본 연구의 목적은 피시험기기 함체의 환기구 등과 같은 다중 슬롯으로부터 복사하는 전자파의 방사 패턴이 1 GHz 이상의 주파수에서 어떤 특성을 가지는가를 분석하고, 이러한 방사 패턴 특성을 고려한 적절한 시험 방법을 제안하는 것이다. 4개의 슬롯을 가진 함체의 내부에 거의 무지향성을 갖는 comb generator를 배치하여 모의 피시험기기를 구성하였으며, 이러한 피시험기기의 복사 방출 방사 패턴을 1~6 GHz의 주파수 대역에서 해석하였다. 해석 결과, 2 GHz 이상의 주파수에서 멀티로브가 발생하고, 주파수가 증가할수록 멀티로브의 수가 증가하였다. 또한, 이러한 방사 패턴을 갖는 피시험기기의 복사 방출을 실제로 평가하였는데, 수신 안테나의 높이를 피시험기기의 중심에 맞추는 기존의 시험 방법을 기준으로, 수신 안테나의 높이를 1~4 m 스캔할 �� 최대 +12.8 dB, 수신 안테나를 스캔하면서 최대 방사 패턴 방향으로 기울일 �� 최대 +16.4 dB 더 큰 복사 방출이 측정되었다. 따라서 1 GHz 이상의 주파수에서는 이러한 방사 패턴 특성을 고려하여 수신 안테나를 적절히 스캔하고 기울이는 것이 요구된다.
본 논문에서는 의료 및 산업용 X-선 발생장치의 선량평가를 위한 면적선량계(DAP)의 시스템을 제안한다. 제안하는 시스템은 Ion-Chamber를 이용한 면적선량 측정기술을 기반으로 진단용 X-선 장치에 의해 발생된 피폭선량을 명확히 측정할 수 있다. 면적선량계의 하드웨어부는 공기 중에서 X-선에 의해 전리되는 전하의 양을 측정한다. 미소 전류를 통한 누적선량 측정을 위한 고속 처리 알고리즘부는 입력 손실 없이 낮은 구현비용(전력)으로 X-선에 의해 전리되는 전하의 양을 측정한다. X-선 발생장치의 동작에 동기화된 유무선 송수신 프로토콜부는 통신 속도를 향상시킨다. 연동 및 에이징을 위한 PC 기반 제어 프로그램부는 실시간으로 발생된 X-선량을 측정하여 PC용 GUI를 통해 측정 그래프 및 수치 모니터링이 가능하도록 한다. 제안된 시스템의 성능을 공인시험기관에서 평가한 결과, 각각의 에너지 대역(30, 60, 100, 150kV)에서 면적선량계에 측정되는 값이 선형적으로 증가됨을 확인할 수가 있었다. 또한 4등분한 지점에서 측정기의 지시치에 대한 표준편차가 ${\pm}1.25%$를 나타내어서 면적선량계가 위치에 관계없이 균일한 측정값을 나타냄을 확인하였다. 한편, ${\pm}4.2%$의 불확도가 측정되어서 국제 표준인 ${\pm}15%$ 이하에서 정상동작 됨이 확인되었다.
원자력 발전소 작업과의 피폭량은 발전소의 안전 운영에 관한 척도일 뿐 아니라, 일반 대중이 원자력 발전의 안전을 평가하는 기본 요소이다. 또한, 최근 ICRP 60에 의한 개인 피폭선량 한도의 하향조정 권고는 지속적인 피폭저감에의 노력을 요구하고 있다. 본 논문에서는 작업자의 피폭저감에 관한 대안선정시 사용할 수 있는 최적화 기법을 제시하고 실제로 원전 운영자예 의해 제안된 대안들을 검토하는데 이 기법을 적용하여 보았다. 분석과정에서 기본분석이외에 가변 경제변수를 고려한 민감도 분석을 통해 계산 결과의 불확실성을 보완하였다. 분석결과를 살펴보면, 먼저 비용-이득 분석에서는 '증기 발생기 Nozzle Dam 및 Torquing Machine'이 총 이득면에서 가장 우수한 것으로 평가되었고, 다속성 효용 분석의 경우 'Co-No Seal 조임장치'가 가장 높은 효용을 가진 것으로 나타나 약간의 차이를 보이고 있다. 따라서, 최적화 기법의 적용시에는 두 가지이상의 정량적 기법을 보완적으로 사용하고, 정성적 인자도 충분히 고려하는 것이 필요하다.
본 연구에서는 방사선(학)과 재학 중 교내 실습의 만족도에 대한 설문과 방사선관계종사자 및 방사선작업종사자의 현황 등을 조사해 방사선(학)과에 대한 원자력안전법의 규제에 대한 실효성 및 타당성에 대한 기초 연구에 목적을 두었다. 방사선(학)과 재학 중 수시출입자로 지정되어 교내 실습 중 방사선 발생장치를 취급 및 조작하지 못한 종사자의 실습 만족도는 만족하지 못한다가 34.62%로 나타났다. 반면 재학 중 방사선작업종사자로 지정되거나 원자력안전법의 규제 이전에 재학하여 방사선 발생장치를 취급 및 조작한 종사자의 실습 만족도는 만족한다가 50%로 나타났다. 또한 교육기관의 방사선작업종사자의 연간 피폭선량은 0.05 mSv 이하로 나타났다. 방사선작업종사자와 방사선관계종사자의 추이를 보면 방사선(학)과를 졸업한 학생들은 의료기관 중에서도 방사선관계종사자로 등록된 진단용 방사선 발생장치를 취급하는 분야로 가장 많은 취업을 한다는 것을 알 수 있다. 따라서 현재의 원자력안전법의 규제를 완화하거나 의료법 및 진단용 방사선 발생장치의 안전관리에 관한 규칙 등을 개정하여 의료기사 등에 관한 법률에서 정한 방사선(학)과 학생들의 학습권을 보장하고 실무 중심의 교육이 이루어질 수 있도록 하는 것이 필요하다고 사료된다.
We tried to find any factor to reduce the exposure dose with ST-VA type generator which has the higher exposure dose. The guideline recommended by the provisions of IAEA regulation is being used at the time of radiation exposure and almost of those equipments used for this study had less amount of doses than those in the guideline. The FCR may be possible to decrease a certain amount of dose with effective applications of it's automatic image compensation utilities and the verifying function in PACS. Next time, it is required to add a great number of hospitals for wide range of studios and measurements, and make standard exposure Control table which will bing in practice, material decrease of dose volumes when radiation exposure.
The characteristics for pollutant transport in tidal influenced area was investigated using tidal wave hydraulic scale model. Hydraulic scale model was composed of the tidal generator, attenuation area and channel. Also, wave height, current meter and conductivity meter were used with the measured instruments in hydraulic scale model. NaCl with a tracer was used to evaluate the advection phenomena under the different velocity profiles. The arrival time of the maximum concentration in the condition of the relatively fast velocity was measured about 30 seconds faster than ones in the conditions of low velocity. The measured concentrations of the tracer were shown in the detection points of the flow direction consecutively.
국내 교정기관 또는 표준기관은 중성자 검출기의 교정을 위해 비감속 및 중수감속 $^{252}Cf$ 선원과 $^{241}AmBe$ 선원을 사용하고 있다. 이런 선원들로 교정된 중성자 검출기를 이용하여 입자가속기와 같이 속중성자가 다량 존재하는 시설을 선량평가할 때, 그 정확도가 떨어지게 된다. 그 이유는, 대부분의 중성자 검출기는 열중성자에 민감하게 반응하므로 수 MeV 이상의 에너지를 가지는 속중성자장에 대한 선량당량 반응도는 부정확하다. 또한 높은 에너지의 중성자는 열중성자보다 선량기여정도가 훨씬 크기 때문이다. 이와 같은 이유로, 기존의 교정용 기준 중성자장이 아닌 수 MeV 이상의 속중성자가 존재하는 중성자장에서도 검출기를 교정할 필요가 있다. DT 중성자 발생기, 흑연집합체 그리고 폴리에틸렌 중성자 집속체를 사용하여 속중성자의 선속분율이 서로 다른 중성자장을 제작하였고, 이 중성자장에서 중성자 검출기의 선량당량 반응도를 측정하였다. 시험결과에 의하면, 속중성자 선속분율과 중성자 검출기의 종류에 따라 중성자 검출기의 반응도는 많은 차이를 보였다. 이러한 반응도 차이는 선량당량의 과대 및 과소평가를 의미하므로, 검출기가 사용되는 시설환경과 유사한 중성자장에서 반응도 교정이 필요함을 확인하였다.
1998년에 고리 1호기로부터 교체될 증기발생기의 선량율을 계산하기 위하여 Smear 오염검사 결과와 튜브 손상원인을 규명하기 위하여 인출하였던 증기발생기 튜브의 선량을 측정결과로부터 증기발생기 내부의 방사성핵종 재고량을 평가하였다. 방사성 핵종 재고량을 토대로 QAD-CG 컴퓨터 코드를 이용하여 증기발생기 표면의 접촉 선량율과 1 m 이격 선량율을 계산하였는데, 접촉 선량율은 Channel Head의 하부에서 최저인 11.5 mR/hr를 나타냈으며, Shell Barrel의 중간 지점에서 최대값인 37.7 mR/hr를 나타냈다. 한편 접촉 선량율과 1 m 이격 선량율은 증기발생기의 크기로 인해 큰 차이를 보이지 않았다 또한 증기발생기의 차폐가 필요할 경우 요구되는 기본적인 데이터를 마련하기 위하여 납과 탄소강의 차폐 특성을 비교해 보았다. 납을 차폐체로 사용할 경우 2 mm 두께만으로도 증기발생기 Shell Barrel 중간 지점에서의 표면 선량율이 37.7 mR/hr에서 15.7 mR/hr로 감소되었다. 그러나 탄소강의 경우에는 차폐체의 두께를 2 cm로 증가시킨다고 하더라도 차폐효과가 매우 낮았다. 이러한 차폐효과 차이는 저에너지 광자에 대한 납과 탄소강의 감쇄효과 차이와 축적인자 차이 때문에 발생되는 것으로 추정된다.
When reactor coolant leaks occur due to cracks of a steam generator's tube, radioactive materials contained in the primary cooling water in nuclear power plant are forced out toward the secondary systems. At this time the secondary water purification resin in the ion exchange resin tower of the steam generator blowdown system is contaminated by the radioactivity of the leaked radioactive materials, so we pack this in special containers and store temporarily because we could not dispose it by ourselves. If steam generator tube leakage occurs, it produces contaminated spent resins annually about 5,000~7,000 liters. This may increase the amount of nuclear waste productions, a disposal working cost and a unit price of generating electricity in the plant. For this reasons, it is required to develop a decontamination process technique for reducing the radioactive level of these resins enough to handle by the self-disposal method. In this research, First, Investigated the structure and properties of the ion exchange resin used in a steam generator blowdown system. Second, Checked for a occurrence status of contaminated spent resin and a disposal technology. Third, identified the chemical characteristics of the waste radionuclides of the spent resin, and examined ionic bonding and separation mechanism of radioactive nuclear species and a spent resin. Finally, we carried out the decontamination experiment using chemicals, ultrasound, microbubbles, supercritical carbon dioxide to process these spent resin. In the case of the spent resin decontamination method using chemicals, the higher the concentration of the drug decontamination efficiency was higher. In the ultrasound method, foreign matter of the spent resin was removed and was found that the level of radioactivity is below of the MDA. In the microbubbles method, we found that the concentration of the radioactivity decreased after the experiment, so it can be used to the decontamination process of the spent resin. In supercritical carbon dioxide method, we found that it also had a high decontamination efficiency. According to the results of these experiments, almost all decontamination method had a high efficiency, but considering the amounts of the secondary waste productions and work environment of the nuclear power plant, we judged the ultrasound and supercritical carbon dioxide method are suitable for application to the plant and we established the plant applicable decontamination process system on the basis of these two methods.
The ultra-wideband (UWB) signal radiation process in an antenna is different from that of a narrowband signal. In this paper, we study the degradation of the desired signal component according to the antenna structure and location of a receiver in a bipolar time-hopping UWB system. And we propose a receiver structure with an adaptive template waveform generator to compensate for the degradation caused by a realistic TX-RX antenna system.
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[게시일 2004년 10월 1일]
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