• 제목/요약/키워드: 원자력환경기술원

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기기냉각수 최저온도와 정지냉각계통 유량조절밸브 개도에 관한 설계분석

  • 김도현;이중섭;오종필;오광석
    • 한국원자력학회:학술대회논문집
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    • 한국원자력학회 1995년도 추계학술발표회논문집(1)
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    • pp.444-449
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    • 1995
  • 한국형 표준 원자력발전소의 정지냉각운전시 최대냉각율은 75$^{\circ}$F/hr(41.7$^{\circ}C$/hr)로 기술사양서에 규정되어 있다. 정지냉각운전 냉각율에 가장 큰 영향을 미치는 2가지 중요한 변수는 정지냉각계통 열교환기를 지나는 원자로냉각재 유량과 기기냉각수의 온도다. 이중 열교환기를 지나는 원자로냉각재 유량은 butterfly형 정지냉각계통 유량조절밸브의 개도에 의하여 조절되는데 개도에 따른 throttle 능력이 중요한 인자다. 또 기기냉각수의 온도는 해수온도의 변화에 따라 편차가 발생하므로 유량조절밸브의 개도와 기기냉각수 온도의 상관관계에 따라 냉각능력이 달라진다. 본 논문에서는 현 울진 3&4호기 정지냉각계통 열 교환기 및 조절밸브 둥의 설비를 기준으로 기술사양서 상의 냉각율 75$^{\circ}$F/hr(41.7$^{\circ}C$/hr) 유지가 가능한 최저 기기냉각수의 온도를 찾아보았고, 아울러 기기냉각수의 온도와 조절밸브의 개도 사이의 관계를 조사하였다. 그 결과 현재의 울진 3&4호기 조절밸브를 최저개도로 조절할 때 약 57$^{\circ}$F(13.9$^{\circ}C$)의 기기냉각수가 공급되어도 냉각율 제한치를 넘지 않는 것으로 분석되었다. 한편, 최저조절가능 유량이 약 2000 gpm(7570 l/min)일 경우에는 낮은 기기냉각수가 공급될 경우 최대냉각율을 초과하므로 한 train을 정지시키고 한 train만으로 운전할 것을 고려하여야 할 것으로 보인다. 이 경우 최저 약 56.5$^{\circ}$F(13.6$^{\circ}C$)의 기기냉각수가 공급되어야 한다. 본 논문의 분석결과는 향후 기기설계사양서나 운전지침서 등에 반영되어 실제 발전소 설계 및 운전절차 수립에 기여할 수 있을 것으로 생각된다.공감대의 형성이 요구된다. 질적 측면에서는 공원 녹지의 기능성의 회복이라는 측면과 시대에 부합되는 새로운 기능 및 가치의 부여가 필요하며, 이를 위해서는 공원의 매력, 공원의 시설기능 증진, 녹지의 질의 향상 및 녹지 가치의 증진에 대한 다양한 시책이 요구된다. 구성적 측면에서는 공원녹지의 개별적 존재보다는 공원 녹지를 상호간 유기적인 계통을 확보하여 공원 녹지의 네트워크를 형성하여 도시 속의 산재된 고립된 섬으로서의 공원 녹지가 아닌 시민생활에 늘 가까이 있는 생활 속의 공원녹지로 재편되어야 한다. 이러한 정책의 의제는 양적 측면에서 보전(CONSERVATION)과 창출(CREATION), 질적 측면에서 쇄신(RENOVATION)과 복구(RESTORATION), 그리고 구성적 측면에서 공원 녹지의 연결(CONNECTION)과 시민 참여에 의한 운동(MOVEMENT)이라는 정책 개념의 구현을 통해 가능하다. 이러한 정책 개념과 의제를 가지고 서울시 공원 녹지 정책을 구체화시키기 위해서 푸르름의 새로운 탄생이라는 기치 아래 풍요로운 서울, 사랑 받는 공원, 생활 속의 녹지의 3대 목표, 공원 녹지의 보전, 잠재 공원 녹지의 창출, 공원의 활성화, 녹지의 복구, 경관 보전 및 복구, 공원 녹지의 네트워크, 도시 녹화의 7대 과제를 설정하고 미시설 공원 녹지 집행, 개발 사업시 공원 녹지의 확보, 환경 녹지의 총량 보호 관리, 도시 소공원 개발, 역사 문화 공원 조성, 하천 공간 복원, 공원 시설 기능 개선, 이용 프로그램 개발, 공원 관리 개선, 환경 피해 녹지의 회복, 도시 환경 림 조성, 녹지 기능 증진, 도시 자연 경관 보전, 공원 녹지체계 구성, 공원 녹지 공급 균형, 주변 환경 녹화, 가로 녹화의 17개 시책을 제안하였다. 이러한 정책사업의 원활한 추진을 위해서는 기존의 관주도의 일방적인 공원 녹지 행정이 아닌 시민의 참여를 통한 시민이 함께 하는 정 책 사업의 추진이 요구되며, 특히 민간 부문의

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지구통계학적 방법에 의한 영광원전주변 토층내 Cs-137 및 K-40 측정 결과의 해석 (Geostatistical Interpretation of Cs-137 and K-40 Result of the Lithosphere in the Vicinity of Youngkwang Nuclear Power Plant)

  • 김경웅;이재석;문승현;박철승;고일원;고은정;조병옥;정철영;전수열
    • 자원환경지질
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    • 제35권6호
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    • pp.545-552
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    • 2002
  • 광주과학기술원 에너지환경연구센터에서는 2000년 한해 동안 원자력발전소 주변 환경방사선 조사계획에 의거하여 영광원자력발전소 부지외부 및 비교지점에서 토양, 하천토 및 해저토 등 환경방사능 시료에 대한 감마선 방출핵종 분석을 수행하였다. 분석결과 토양과 하천토 및 해저토에서 인공핵종인 Cs-137이 검출되었으나 지난 3년간(1997-99)의 측정치인 평상범위 이내의 값이었고, 원전과 관계없는 일반지역에서 검출되는 수준과도 동일하며, 반감기가 짧은 Cs-134는 전혀 검출되지 않은 것으로 보아 원전가동에 의한 영향이 아님을 알 수 있다. 환경시료 측정에 대한 품질관리를 위해 임의로 선정된 가마미인근에서 해저토 시료를 각각 5지점에서 중복시료로 채취하석 상대 검출효율이 각각 30%, 45%인 2대의 HPGe Gamma-ray Spectroscope로 동시에 분석하여 환경방사선 측정자료와 분석의 신뢰도를 향상시키기 위한 지구통계학적인 연구를 수행하였다. 이를 위해서 두 가지 요인을 설정하여 시료분석방법과 채취지점의 차이를 이원배치 분산분석을 수행하였다. Two-way ANOVA 결과 Cs-137 및 K-40의 경우 시료채취 지점의 차이에 의한 분산만이 유효하며, 시료채취 및 분석과정에서의 생기는 오차는 무시할 만하여 지금까지 수행되어진 시료채취 및 분석방법은 신뢰할 만하다고 할 수 있었다.

중.저준위 방사성폐기물 처분시설에 대한 기술기준 및 안전심사 (Technical Standards and Safety Review of the Low and Intermediate Level Radioactive Waste Disposal Facility)

  • 정재학;이관희;이윤근;정찬우;노병환
    • 방사성폐기물학회지
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    • 제6권4호
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    • pp.357-368
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    • 2008
  • 국내 최초의 중 저준위 방사성폐기물 처분시설에 대한 건설 운영허가가 지난 2008년 7월 31일 발급되었다. 이 논문에서는 중 저준위 방사성폐기물 처분시설에 대한 국내 기본 규제체계, 규제요건 및 기술기준을 제시하고, 동 시설의 안전성 확인을 위해 실제 적용된 안전심사수행절차를 주요 단계별로 기술하였다. 원자력법은 부지선정, 설계, 건설, 운영, 폐쇄 및 제도적관리 등 중 저준위 방사성폐기물 처분시설의 전과정에 대한 단계별 안전규제체계를 규정하고 있으며, 하위 법령과 교육과학기술부고시 등은 관련 세부 규제요건 및 기술기준을 규정하고 있다. 한국원자력안전기술원은 원자력관계법령에 근거한 교육과학기술부의 위탁에 따라 처분시설에 대한 안전심사를 수행하였으며, 부지 및 구조안전성, 방사선환경 영향, 운영 안전성, 계통 및 설비의 안전성, 품질보증, 종합안전성평가 등 세부 기술 분야별 적합성을 종합적으로 검토하였다. 전체 안전심사 과정은 사전준비단계, 초기심사단계, 본심사단계, 완료단계 등으로 구분할 수 있으며, 한국원자력안전기술원의 심사결과는 원자력안전전문위원회 5개 전문분과의 심의를 거쳐 교육과학기술부에 보고되었고, 교육과학기술부는 원자력안전위원회의 최종 심의를 통해 처분시설에 대한 건설 운영허가를 발급하였다. 이후 처분시설의 안전성은 원자력관계법령에 규정된 일련의 규제검사 및 심사를 통해 확인될 것이며, 건설 운영자의 지속적인 안전성증진계획 이행을 통해 장기적인 안전성 증진과 안전사례에 대한 신뢰구축이 가능할 것이다.

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EAP를 이용한 청정 에너지 수확 기술 개발

  • 김성현;이수재;윤두협;양용석;문제현;임상철;박진아;김진식
    • 전자통신동향분석
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    • 제23권6호
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    • pp.22-31
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    • 2008
  • 화석연료를 개발함에 따라 인류는 과거보다 풍요한 물질문명을 누리게 되었으나 그 부작용으로 지구 온난화라는 현실적 재난에 직면해 있다. 점점 뜨거워지는 지구를 식히기 위해 세계적으로 당장 시급한 대책은 화석연료의 생산, 수송 및 소비에 있어서 효율을 높이고, 에너지를 절약함으로써 온실가스를 감축하는 것이다. 하지만 궁극적으로는 신재생 에너지와 같이 온실가스를 배출하지 않는 지속 가능한 에너지원을 사용함으로써 청정한 미래형 산업 시스템이 이루어야 한다. 에너지의 해외의존도가 97%에 육박하고 있는 우리나라의 입장에서 세계적으로 연평균 전력발전량의 약 20%를 담당하고있는 수력, 풍력, 조력 발전은 에너지 자급에 의한 수급 안정성 확보 측면에서 중요한 의미를 가진다. 특히, 화력 및 원자력과 비교할 때 환경에 대한 영향이 거의 없는 청정한 에너지로서 개발이 유망한 에너지이다. 대규모 수력발전은 대형 댐의 건설로 인한 환경.생태적 문제점이 있을 수 있으나, 풍력과 조력발전은 상대적으로 환경에 미치는 영향이 작은 편이다. 본 보고서에서는 최근 연구되고 있는 신재생 에너지 중 전기활성 고분자(EAP)를 이용하여 조력이나 유력, 풍력을 이용하여 청정 에너지를 생산할 수 있는 방법에 대하여 논하고자 한다.

Triethylenediamine (TEDA)로 첨착된 활성탄소를 이용한 수용액에서 세슘의 흡착 (Adsorption of Cesium from an Aqueous Solution Using Activated Carbon Impregnated with triethylenediamine (TEDA))

  • 최종수;최석순;전충;정태영;하정협;이재훈
    • 유기물자원화
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    • 제31권3호
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    • pp.65-71
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    • 2023
  • 원자력 발전소에서 유출되는 세슘은 인체의 유해성으로 인하여, 이를 안전하게 처리하는 기술이 요구되고 있다. 본 연구에서는 수용액에 용해된 세슘을 효율적으로 제거하고자, triethylenediamine (TEDA) 첨착 공정을 활성탄소에 적용하였다. 이 실험에서는 활성탄소 표면을 다양한 TEDA(2.5, 5.0, 7.5, 10.0, 12.5%) 농도로 화학적 개질을 하였으며, 세슘 제거효율 평가에 의하여 최적의 TEDA 농도가 5.0%임을 구할 수 있었다. 또한, 5.0% TEDA로 첨착된 활성탄을 사용하여 5.0과 10.0 mg/L의 세슘을 처리하였을 때, 제거효율은 각각 71.5%와 61.1%를 나타내었다. 그리고 온도 변화에 의한 흡착동력학 실험으로부터, 화학적 흡착이 이루어짐을 알 수 있었다. 이 연구를 통하여 얻어진 새로운 복원 기술은 지표수와 지하수에 함유된 세슘을 실용적으로 제거하는데 사용될 수 있을 것이다.

국제방사선방호위원회와 방사선방호체계 (The ICRP and Its System of Radiological Protection)

  • 조건우
    • 한국환경보건학회지
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    • 제50권1호
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    • pp.1-5
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    • 2024
  • International Commission on Radiological Protection (ICRP) is an independent international organization that advances the science of radiological protection for the public benefit, particularly by providing recommendations and guidance on all aspects of protection against ionizing radiation. The ICRP is a community of more than 380 globally-recognized experts in radiological protection science, policy, and practice from more than 50 countries. As of January 2024, the ICRP is comprised of a Main Commission, the Scientific Secretariat, four Standing Committees, and 30 Task Groups under the four committees. The ICRP has released well over one hundred publications on all aspects of radiological protection. Most address a particular area within radiological protection, but a handful of the publications, the so-called fundamental recommendations, describe the overall system of radiological protection. The system for radiological protection is based on the current understanding of the science of radiation exposure and its effects along with value judgements. The ICRP offers recommendations to regulatory and advisory agencies and provides advice to management and professional staff with responsibilities for radiological protection. Legislation in most countries adheres closely to ICRP recommendations. The International Atomic Energy Agency's (IAEA) International Basic Safety Standards are based heavily on ICRP recommendations. ICRP recommendations form the core of radiological protection standards, legislation, programs, and practice worldwide.

고준위방사성폐기물 처분장 모니터링용 피에조센서의 온도 스트레스에 관한 가속수명시험 설계 (Design of accelerated life test on temperature stress of piezoelectric sensor for monitoring high-level nuclear waste repository)

  • 황현중;박창희;홍창호;김진섭;조계춘
    • 한국터널지하공간학회 논문집
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    • 제24권6호
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    • pp.451-464
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    • 2022
  • 고준위방사성폐기물 처분장은 심지층 처분시스템으로 사용후핵연료를 취급하는 특성상 고온, 방사선 및 지하수 등의 복합적인 환경조건에 노출되어 있다. 지속적인 노출에 의해 시간이 지남에 따라 구조물의 균열 및 열화가 발생할 수 있다. 한편 고준위방사성폐기물 처분장은 초장기 기대수명이 요구되며 이에 따른 장기적인 구조물 건전성 모니터링이 필수적이다. 구조물 건전성 모니터링에는 가속도계, 토압계, 변위계 등 다양한 센서들이 활용될 수 있으며, 이 중 일반적으로 피에조센서가 사용된다. 따라서 피에조센서의 내구성 평가를 바탕으로 고내구성 센서를 개발할 필요가 있다. 본 연구에서는 피에조센서의 내구성 평가 및 수명예측을 위한 가속수명시험을 설계하였다. 문헌연구를 바탕으로 단일 스트레스 인자에 대한 가속 스트레스 수준 수 및 각 수준 별 시료 수를 선정하였다. 또한 고준위방사성폐기물 처분장 환경조건에서 발생할 수 있는 피에조센서의 고장모드 및 고장메커니즘을 분석하였다. 온도 스트레스 인자에 대한 최대 가혹조건 탐색 실험을 두 가지 방법으로 제안하였으며 피에조센서의 신뢰도 높은 동작한계를 도출하였다. 이를 이용하여 가속수명시험의 합리적인 가속 스트레스 수준을 설정하였다. 본 연구에서 제시된 최대 가혹조건 탐색 실험방법은 경제적이며 실용적인 아이디어를 담고 있으며, 추후 피에조센서의 가속수명시험 설계에 널리 활용될 수 있을 것으로 판단된다.

원자력산업 지르코늄합금 튜브 생산공장에서 배출되는 불소.질소 함유 폐수의 황산화탈질을 이용한 질소처리 (Removal of Nitrogen Using by SOD Process in the Industrial Wastewater Containing Fluoride and Nitrogen from the Zirconium Aolly Tubing Production Factory of the Nuclear Industry)

  • 조남찬;문종한;구상현;노재수
    • 대한환경공학회지
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    • 제33권11호
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    • pp.855-859
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    • 2011
  • 원자력산업에서의 지르코늄합금 튜브 제조공정은 튜브 산세 시 질산과 불산을 사용하고 있어 세척 시 발생되는 폐수의 주요 오염물질은 질산성질소와 불소성분으로 이루어져 있다. 오염물질인 불소와 질산성질소의 처리를 위해, 다양한 실험을 거쳐 처리기술을 검토한 결과를 토대로, 당사의 폐수처리공정은 1차 화학응집처리에 의한 불소성분 제거공정, 황산화 탈질반응을 이용한 SOD (Sulfur Oxidation Denitrification)공법에 의한 독립영양탈질공정, 2차 화학응집처리공정으로 구성하여 운영하고 있다. 본 폐수처리공정의 특징은, 질산성질소제거를 위해 황산화 탈질공법(SOD Process)을 적용한 것이다. SOD공법은 기존의 황탈질공법과는 달리 황과 알칼리성물질을 일체화한 충진담체(JSC Pellet)를 사용한 기술로, 유기탄소원이 전혀 없는 무기계폐수의 탈질기술로서 주목받고 있다. 현재까지 폐수처리장의 운영결과를 보면, 유입수의 평균 T-N농도가 설계값인 100 mg/L를 상회하는 147.55 mg/L이었지만, 처리수의 평균 T-N농도는 12.72 mg/L로 91%의 높은 제거율을 안정하게 유지하고 있다. 이상의 결과로, SOD공법이 무기계 산업폐수의 질산성질소제거에 매우 유용한 공법임이 확인되었으며, 신규 개발한 미생물활성화제(특허출원 중)를 사용함에 의해 증식속도가 늦은 독립영양미생물의 활성이 안정적으로 유지되었다.

RI사용 의료기관의 효율적인 배기관리 방안 (A Study on the Effective Controlling System of Radio-activity Ventilation)

  • 이경재;이진형;김경훈;곽동우;조현덕;고길만;박영재;이인원
    • 핵의학기술
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    • 제12권1호
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    • pp.91-98
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    • 2008
  • 산업의 발달과 기술개발을 통해 양적이나 질적으로 많은 성장을 해오고 있다. 특히 연구 개발 또는 진단용 방사성동위원소 사용 및 생산은 국내 사이클로트론 보급이 확대됨에 따라 그 성장추세가 급격하게 이루어지고 있다. 방사성동위원소를 취급하는 기관으로는 병원, 발전소, 연구소, 교육기관 등이며, 이러한 시설은 급기보다 배기시설을 중요시 하는데, 이러한 시설에서 발생되는 방사능 오염물질이 외부로 방출될 경우 주변 환경을 오염시키기 때문에 원자력법에 의하여 배기되는 공기 중 방사능 농도를 규제하고 있다. 본 과제에서는 현재 국내병원들의 배기관리 실태파악 및 현황을 설명하고 이러한 운영현황이 규제기관인 한국원자력 안전기술원의 원자력법에서 규정한 배출관리 기준을 만족하는지에 대해 알아보고 개선과제를 도출하여 기준안을 마련하여야 할 것이다. 필터의 정의 및 pre filter, hepa filter, charcol filter의 특징과 구조에 대해 알아보고 RI filter 교체 절차와 주의할 사항을 알아보았다. 규제기관인 한국원자력안전기술원의 원자력법에서 규정한 배출관리 기준 및 RI filter의 교체주기의 기준을 제시하겠고 국내 의료기관의 RI배기관리 실태파악 및 현황을 설명하고 이러한 운영현황의 장단점을 비교분석하여 기준안을 제시하였다. 분당서울대학교병원이 도입한 RCMS 기능 및 타 의료기관에서 사용 중에 있는 디지털 차압 게이지를 PC와 연동하여 구동하는 시스템을 제시하였다. RI를 사용하는 의료기관들의 의료시스템은 21세기를 맞아 눈부시게 개혁되고 있다. 특히 방사선안전관리 분야도 국제적 변화에 발맞추어 세분화, 고도화, 첨단화로 급격한 기술변화에 거듭나고 있다. 그러나 현재의 배기관리 시스템은 과거의 형태에서 변화를 찾아 볼 수 없다. 우선 우리나라의 발전된 정보통신 기술을 적극 활용하여 RCMS 및 디지털 차압게이지를 이용한 시스템 기능을 강화하여 RI filter의 교체주기와 배출관리 규정의 두 마리 토끼를 잡아야 할 것이다. 본 과제에서는 지금까지 배기관리 시스템을 현장에서 사용하는 방사선안전관리자로서 현재의 문제점 및 개선안에 대한 개인적인 제안사항을 제시하였다. 이러한 제안은 보다 심도 깊은 검토과정을 거쳐추진을 할 필요가 있다고 판단된다.

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원자력산업 중견전문인력 양성을 위한 전문대학 교육과정 개발 (College-bound Curriculum Developement for Training of Atomic Industry Technician)

  • 유광열;김성수;안성민
    • 대한방사선기술학회지:방사선기술과학
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    • 제28권1호
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    • pp.33-44
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    • 2005
  • 국내 원자력 방사선 산업의 높은 성장과 전문 인력 수요의 증가는 기술 발전 단계관점에서 기술 공학자 혹은 중간기술자의 수요 확대를 가져왔다. 그러나 원자력 방사선 기술의 발전과 이용에 비해 전문인력 양성 교육기관은 빈약한 실정이다. 산업체에서 가장 필요로 하는 인력은 초중급 기술인력으로 이들을 양성할 교육기관이 필요하며 이들의 교육 수요를 만족시켜줄 가장 유리한 교육기관은 전문대학이라 하겠다. 따라서 현재 의료분야로 편중된 우리나라의 전문대학방사선과 교육과정을 산업체에서도 필요로 하는 교육과정을 개발하고자 한다. 연구개발의 내용과 그 범위는 크게 4가지로 구분하여 연구를 수행하였다. 첫 번째, 교육과정 시행의 대상인 방사선 산업체 관련 인력환경 기초 조사를 시행하였으며, 이를 위해 세부 시행 업무로서 국내의 방사선 산업체 종사자, 전문대학 방사선과 재학생과 교수를 대상으로 설문조사 및 분석을 하였다. 두 번째, 교육과정 개발에 필요한 기초 자료로서 국내외 방사선 관련 대학들의 사례를 통해 교육과정을 분석하였다. 또 이를 위해 국내, 일본, 미국의 방사선 관련 대학의 교육과정을 조사 및 분석하였다. 세 번째, 방사선 산업에 필요한 기초 과학 교과목과 방사선 전공 교과목을 개발하였다. 이 과정에서는 미국과 한국의 공학교육 인증원에서 제안하고 있는 원자력, 방사선 관련 교육 프로그램 지침을 참고로 하였다. 네 번째로 정규 교육과정에 필요한 교과목 즉 선택형 교과목을 개발하였는데, 여기에는 교과목 운영에 필요한 교육과정 개발과 정규 교육과정 이외의 심화과정 및 부전공제 운영 모델의 개발이 포함되었다. 연구의 핵심 결과는 방사선 산업체 업무 분야에 적합한 선택형 세부 교육과정을 제안하였는데, 각 대학의 특성과 교육 목표에 따라 달라질 수 있다. 첫 번째는 업무분야별 세부교육과정으로, 방사선 이용분야에 적합한 교과목과 방사선 안전관리 분야에 적합한 교과목을, 두 번째로 업체 유형별 세부교육과정으로 제조업체에 필요한 교과목, 비파괴검사업체에서 필요한 교과목, 판매기관에서 필요한 교과목, 그리고 연구소에서 필요한 교과목을 선정하였다. 또한 이러한 교과목을 시행하기 위하여 교과과정 2가지 운영 모델을 제안하였는데, 첫째는 현재 전문대학 방사선과 3년 과정에서 의료분야 전공과 산업분야전공 별로 전공제를 실시하는 방법과 둘째로, 전문대학을 졸업 후 심화과정(1년 과정)에서 산업방사선을 전공하도록 하는 방법이다. 운영모델을 좀더 효과적으로 운영하기 위해서는 보다 심도 있는 학제 연구와 더불어 교재의 개발이 전제되어야 하며, 교과운영에 필요한 교수인력, 실습공간, 기자재 등의 재정의 확보 역시 해결되어야 할 문제이다.

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