• Title/Summary/Keyword: 핵반응

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Natural Hazard Research in Geography (지리학 측면에서의 자연재해연구)

  • 김욱중
    • Water for future
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    • v.22 no.4
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    • pp.415-415
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    • 1989
  • 자연재해연구는 인간.자연환경 관계를 연구하는 학문이다. 금세기초 환경결정론, 환경가능주의, 그리고 인지에 의한 행동과학주의로 연구 Paradigm이 변화.발전되어 오며서 지리학에서도 이러한 이론적 방법론의 바탕위에 인간-자연환경 관계를 설명하려고 노력했다. 1920년대 초 Barrow가 인간생태학 개념을 발표, 1950, 1960년대 이에 영향받은 White, Kate와 Burton 같은 미국의 자연재해지리학자들은 미국에서 홍수재해문제를 인간적응, 특히 "인식"의 역할에 중점을 두어 재해지역에서 자원이용과 이의 관리문제를 연구하였다. 1970년대 들어오면서 재해의 양상, 적응방법등이 연구되고, 또한 적응의 여러 비교연구가 있었으며, 사회성과 관련 사회학적 연구 접근과 다양한 레벨의 케이스 Study 또한 이루어졌다. 오늘날의 자연재해연구는 일반재해연구로 발전하여 핵반응, 각종산업.교통재해, 화학물질 및 환경오염문제, 각종 소음공해, 폭발물 사고 등 참으로 여러 종류의 사회문제가 재해연구의 대상이 되었고, 근래에는 약물중독, 성폭행, 그리고 복잡한 현대사회에서 제기되는 정신질환까지 일종의 재해문제로 다루어 지리학내에서 연구되고 있다. 이와같이 연구의 많은 변환.발전과 함께 처음 Academic한 연구로 시작된 재해문제 연구가 이에 관심을 같는 여러분야 즉, 경제.사회, 심리학자, 토지이용개발자, 보험, 은행, 부동산업자 재해와 관련있는 민간단체, 정부기관, 정책실행기관등이 참여하는 공동연구가 활발히 행하여지고 있다. 최근에는 "세계 자연재해 감소 10개년 계획"이라는 Program을 미국이 주동이 되어 국제적인 기구로 만들어 관심있는 여러국가의 과학자, 재해연구가, Engineer, 정부관계자들이 참여 서로 정보와 지식의 교환, 세계의 개발.재개발에 대한 계획, 재해감소의 교육훈련등 다채로운 Project을 가지고 세계 자연재해 감소를 위하여 공동연구의 노력을 하려는 움직임이다. 세계의 권위있는 재해통계에 의하면 한국이 매년 자연재해로 인하여 100만명당 1,000명이 희생되는 나라로 방글라대시, 이란, 중남미와 페루, 과태말라, 동남아시아의 뉴기니와 나란히 중진개발도상국으로 몇안되는 나라의 하나로 들어있는 것을 볼 때 유감이 아닐수 없다. 우리나라는 하루빨리 이러한 자연재해로부터 아까운 생명과 재산을 잃어버리고 있는 고통과 문제를 해결하려는 민간.정부차원에서 관심을 기울이고 우선 기본적인 연구의 기틀을 마련하는 제도적 장치와 분위기가 아쉽다고 않을 수 없다.와 분위기가 아쉽다고 않을 수 없다.

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Radiological Impact Assessment for Radioactive Concrete in Dismantling of the Medical Cyclotron (의료용 사이클로트론 해체 시 발생되는 방사화 콘크리트의 방사선학적 영향평가)

  • Jang, Donggun;Shin, Sanghwa
    • Journal of the Korean Society of Radiology
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    • v.13 no.1
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    • pp.73-80
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    • 2019
  • Neutrons are generated by the nuclear reaction, which is absorbed into the concrete wall and causes the activation during cyclotron operation. The purpose of this study is to investigate the effect of neutron activation and radiative concrete on concrete type. This experiment used Monte Carlo simulation and RESRAD model. The results of the experiment showed that the higher the content of Fe in concrete, the greater the shielding rate. The effect of $^{56}Fe(n,\;2np)^{54}Mn$ reaction on workers is also increased. However, radioactive nuclides have low activity and have very low impact on workers. Radioactive concrete should be treated as general wastes with less than its self-disposal tolerance level, and it should be recycled to the surface such as road repair rather than landfill to minimize the effect of $^{14}C$.

Evaluating Activation for 50 MeV Cyclotron Irradiation Service using Monte Carlo Method and Inventory Code (50 MeV 사이클로트론 조사 서비스로 인한 방사화 평가)

  • Kim, Sangrok;Kim, Gi-sub;Heo, Jaeseung;Ahn, Yunjin
    • Journal of the Korean Society of Radiology
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    • v.15 no.4
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    • pp.415-427
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    • 2021
  • Korea Institute of Radiological and Medical Sciences has provided various beam irradiation services to researchers using a 50 MeV cyclotron beam line. In particular, since the neutron beam service uses the nuclear reaction between protons and beryllium, the possibility of activation of the irradiated sample increases by using a high current. In this study, MCNP 6.2 and FISPACT-II 4.0 were used to evaluate the possible activation during the 35 MeV 20 ㎂ neutron beam service, which is preferred by the researchers. As a result of the calculation, if the iron, copper, and tungsten samples were irradiated for more than 1 hour, long-lived radioisotopes were produced and their radioactivity exceeded the standard level for self-disposal. Under the conditions of 2 hours of daily irradiation, no activation occurred in the building materials, and the internal exposure of workers due to air activation inside the irradiation room was very insignificant. And when this air was discharged to environment, the radioactivity including this air was also satisfied the emission standard.

Radioactivation Analysis of Concrete Shielding Wall of Cyclotron Room Using Monte Carlo Simulation (PET 사이클로트론 가동에 따른 콘크리트 차폐벽의 방사화)

  • Jang, Donggun;Lee, Dongyeon;Kim, Junghoon
    • Journal of the Korean Society of Radiology
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    • v.11 no.5
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    • pp.335-341
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    • 2017
  • Cyclotron is a device that accelerates positrons or neutrons, and is used as a facility for making radioactive drugs having short half-lives. Such radioactive drugs are used for positron emission tomography (PET), which is a medical apparatus. In order to make radioactive drugs from a cyclotron, a nuclear reaction must occur between accelerated positrons and a target. After the reaction, unncessary neutrons are produced. In the present study, radioactivation generated from the collisions between the concrete shielding wall and the positrons and neutrons produced from the cyclotron is investigated. We tracked radioactivated radioactive isotopes by conducting experiments using FLUKA, a type of Monte Carlo simulation. The properties of the concrete shielding wall were comparatively analyzed using materials containing impurities at ppm level and materials that do not contain impurities. The generated radioactivated nuclear species were comparatively analyzed based on the exposure dose affecting human body as a criterion, through RESRAD-Build. The results of experiments showed that the material containing impurities produced a total of 14 radioactive isotopes, and $^{60}Co$(72.50%), $^{134}Cs$(16.75%), $^{54}Mn$(5.60%), $^{152}Eu$(4.08%), $^{154}Eu$(1.07%) accounted for 99.9% of the total dose according to the analysis having the exposure dose affecting human body as criterion. The $^{60}Co$ nuclear species showed the greatest risk of radiation exposure. The material that did not contain impurities produced a total of five nuclear species. Among the five nuclear species, 54Mn accounted for 99.9% of the exposure dose. There is a possibility that Cobalt can be generated by inducive nuclear reaction of positrons through the radioactivation process of $^{56}Fe$ instead of impurities. However, there was no radioactivation because only few positrons reached the concrete wall. The results of comparative analysis on exposure dose with respect to the presence of impurities indicated that the presence of impurities caused approximately 98% higher exposure dose. From this result, the main cause of radioactivation was identified as the small ppm-level amount of impurities.

A Suitability Study on the Indicator Isotopes for Graphite Isotope Ratio Method (GIRM) (흑연 동위원소 비율법의 지표 동위 원소 적합성 연구)

  • Han, Jinseok;Jang, Junkyung;Lee, Hyun Chul
    • Journal of Nuclear Fuel Cycle and Waste Technology(JNFCWT)
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    • v.18 no.1
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    • pp.83-90
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    • 2020
  • The Graphite Isotope Ratio Method (GIRM) can verify non-proliferation of nuclear weapon by estimating the total plutonium production in a graphite-moderated reactor. Using the reactor, plutonium is generated and accumulated through the 238U neutron capture reaction, and impurities in the graphite are converted to nuclides due to the nuclear reaction. Therefore, the amount of plutonium production and concentration of the impurities are correlated. However, the plutonium production cannot be predicted using only the absolute concentration of the impurities. It can only be predicted when the initial concentration of the impurities is obtained because the concentration, at a certain time, depends on it. Nevertheless, the ratios of the isotopes in an element are known regardless of the impurity of an element in the graphite moderator. Thus, the correlation between the isotope ratio and amount of plutonium produced helps predict plutonium production in a graphite-moderated reactor. Boron, Lithium, Chlorine, Titanium, and Uranium are known as indicator elements in the GIRM. To assess whether the correlation between the indicator isotope and amount of plutonium produced is independent of the initial concentration of the impurities, four different impurity compositions of graphite were used. 10B/11B, 36Cl/35Cl, 48Ti/49Ti, and 235U/238U had a consistent correlation with the cumulative plutonium production, regardless of the initial impurity concentration of the graphite, because these isotopes were not generated through the nuclear reaction of other elements. On the other hand, the correlation between 6Li/7Li and plutonium production depended on the initial concentration of the impurities in graphite. Although 7Li can be produced through the neutron capture reaction of 6Li, the (n, α) reaction of 10B was the major source of 7Li. Therefore, the initial concentration of 10B affected the production of 7Li, making Li unsuitable as an indicator element for the GIRM.

Response Function of HPGe Detector using $^{23}Na$(p, $\gamma$)$^{24}Mg$ and $^{27}Al$(p, $\gamma$)$^{28}Si$ Reaction ($^{23}Na$(p, $\gamma$)$^{24}Mg$$^{27}Al$(p, $\gamma$)$^{28}Si$반응을 이용한 HPGe 검출기의 응답함수)

  • Park, Sang-Tae
    • Journal of Radiation Protection and Research
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    • v.35 no.2
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    • pp.85-90
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    • 2010
  • In the present work, peak relative efficiency for the energy was obtained and response function was worked out. This study was carried out using the high resolution high efficiency HPGe detector(diameter 78.7 mm, length 86.5 mm) and NaI(Tl) detector for anti-compton. The anti-coincidence of the signals from the two detectors could be used to lessen the Compton effect signal; thus, the $\gamma$-ray energy resolution could be improved. The $\gamma$-ray spectrum was measured at $55^{\circ}$ to the direction of the incident proton beam. Reaction spectrum was obtained from the $^{23}Na$(p, $\gamma$)$^{24}Mg$ reaction at $E_p$ = 1424 keV and $^{27}Al$(p, $\gamma$)$^{28}Si$ reaction at $E_p$ = 992 keV. To accelerate the incident proton which creates the (p, $\gamma$) capture reaction, the 3 MeV Pelletron accelerator at the Tokyo Institute of Technology was used. Response function was worked out by a noble technique. We worked out a response function from 1.2 to 9.4 MeV at intervals of 0.75 MeV.

A Study on GIS based effective management method of river thematic maps (GIS기반의 연안역 통합관리 시스템 구축)

  • Lee, Hyuk;Kim, Kye-Hyun;Kwun, Oh-Jun
    • 한국공간정보시스템학회:학술대회논문집
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    • 2005.05a
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    • pp.201-205
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    • 2005
  • 미국과 일본 등 많은 나라들이 연안역에 대한 오염총량관리제를 실시하고 있으며 우리나라 역시 90년도 초반부터 환경부와 국립환경연구원에 의하여 4대강을 대상으로 내륙에 대한 지자체 단위의 오염총량관리제가 추진되고 있다. 연안해역에서도 최근 해양오염방지법의 개정으로 특별관리해역 지정 등 특정 연안해역에 영향을 미치는 육역을 포함하는 연안역 통합관리제가 해양수산부에 의하여 추진되고 있다 또한 외국의 사례로서 미국 체사피크만에서는 오염총량관리제를 포함하는 연안역 통합관리제 수립 및 운용을 위하여 GIS 및 모델 package로 구성된 시스템을 구축 활용하고 있으며, 이런 GIS 및 모델 package로 구성된 시스템을 바탕으로 연안역 통합관리를 위한 기본적인 자료를 수집 분석하고 정책 수립의 방향을 제시하고 있다. 하지만 우리나라에서는 아직까지 연안역 통합관리를 위한 기초 자료도 많이 부족하고 이런 기초 자료를 토대로한 분석 도구인 GIS-modeling 시스템 개발도 매우 미미한 실정이다. 따라서 본 연구에서는 GIS를 이용하여 오염원의 발생 및 배출부하 산정 과정을 공간적으로 분석하여 환경관리에 응용할 수 있는 방안을 제시하고자 한다. 또한 효율적인 연안의 오염원 관리를 위하여 기존 환경부 및 관련 기환 자료를 활용하여 잠실 수중보에서 한강 하구의 세부 오염원자료를 수집하여 GIS 기반의 오염원데이터베이스를 구축하고, 오염부하산정모델을 개발한 후, 구축된 정보의 효율적인 관리와 분석을 위한 GIS 프로그램을 개발하였다. 아울러 육역에서의 오염물질 배출에 따른 연안역 수질의 모의를 통해 육역과 연안역에 대한 효율적인 통합관리방안을 제시하고자 한다.사용될 수 있는 블루투스 서비스와 서비스 속성을 기술한 XML 문서에서 블루투스 기기에 적합한 내부 정보를 생성하는 생성기를 설계하고 구현을 하였다.보다는 현저히 낮았다. 총 휘발성 유기화합물읜 농도는 실내가 실외 보다 높았다(I/O ratio 2.5). BTEX의 상대적 함량도 실내가 실외보다 높아 실내에도 발생원이 있음을 암시하고 있다. 자료 분석결과 유치원 실내의 벤젠은 실외로부터 유입되고 있었고, 톨루엔, 에틸벤젠, 크실렌은 실외뿐 아니라 실내에서도 발생하고 있었다. 정량한 8개 화합물 각각과 총 휘발성 유기화합물의 스피어만 상관계수는 벤젠을 제외하고는 모두 유의하였다. 이중 톨루엔과 크실렌은 총 휘발성 유기화합물과 좋은 상관성 (톨루엔 0.76, 크실렌, 0.87)을 나타내었다. 이 연구는 톨루엔과 크실렌이 총 휘발성 유기화합물의 좋은 지표를 사용될 있고, 톨루엔, 에틸벤젠, 크실렌 등 많은 휘발성 유기화합물의 발생원은 실외뿐 아니라 실내에도 있음을 나타내고 있다.>10)의 $[^{18}F]F_2$를 얻었다. 결론: $^{18}O(p,n)^{18}F$ 핵반응을 이용하여 친전자성 방사성동위원소 $[^{18}F]F_2$를 생산하였다. 표적 챔버는 알루미늄으로 제작하였으며 본 연구에서 연구된 $[^{18}F]F_2$가스는 친핵성 치환반응으로 방사성동위원소를 도입하기 어려운 다양한 방사성의 약품개발에 유용하게 이용될 수 있을 것이다.었으나 움직임 보정 후 영상을 이용하여 비교한 경우, 결합능 변화가 선조체 영역에서 국한되어 나타나며 그 유의성이 움직임 보정 전에 비하여 낮음을

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On Some Formulae for the Radioisotope Formation (I) - When a Reactor is Operated Regularly at a Certain Time Intervals-

  • Lee, Chang-Kun;Kim, Taeyoung;Yim, Yung-Chang
    • Nuclear Engineering and Technology
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    • v.3 no.3
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    • pp.148-154
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    • 1971
  • Some formulae have been derived for the handy calculation of the formation of radioisotope when a reactor is operated regularly on a usual on-off pattern. In particular, the case of isotope production with the present operation condition of tile Korean reactor, which is in operation for 8.2 hours from Monday to Thursday and is not operated on friday and Sunday but is back in operation on Saturday only for 3.2 hours, is discussed herein with special emphasis. Should there be no secondary nuclear reaction resulting in the transformation of produced nuclide, the formula for the calculation of its activity could be derived as follows: (equation omitted) where A: activity (dps), $\Phi$: neutron flux (n cm$^{-2}$ sec$^{-1}$ ), No : number of atoms before the irradiation, $\sigma$ : activation cross section ($\textrm{cm}^2$), λ : disintegration constant of the radioactiveisotope formed (hr$^{-1}$ ), t : elapsed time of target in the reactor (hr), n : number of elasped days of target in the reactor, m : number of days from the first day of sample irradiation to Friday, s, r, q: number of weekday of Friday, Saturday and Sunday, respectively. Since the above formula consists of many invariables on the whole, the activity of each radioisotope to be produced can he easily and conveniently made available from the chart in advance which is made of the invariable terms calculated.

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Preparation of Cordierite sols in Aqueous Media and Sintering Behavior of Cordierite Ceramics (수용액 매체로부터 코디어라이트 졸의 제조 및 코디어라이트 세라믹스의 소결거동)

  • Kim, Jae-Won;Kim, Hyeon-Cheol;Kim, Du-Hyeon;Seo, Seong-Mun;Jo, Chang-Yong;Choe, Seung-Ju;Kim, Jae-Cheol
    • Korean Journal of Materials Research
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    • v.10 no.3
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    • pp.233-240
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    • 2000
  • In order to fabricate dense cordierite ceramics without sintering aid, thermal behavior of Mg-Al-Si compounds during sintering was investigated. The dispersibility of cordierite suspension in aqueous media was measured by ESA(electrokinetic sonic amplitude). To prevent aggregation and insufficient dispersion of the cordierite sol, the pH of the suspension was controlled to 1.03 and 8.30 by adding $2N\;HNO_3$ and $2N\;NH_4OH$, respectively. Magnesium-aluminum-silicate complex gel coexisted in the specimen which has been gelled at $150^{\circ}C$ fir 12 hours, however several metastable phase such as ${\mu}-cordierite(Mg_2Al_4Si_5O_{18}),\;spine(MgAl_2O_4)\;and\;mullite(Al_6Si_2O_{13})$ existed below $1300^{\circ}C$ Nucleation rates of the two suspension were similar, but densification of the gel was sensitive to the pH of the sol. Densification of the sol with the pH of 8.3 was more pronounced than that of the sol with pH of 1.63.

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Development of a Core management Algorithm for Optimal Design of AMBIDEXTER Transient Cores (AMBIDEXTER 천이노심 설계최적화를 위한 노심관리 알고리즘 개발)

  • Yu, Geuk-Jong;Sin, Dong-Hun;So, Sun-Gyu;Lee, Yeong-Jun;Kim, Jin-Seong;O, Se-Gi
    • Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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    • 2004.10a
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    • pp.99-100
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    • 2004
  • AMBIDEXTER-NEC의 천이노심은 $^{Nat}Th$$^{Nat}U$의 주입만으로 전 출력의 Break-even 노심에 도달하기위한 중간 단계이다. 선행연구에서 수행한 전 출력노심인 평형노심의 핵종수밀도에 도달하기 위해서 평형노심에서의 기저물질, 잠재핵분열성물질, 핵분열물질의 수밀도를 각 SEU-기반, Pu-기반, ADS-기반에서 그대로 유지하여 초기노심을 구성하였다. 또 각 시나리오에 대해 최대첨두출력과 원자로의 안전성을 고려해 Excess Reactivity를 5mk 내에서 초기노심을 결정하였다. 각 노심은 주 핵분열성물질 $^{235}U$, $^{239}Pu$$^{233}U$의 핵반응단면적 특성에 따라 평균 전환율이 각각 0.95, 0.83 및 1 .21 로서 핵연료물질의 적절한 선택만으로도 전환로, 연소로 및 증식로로 설계할 수 있음을 보여준다. 이러한 $Th/^{233}U$, U/Pu 핵연료주기를 사용하는 AMBIDEXTER-NEC 용융염핵연료 원자로의 초기노심에서 시작한 천이노심은 평형노심에장전할 충분한 $^{233}U$ 양을 확보해야 하므로 천이노심의 목표는 평형노심 $^{233}U$의 요구량에 최소한의 기간에 가장 적은 외부주입을 통해 도달하는 것이다. 천이노심에서 임계가 유지되는 AMBIDEXTER-NEC 원자로시스템의 3군 핵종변환 코드인 HELIOS-SQUID-AMBIBURN 체제를 개발하였고 그림 1.에 나타내었다. 이 알고리즘은 각 초기노심 중원소의 미시단면적, 중원소를 제외한 원소들의 거시단면적, 임계도를 만족하는 중성자속 및 외부주입율을 계산하여 SQUID 및 AMBIBURN 입력자료를 제공한다. 또한 일정시간 중원소의 핵종농도, 외부주입율과 중성자속이 일정하다는 가정 하 에 반복수행 하고 SEU-기반과 Pu-기반의 경우에는 각각 핵변환을 거쳐 재순환되는 $^{233}U$$^{239}Pu$의 양을 바로 주입하는 최대재순환 경우와 평형노심 요구 장전량에 이를 때까지 시설 내 저장하는 최소재순환 경우로 상황을 모사하였다. 그림 2 는 각 시나리오별 초기노심에서부터 200FPD까지 단위 용융염 체적당 $^{233}U$의 수밀도 시간변화를 나타낸 것이다. 그림을 보면 50일 이후부터는 수밀도의 변화가 일정한 기울기를 보이고 있고 재처리공정에서 $^{233}Pa$를 분리하는 최소재순환의 경우에는 최대재순환보다 2-3%정도에 지나지않아 그림에서 나타내지않았다. SEU-기반 및 Pu-기반에서 $^{233}U$의 증가율이 각각 2.54E+13, 2.81E+13 #/cc/d 로 Pu 기반이 조금 더 큰 증가율을 나타내고 있지만 평형노심 농도 1.04E+20 #/cc/d 에 도달하기 위해서는 두 경우 모두 매우 긴 시간이 걸릴 것을 예상할 수 있다. 요컨대 250MWth AMBIDEXTER-NEC가 평형노심을 이루기 위해 필요로 하는 $^{233}U$을 생산하는데 제안한 SEU-기반, Pu-기반 시나리오는 천이노심주기기간이 전형적인 원자로 수명 3-40년 보다 매우 큰 것으로 나타났다. 따라서 장전될 $^{233}U$의 확보를 위한 최적옵션은 초기노심부터 ADS와 같은 외부생산시설로부터 전량을 공급 받아 운전하는 것이라 판단된다.

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