각수내 핵종농도를 분석하여 정화장치내에 누적된 핵종량을 계산, 그 결과를 본방법에서의 계산값과 비교를 하였다. 본방법의 계산값의 오차가 상대적으로 작았으며 앞서 수행한 부식생성물의 운전상황에 따른 제염효율 변화예측에 있어서도 본방법이 제염효율 변화를 추적할 수 있음을 알 수 있었다.

  • PDF

조사핵연료 FP 방출 핵종분석 가열시험장치 개발

  • Kim, Dae-Ho;Kim, Dong-Ju;Kim, Jong-Heon;Bang, Je-Geon;Jeon, Tae-Hyeon;Kim, Seon-Gi;Yang, Jae-Ho
    • Proceedings of the Korean Radioactive Waste Society Conference
    • /
    • /
    • pp.77-78
    • /
    • 2016
  • 사용후핵연료 및 조사핵연료의 안전성평가를 위한 산화시험과 소둔시험을 다양한 핵연료 개발과제에서 준비하고 있다. 한국원자력연구원의 PIEF에서 수행될 본 시험장치는 핫셀의 제한된 특성을 반영하여 효과적인 핵분열생성물의 핵종분석시험이 가능하도록 설계.제작되었다. 가열로의 소형화와 조작의 편이성을 반영하였으며, 핫셀 내 가열로 상부캡위에 Gamma Counter를 설치하여 핵분열생성물의 방출량 측정이 가능하도록 하였다. 시험운용에 있어 일정한 온도범위에서의 가열조건과 급격한 온도변화를 모사할 수 있는 기능이 포함되었다. 아울러, 핵분열생성물의 핵종분석은 계측 외에 세라믹 흡착제에 고착된 방사선량의 측정을 통해 교차평가가 가능하다.

  • PDF

원거리 대기핵종 감시시스템의 최적시료붕괴시간 설정에 관한 연구

  • 최종서;이원근;김종수;윤석철;신장수
    • Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
    • /
    • /
    • pp.421-426
    • /
    • 1997
  • '96년 중반 포괄적 핵실험 금지조약(Comprehensive Test Ban Treaty:CTBT)의 체결이후 전세계적으로 핵실험 감시장치망을 구축하고 있는데, 이에 대응하여 한국원자력연구소에서는 국제기술사양에 만족하는 원거리 대기핵종 감시 시스템을 개발하였다. 본 시스템은 원거리에서 날라온 공기중 부유입자를 포집하여 핵실험시 누출될 수 있는 방사성 핵종의 농도를 측정하는 장치이다. 그 운용을 위해서는 포집 및 분석능력의 척도라고 할 수 있는 시스템의 최소검출 방사능농도 (minimum detectable concentration:MDC)의 결정이 필요하다. 따라서 본 연구에서는 최적화된 시료붕괴시간(decay time)에서의 MDC값을 결정하기 위하여 sampling time을 48시간, counting time을 6시간으로 하고, 6시간의 다른 decay time에 따라 실험을 수행하였다. 국제기술사양에서 요구하는 13개 핵종에 대해 decay time에 따른 각각의 MDC값을 구하였으며, 국제기술사양 권고치와 비교하였다. 비교결과 decay time이 12시간일 때 가장 국제기술사양 권고치를 만족한다는 것을 확인하였다.

  • PDF

Determination of Attenuation Collection Methods According to the Type of Radioactive Waste Drums (방사성폐기물드럼 종류별 감쇠보정방법의 결정)

  • Kwak, Sang-Soo;Choi, Byung-I1;Yoon, Suk-Jung;Lee, Ik-Whan;Kang, Duck-Won;Sung, Ki-Bang
    • Journal of Radiation Protection and Research
    • /
    • v.22 no.4
    • /
    • pp.309-317
    • /
    • 1997
  • The measured radioactivity of gamma-emitting radionuclides in each radioactive waste drum using the non-destructive waste assay method is underestimated than real radioactivity in radioactive waste drum because the gamma-rays are attenuated within the medium. Therefore, the measured radioactivity should be corrected for the attenuation of gamma-rays. For the correction of the attenuation of gamma-rays, the attenuation correction method should be applied differently by considering the distribution and density of medium in radioactive wastes drum generated from nuclear power plants. In this study, the model drums were fabricated for simulating five types of radioactive waste drums generated from nuclear power plant and the optimum methods of the attenuation correction were experimentally determined to analyze the activity of radionuclides in the waste drum accurately using the segmented gamma scanning system. With the determination of the attenuation correction methods from the experimental results the transmission method and the average density method for the miscellaneous waste drum, the transmission method and the differential peak absorption method for the shielded miscellaneous waste drum were used to measure the density of medium in waste drums. Also, the average density method and the differential peak absorption method for the spent resin drum, the paraffin solidified drum, and the spent filter drum were used.

  • PDF

The Determination of Radon Progeny Concentration in Controlled Radon Environment (라돈을 제어하는 환경에서 라돈 자핵종의 농도 결정)

  • Seo, Kyung-Won;Lee, Byung-Kee
    • Journal of Radiation Protection and Research
    • /
    • v.18 no.1
    • /
    • pp.37-51
    • /
    • 1993
  • A standard radon chamber and a radon generator adjusted by ventilation system which had used in this research were assumed to calculate theoretically the concentration of radon progeny using Jacobi model theory. On the one hand, the filter sampled from the radon standard chamber and the radon generator was measured and analysed by the alpha spectrometry method. It is clear that measured result shows a good agreement with theoretical result. Therefore, it is observed that this research can made a great contribution to more accurate internal dose assessment by alpha emission of radon progeny in indoor radon environment, and fast individual measurement and determination of concentration for radon progeny.

  • PDF

An Evaluation on the Radiation Shielding of the Radwaste Drum Assay Facility (방사성폐기물드럼 핵종재고량 평가시설 구축에 따른 방사선차폐 영향평가)

  • Ji, Young-Yong;Kwak, Kyung-Kil;Hong, Dae-Seok;Shon, Jong-Sik
    • Journal of Nuclear Fuel Cycle and Waste Technology(JNFCWT)
    • /
    • v.10 no.2
    • /
    • pp.117-123
    • /
    • 2012
  • In order to dispose of the LILW(low and intermediate level radioactive waste) stored at KAERI, the radwaste drum assay system will be introduced to evaluate the radioisotopes inventory of stored drums. At present, the construction project of the dedicated assay facility to operate it and carry out routine maintenance of that equipment has been conducting at the radwaste treatment facility. Since that facility will be constructed in front of a 1st radwaste storage facility as well as the radwaste drums to be assayed and the transmission source in the radwaste drum assay system are in that facility, they could act as the radioactive sources and then, would affect the dose rate at the inside and the outside of the facility. Therefore, the radiation shielding should be evaluated through the concrete wall near to the radioactive sources whether the wall thickness is sufficient against the regulations. In this study, the radiation safety for the concrete wall around the radiation controlled area in the radwaste drum assay facility was evaluated by the MCNP code. From the evaluation results, the thickness of those concrete walls which are under consideration of about 30 cm was enough to shield the radiation from the radioactive sources.