원전에서는 많은 종류의 방사성물질이 생성되어 일부는 환경으로 방사성유출물로서 배출되고 있다. 이러한 방사성유출물 중에서 탄소 동위원소인 Carbon-14는 자연에서 이미 높은 준위의 백그라운드를 형성하고 있기 때문에, 원전에서 Carbon-14가 배출되더라도 환경이나 일반인의 피폭방사선량에 미치는 영향이 미미하여 과거에는 배출감시와 환경감시를 수행하지 않았다. 그런데, 핵연료 제조기술 발달과 운전방법 개선으로 핵연료로부터 불활성기체와 입자방사성물질의 방출이 계속 감소하고 있다. 또한 방사선계측기술의 향상에 따라 삼중수소와 Carbon-14 같은 저준위 베타방사능 핵종의 검출준위가 낮아져, 이들 핵종이 일반인 선량평가에서 미치는 비율이 상대적으로 높아지고 있다. 본 논문은 원자력시설에서 발생하는 Carbon-14에 대해 미국의 기술보고서와 논문 등을 검토하여 배출관리와 환경 영향평가에 대한 방사선감시의 기술적 배경을 조사하였다. 이를 바탕으로 Carbon-14 방사성핵종의 배출감시 방안에 대한 타당성을 제시하고자 하였다.
The electron-capture detector (ECD) of gas chromatographs (GC) has been used widely in pesticide analysis. However, as ECD relies on radioactive material, it is troublesome to purchase and maintain. Therefore, potent replacements for ECD were investigated. A Pulsed-discharge detector (PDD) for ECD was tested and the analytical results of PDD (ECD mode), ${\mu}ECD$, and nitrogen-phosphorus detector (NPD) were compared for 107 pesticides including organochroline, organophosphorus, pyrethroids etc. The number of pesticides identified at the lowest limit of detection (LOD) was 36, 29, and 2 for PDD, ${\mu}ECD$, and NPD, respectively. The remaining pesticides showed same response to PDD and ${\mu}ECD$. The GC-PDD analysis of pesticides spiked into representative agricultural products (brown rice, spinach, and mandarin oranges) also showed good and/or equivalent recoveries using $GC-{\mu}ECD$.
The article provides a review of the research results obtained during of more than 20 years concerning using the gaseous radiochemical method (GRCM) for detecting of ionizing radiation. This method based on threshold nuclear reactions with production of radioactive noble gas which does not interact with the materials of gaseous tract. The applications of GRCM in the diagnostics of neutrinos, neutrons, charged particles, thermonuclear plasma thermometry, and the study of the structure and dynamics of astrophysical objects, position-sensitive dosimetry of neutron targets with accelerator driving, spatial distribution of the fast neutron flux density in a nuclear reactor allowing the transformation of longitudinal coordinate of neutron flux distribution into a temporal distribution of the radiochemical gas decay counting rate ("barcode" semblance) and measurement of bombarding particles spectra are described. Experimental testing of the described technologies was made on the neutron target driven with the linear proton accelerator of Institute for Nuclear Research of Russian Academy of Sciences (INR RAS).
지하 동굴식 처분장의 건설, 운영 및 중-저준위 방사성폐기물을 처분한 이후 발생하게 되는 오염물질(Rn, CH CO, HS, Radiolysis에 의한 방사능 가스 등)은 적절한 공기량을 필요로 한 곳에 정확히 분배시킬 수 있는 환기시스템에 의해 통제되도록 하여야한다. 특히 지하 처분장은 여러 개의 진입 터널, 저장 터널, 공기 유입-배기 터널, 수직갱 등으로 이루어진 복잡한 회로망의 형태로 나타나기 때문에 이에 적절한 기술적 접근이 필요하다. 본 논문에서는 이러한 환기시스템 구축을 위한 기술적 접근을 위해 미국의 WIPP (Waste Isolation Pilot Plant)처분장과 스웨덴의 SFR (Slutforvar for Reaktoravfall) 중-저준위 처분장을 모델로 하여 두 처분장의 소요환기량을 선정하고 설계상 통풍로의 단면적, 길이, 표면 거칠기 등을 고려한 환기회로를 구성하였으며, 수학적으로 계산되는 각 회로의 저항에 대해 기술하였다. 또한 이를 바탕으로 적절한 선풍기의 용량과 수직갱 운용방안을 설계하였다. 두 처분장의 지형상의 규모 및 환기시설 비교 결과, SFR 처분장에 비해 WIPP 처분장에서와 같이 병렬구조가 많을수록 처분장 전체의 저항이 감소되며 이러한 결과로 환기시스템의 운용비 절감효과를 얻을 수 있다는 결론을 얻었다. 따라서 처분용량 증대를 위한 대단면의 SFR 처분장 구조와 전체 저항 감소를 위한 WIPP 처분장의 병렬구조를 조합한 형태가 가장 합리적이며 효율적인 환기가 이루어질 수 있을 것으로 사료된다.
사용 후 핵연료(SNF: spent nuclear fuel) 지하 처분장에서 발생된 가스는 처분장 내에서 자체로 이동성이 클 뿐 아니라, 처분장 내 방사성핵종 거동에도 영향을 줄 수 있다. 지하 처분장 방벽 내에서 가스-핵종 발생 및 거동 기작에 대한 연구와 가스 거동이 처분장의 안전성에 미치는 영향에 대한 연구가 처분장 건설 이전에 충분히 수행되어져야 함에도 불구하고, 처분장 다중 방벽내 가스-핵종 거동에 대한 연구는 국내는 물론 국외에서 조차 매우 초보적인 단계이다. 본 연구에서는 지하 SNF 처분장 내 가스 발생과 거동 특성과 관련된 국내외 선행연구 결과들을 고찰하여, 가스 발생/거동 기작을 처분장의 수리지질학적 진화과정에 따라 분류하여 설명하였다. 처분장 내 가스 발생을 크게 SNF의 핵분열에 의한 방사성 가스 생성, SNF 저장 용기의 부식에 의한 가스 발생, 지하수의 산화-환원 반응에 의한 가스 생성, 미생물 활동과 천연 방벽 내 지화학적 반응에 의한 가스 생성 등 총 5가지 유형으로 구분하여 정리하였다. 처분장 다중 방벽 내 가스 거동과 관련된 선행연구 자료들을 정리하여, 방벽 내 가스 거동 시나리오를 다공성 매체에서 일어나는 거동 형태에 따라, 총 4가지 형태(① visco-capillary 흐름을 포함하는 공극 내 자유상 가스 이동, ② 공극 수 내 용존상 기체로서 이류 및 확산 이동, ③ 체적팽창에 의한 거동(dilatant pathway), ④ 가압파쇄에 의한 인장 절리 흐름 등)로 구분하여 제시하였다. 본 연구를 통해 고찰한 SNF 처분장의 다중 방벽 시스템 내 가스 발생 기작과 거동 특성자료들은, 향 후 지하 SNF 처분장 내 가스-핵종 거동관련 다양한 실험 및 모델링 연구를 계획하고, 국내 건설할 처분장의 안전성을 가스 거동관점에서 평가하는데 유용하게 사용될 것으로 기대한다.
Filtered containment system is a passive safety system that controls the over-pressurization of containment in case of a design-based accidents by venting high pressure gaseous mixture, consisting of air, steam and radioactive particulate and gases like iodine, via a scrubbing system. An indigenous lab scale facility was developed for research on iodine removal by venturi scrubber by simulating the accidental scenario. A mixture of 0.2 % sodium thiosulphate and 0.5 % sodium hydroxide, was used in scrubbing column. A modified mathematical model was presented for iodine removal in venturi scrubber. Improvement in model was made by addition of important parameters like jet penetration length, bubble rise velocity and gas holdup which were not considered previously. Experiments were performed by varying hydrodynamic parameters like liquid level height and gas flow rates to see their effect on removal efficiency of iodine. Gas holdup was also measured for various liquid level heights and gas flowrates. Removal efficiency increased with increase in liquid level height and gas flowrate up to an optimum point beyond that efficiency was decreased. Experimental results of removal efficiency were compared with the predicted results, and they were found to be in good agreement. Maximum removal efficiency of 99.8% was obtained.
영광부지의 추적자 확산실험결과의 자료동화를 통하여 Gaussian plume 모형의 확산인자의 수정과 추적자 방출률 평가를 수행하였다. 부지 주변의 여러 지점에서 관측한 실험결과에 선형계획법을 적용하여 확산평가에 있어선 가장 불확실성이 크다고 알려진 확산인자를 수정하였다. 원자력 비상시 초기 대응평가에 사용되는 정보 가운데 가장 큰 불확실성을 포함한 선원항 정보를 추적자 농도 분포로부터 추정하였다. 실험 당시의 추적자 방출량을 모른다고 가정하고 Gaussina plume 모형의 예측치와 확산실험의 실측치를 이용한 최소자승법을 적용하여 방출률을 추정하였다. 확산인자를 수정한 후 Gaussian plume 모형의 예측력은 방출점으로 3km 및 8km 떨어진 포집선 두 경우 모두 증가하는 것으로 나타났다. 실험당시의 방출률을 모른다고 가정하고 관측지점의 농도에 최소자승법을 적용한 결과 24%이내에서 실제 방출률을 양호하게 추정하고 있음을 확인할 수 있었다.
국내 원전에서 공기 중 삼중수소 농도를 평가하기 위해 사용하는 삼중수소 버블러의 포집효율에 대하여 고찰하였다. 수증기 형태인 공기 중 삼중수소는 기포가 물을 통과하는 동안 평형농도에 도달하게 된다. 많은 양의 기체시료를 통과시킬 경우 포집수의 삼중수소 농도가 높아지고 포집수가 감소하거나 증가하는 현상이 발생하여 포집효율에 영향을 미치게 된다. 이러한 영향을 고려한 포집수의 예측농도는 실측값과 잘 맞았다. 통상적인 방식과 같이 초기 포집수량을 이용하여 삼중 수소 포집량을 평가할 경우 기체시료의 상대습도가 0.5보다 높으면 포집효율은 1보다 낮아지고 상대습도가 0.5보다 낮으면 포집효율은 1보다 높아진다. 상대습도가 0.5가 아니더라도 $\frac{포화수증기량\times기체통과량}{포집수량}$을 작게 하면 포집효율을 1에 가깝게 유지할 수 있다.
Microfluidic radioimmunoassay (RIA) platform called µ-RIA spends less reagent and shorter reaction time for the analysis compared to the conventional tube-based radioimmunoassay. This study reported the design of µ-RIA chips optimized for the gamma counter which could measure the small samples of radioactive materials automatically. Compared with the previous study, the µ-RIA chips developed in this study were designed to be compatible with conventional RIA test tubes. And, the automatic gamma counter could detect radioactivity from the 125I labeled anti-PSA attached to the chips. Effects of the multi-layer microchannels and two-phase flow in the µ-RIA chips were investigated in this study. The measured radioactivity from the 125I labeled anti-PSA was linearly proportional to the number of stacked chips, representing that the radioactivity in µ-RIA platform could be amplified by designing the chips with multi-layers. In addition, we designed µ-RIA chip to generate liquid-gas plug flow inside the microfluidic channel. The plug flow can promote binding of the biomolecules onto the microfluidic channel surface with recirculation in the liquid phase. The ratio of liquid slug and air slug length was 1 : 1 when the 125I labeled anti-PSA and the air were injected at 1 and 35 µL/min, respectively, exhibiting 1.6 times higher biomolecule attachment compared to the microfluidic chip without the air injection. This experimental result indicated that the biomolecular reaction was improved by generating liquid-gas slugs inside the microfluidic channel. In this study, we presented a novel µ-RIA chips that is compatible with the conventional gamma counter with automated sampler. Therefore, high-throughput radioimmunoassay can be carried out by the automatic measurement of radioactivity with reduced radiowaste generation. We expect the µ-RIA platform can successfully replace conventional tube-based radioimmunoassay in the future.
병원을 포함해서서 방사선 물질을 사용하는 모든 사업장에서 방사선 물질의 모니터링은 방사선 안전에 가장 중요한 요소의 하나이다. 본 연구는 방사선 모니터링 시스템에 있어서 GEM 검출기의 활용 가능성을 알아보기 위한 선행 연구로서, GEM 검출기를 제작하고 CdTe 검출기와의 상대적 효율을 구한 결과, 베타와 감마선에 대한 평균 상대 효율이 각각 72%와 4%로서 매우 우수한 성능을 나타냄을 보였다.
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[게시일 2004년 10월 1일]
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