산림유역의 토지이용 변화가 호수의 토사퇴적속도에 미치는 영향을 조사하기 위해 $^{210}Pb$ 연대측정을 수행하였다. 평상시 타코부호수는 쿠시로강으로 유출되지만 쿠시로강의 수위가 증가하면 역류현상으로 인해 쿠시로강에 유출된 다량의 세립토사가 호수로 유입되고 있어 호수 유출지점의 토사퇴적속도를 증가시키고 있었다. 그래서 호수에서 유출입하는 하천 주변의 토사퇴적물에서 $^{210}Pb$ 농도는 많은 양의 토사 퇴적의 영향으로 $^{210}Pb$ 농도가 희석되어 비교적 낮은 값을 나타내고 있었으며 지수함수적으로 감소하는 경향도 나타나지 않았다. 따라서 본 연구에서는 CRS 모델의 $^{210}Pb$ 연대측정법을 사용하였고, CRS 모델의 연대는 $^{137}Cs$ 연대(1963년)와 잘 일치하였다. 타코부호수에서 과거 100~150년 정도의 토사퇴적속도를 조사한 결과, 유역에서 인위적 개발이 없는 1880년대 이전 자연상태에서는 토사퇴적량이 $0.01{\sim}0.03g/cm^2/year$였고, 산림벌채와 하천공사가 시작된 1880년대~1940년대에는 $0.03{\sim}0.09g/cm^2/year$으로 토사퇴적이 증가하였다. 특히 유역에서 산림벌채, 하천공사, 농업개발과 임도 개설이 진행된 1980년대 이후에는 토사퇴적속도가 $0.09{\sim}0.84g/cm^2/year$로 자연상태보다 9~28배 증가하여 호수의 수심이 얕아지는 현상을 가속시키고 있는 것으로 나타났다.
반도체 검출기의 p+ 층의 도핑 농도, 열처리에 의한 불순물 재분포와 절단면에서의 guard ring 효과를 전산모사하여 최적의 구조와 공전을 설계하고, MCNP코드로 방사선 반응 특성을 분석하였다. 검출기는 반도체 집적회로 공정에서 설계된 공정변수를 적용하여 격자 방향 <100>, $400{\Omega}cm$, n형, Floating-Zone 실리콘 기판에서 제작되었다. 제작된 검출기의 누설전류 밀도는 $0.7nA/cm^2/100{\mu}m$로서 전기적 특성이 우수한 것으로 나타났으며, Cs-137 감마 선원에 의한 $5mR/h{\sim}25R/h$의 조사선량률 범위에서 방사선 반응 특성은 양호한 선형성을 보였다. 본 연구에서 제안된 공정으로 제작된 PIN 반도체 검출기는 개인선량 측정에 사용될 수 있을 것이다.
Aleksei Panov ;Alexander Trapeznikov;Vera Trapeznikova ;Alexander Korzhavin
Nuclear Engineering and Technology
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제55권2호
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pp.707-716
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2023
The influence of waste technological waters of thermal and fast reactors of Beloyarsk NPP (Russia) on the accumulation of 60Co, 90Sr and 137Cs in macrophytes and ichthyofauna of the cooling pond has been studied. Critical radionuclides, routes of their entry into the ecosystem and periods of maximum discharge of radioisotopes into the cooling pond have been determined. It is shown that the technology of electricity generation at the Beloyarsk NPP, based on fast reactors, has a much smaller effect on the release of artificial radionuclides into the environment. Therefore, during the entire period of monitoring studies (1976-2019), the decrease in the specific activity of radionuclides of NPP origin in macrophytes was 13-25800 times, in ichthyofauna 1.5-44.5 times. The maximum discharge of artificial radionuclides into the Beloyarsk reservoir was noted during the period of restoration and decontamination work aimed at eliminating the emergencies at the AMB reactors of NPP. The factors influencing the accumulation of artificial radionuclides in the components of the freshwater ecosystem of the Beloyarsk cooling pond have been determined, including: the physicochemical nature of radioisotopes, their concentration in surface water, the temperature of the aquatic environment, the trophicity of the reservoir, the species of hydrobionts.
This study investigated the thermal behavior of the nuclear graphite waste generated from the decommissioning of the Korean nuclear research reactor, The first part study investigated the decomposition rate of the nuclear graphite waste up to $1000^{\circ}C$ under various oxygen partial pressures using a thermo-gravimetric analyzer (TGA). Tested graphite waste sample not easily destroyed in the oxygen-deficient condition. However, the gas-solid oxidation reaction was found to be very effective in the presence of oxygen. No significant amount of the product of incomplete combustion was formed even in the limited oxygen concentration of 4% $O_2$. The influence of temperature and oxygen partial pressure was evaluated by the theoretical model analysis of the thermo-gravimetric data. The activation energy and the reaction order of graphite oxidation were evaluated as 128 kJ/mole and 1.1, respectively. The second part of this study investigated the behavior of radioactive elements under graphite oxidation atmosphere using thermodynamic equilibrium model. $^{22}Na$, $^{134}Cs$ and $^{137}Cs$ were found be the semi-volatile elements. Since volatile uranium species can be formulated at high temperatures above $1050^{\circ}C$, the temperature of incinerator furnace should be minimized. Other corrosion/activation products, fission products and uranium were found to be the non-volatile species.
Wind plays an important role in cases of unexpected radioactive pollutant dispersion, deciding distribution and concentration of the leaked substance. The accurate prediction of wind has been challenging in numerical weather prediction models, especially near the surface because of the complex interaction between turbulent flow and topographic effect. In this study, we investigated the characteristics of atmospheric dispersion of radioactive material (i.e. 137Cs) according to the simulated boundary layer around the HANARO research nuclear reactor in Korea using the Weather Research and Forecasting (WRF)-Mesoscale Model Interface (MMIF)-California Puff (CALPUFF) model system. We examined the impacts of orographic drag on wind field, stability calculation methods, and planetary boundary layer parameterizations on the dispersion of radioactive material under a radioactive leaking scenario. We found that inclusion of the orographic drag effect in the WRF model improved the wind prediction most significantly over the complex terrain area, leading the model system to estimate the radioactive concentration near the reactor more conservatively. We also emphasized the importance of the stability calculation method and employing the skillful boundary layer parameterization to ensure more accurate low atmospheric conditions, in order to simulate more feasible spatial distribution of the radioactive dispersion in leaking scenarios.
Background: After the Fukushima Daiichi Nuclear Power Plant (FDNPP) accident, biological alterations in the natural biota, including morphological changes of fir trees in forests surrounding the power plant, have been reported. Focusing on the terminal buds involved in the morphological formation of fir trees, this study developed a method for estimating the absorbed radiation dose rate using radionuclide distribution measurements from tree organs. Materials and Methods: A phantom composed of three-dimensional (3D) tree organs was constructed for the three upper whorls of the fir tree. A terminal bud was evaluated using Monte Carlo simulations for the absorbed dose rate of radionuclides in the tree organs of the whorls. Evaluation of the absorbed dose targeted 131I, 134Cs, and 137Cs, the main radionuclides subsequent to the FDNPP accident. The dose contribution from each tree organ was calculated separately using dose coefficients (DC), which express the ratio between the average activity concentration of a radionuclide in each tree organ and the dose rate at the terminal bud. Results and Discussion: The dose estimation indicated that the radionuclides in the terminal bud and bud scale contributed to the absorbed dose rate mainly by beta rays, whereas those in 1-year-old trunk/branches and leaves were contributed by gamma rays. However, the dose contribution from radionuclides in the lower trunk/branches and leaves was negligible. Conclusion: The fir tree model provides organ-specific DC values, which are satisfactory for the practical calculation of the absorbed dose rate of radiation from inside the tree. These calculations are based on the measurement of radionuclide concentrations in tree organs on the 1-year-old leader shoots of fir trees. With the addition of direct gamma ray measurements of the absorbed dose rate from the tree environment, the total absorbed dose rate was estimated in the terminal bud of fir trees in contaminated forests.
M. Elsafi;Heba jamal ALasali;Aljawhara H. Almuqrin;K.G. Mahmoud;M.I. Sayyed
Nuclear Engineering and Technology
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제55권6호
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pp.2166-2171
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2023
In the present study, six silicone rubber doped by tellurium borate oxides were fabricated using the casting method. The densities of the fabricated silicon rubber-doped by tellurium borate oxides samples were measured using the Archimedes Method. Moreover, the linear attenuation coefficient of silicone rubber doped tellurium borate oxides samples was evaluated experimentally using the hyper pure germanium, and the recorded linear attenuation coefficient values were affirmed using the theoretical Phy-X program. The experimental measurements were performed using the narrow beam transmission method with radioactive isotopes Am-241, Cs-137, and Co-60 with energies of 59, 661, 1173, and 1332 keV. The linear attenuation coefficient values showed an enhancement by 4.73 times, 1.20 time, 1.17, time, and 1.17 time, respectively at gamma photon energies of 59, 661, 1173, and 1332 keV, when the TeO2 concentration increased in the fabricated composites from 0 to 50 wt%. The enhancement of the linear attenuation coefficient values has a positive effect on the transmission rate values where the half-value thickness and transmission rate were decreased accompanied by an increase in the RPE.
산림벌채와 농경지 개발에 의한 토사와 영양염류의 유출은 시라루토로호수의 생물서식지 환경을 악화시키고 있다. 산림벌채와 농업활동이 수질에 미치는 영향을 조사하기 위해 산림벌채와 농경지 개발에 의한 토사와 영양염류의 유출은 시라루토로호수의 생물서식지 환경을 악화시키고 있다. 산림벌채와 농업활동이 수질에 미치는 영향을 조사하기 위해 토지이용에 따른 총질소와 총인의 변화를 분석하고, 이들의 분석 결과를 다른 연구자료와 비교하였다. 호수의 총질소와 총인은 산림면적 증가에 따라 감소하고, 농지면적이 증가하면 높은 농도를 나타내었다. 그러나 시라루토로호수의 수질은 좁은 농지면적과 넓은 산림으로 둘러싸여 있음에도 불구하고 총질소와 총인의 농도가 높게 나타났다. 이는 유역의 토지이용이 호수에 인접한 곳에서 행해지고 있어 호수 수질에 영향을 미친 것으로 사료되었다. 토지이용에 따른 유역의 토사생산량 변화를 추정하기 위해 호수 토사퇴적물 시료 11개를 채취하여 약 300년 동안의 토사동태를 조사하였다. 채취한 호수 퇴적물에는 2개의 화산재층(1694년의 Ko-c2층 과 1739년의 Ta-a층)과 세슘($^{137}Cs$)피크(1963년)가 존재하였고, 이들의 연대를 이용하여 약 300년간 유역의 토사생산량을 분석하였다. 초기개발기(1694~1739과 1739~1963)에는 8.4~8.9 tons/$km^2$/year의 토사가 유역으로부터 생산되었고, 1960년대 이후 산림벌채와 농지개발로 인하여 21.1 tons/$km^2$/year(1963~2007)으로 토사생산량이 증가하였다.
가축의 사료로서 오염 농작물의 이용에 대한 최적기간 결정 방법론을 비용-편익 분석법에 근거하여 모델링하였다. 많은 농작물의 왕성한 성장시기인 8월 15일을 방사성물질의 침적시점 (사고시점)으로 가정하여 잡식성 가축인 돼지에 대해 적용한 결과를 논의하였다. 또한 사료로서 오염 농작물의 이용에 대한 상대적 비용 효과를 고찰하기 위해 오염 농작물을 바로 폐기시켰을 경우와 순이득을 비교 논의하였다. 침적후 농작물내 방사성물질의 농도는 동적섭식경로모델 DYNACON으로부터 예측되었다. 대응행위에 의한 순이득은 피폭선량의 금전가와 수행에 소요되는 금전적 비용에 의해 정량적으로 평가하였다. 오염 농작물을 사료로 이용함에 대한 순이득은 핵종, 농작물의 공급분율, 공급기간 등에 따라 다양하게 나타났다. 사료로서 오염 농작물의 이용은 $^{137}Cs$ 침적에 비해 $^{90}Sr$ 또는 $^{131}I$ 침적의 경우에 비용측면에서 보다 효과적이었다.
[ $^{14}C$ ] 핵종이 함유된 IRN-150 혼상 폐수지로부터 $H^{14}CO_3$ 이온의 제거 및 제거된 $^{14}C$ 핵종의 $^{14}CO_2$ 기체로의 전환 특성을 고찰하였다. 비방사성 $HCO_3$ 이온이 흡착되어 있는 IRN-150 혼합수지로부터 $HCO_3$ 이온의 탈착용액내로의 분리 및 $CO_2$ 기체로의 전환 특성을 용액의 농도 변화에 따라 평가하였으며, 탈착용액으로는 $NaNO_3,\;Na_3PO_4,\;NH_4H_2PO_4,\;H_3PO_4$를 사용하였고, 비교 평가를 위하여 NaOH, $HNO_3$, HCl를 이용한 $CO_2$기체로의 전환 특성을 분석하였다. 아울러 월성 원자력발전소에 저장중인 실제 폐수지를 이용하여 $NH_4H_2PO_4,\;H_3PO_4$ 탈착용액을 이용한 폐수지내 $^{14}C$ 핵종의 $^{14}CO_2$ 기체화 특성을 평가하였고, 탈착후 잔류용액내 존재하는 $^{137}Cs,\;^{60}Co$ 감마핵종을 분석하였다.
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[게시일 2004년 10월 1일]
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