본 논문에서는 스테레오 기반 감마선원 탐지장치를 통해 감마선원을 포함하는 공간을 래스터 스캔방식으로 스캔하여 가시광영상과 감마선영상을 획득하고, 스테레오 감마선 탐지장치로부터 선원까지의 거리와 방향에 대한 3차원 정보 획득 및 가시화를 수행하였다. 탐지장치의 구성은 감마선원 탐지를 위한 방사선 검출부, 선원탐지를 위해 래스터스캔방식의 스캔을 위한 팬틸트 그리고 가시광영상을 위한 CCD 카메라로 이루어진다. 선원에 대한 공간분포를 측정하기 위해 스테레오 구조의 장치를 구현하였으며 스테레오 영상획득을 위해 CCD 카메라와 감마선 탐지장치는 각각 2대로 구성하였다. 탐지선원에 대한 분포를 나타내기 위해 감마선 탐지 장치와 가시광 카메라에 대한 보정을 수행하였고, 각각의 카메라에 대한 스테레오 보정을 수행한 후 가시광영상과 감마선영상 중첩을 통해 감마선원에 대한 분포를 나타내었다. 좌, 우 분포영상에 대한 정류화처리 후 스테레오 영상에 대한 가시화결과를 도출하였다.
본 연구에서는 대덕 원자력부지에 위치한 원자력관계시설들에 의한 방사선환경의 안전성을 확인하기 위해, 기체상 및 액체상 유출물에 의한 주민선량평가를 수행하였다. 이를 위해 2010년부터 2012년까지의 3년간 대덕부지의 기상자료 및 환경으로 방출된 선원항 자료를 기반으로 하여 개인 최대피폭선량을 평가, 분석하였다. 기체상 유출물의 대기확산 인자 및 침적인자는 XOQDOQ 전산코드를 이용하여 계산하였다. 기체상과 액체상 방사성물질의 방출에 의한 최대개인선량(이하 개인선량)계산은 각각 ENDOS-G와 ENDOS-L 코드를 사용하였고, 원자력안전위원회 고시 제 2012-29에 제시된 부지당 연간기준치와 비교하였다. 최대피폭지점에서의 개인의 유효선량과 갑상선선량을 계산하였고, 이에 대한 피폭영향에 미치는 기여도를 분석하였다. 그 결과, 최대 피폭연령군은 소아로 평가되었으며 하나로 운영에 의한 영향이 90% 이상 지배적인 것으로 나타났다. 또한 기체상유출물에 의한 주요피폭경로는 섭취와 호흡에 의한 것이며, 유효선량에는 삼중수소가, 갑상선 등가선량에는 방사성옥소가 가장 영향을 많이 미치는 것으로 분석되었다. 선량평가시 기체상유출물이 90% 이상 기여하였고 액체상유출물에 의한 기여도는 상대적으로 낮은 것으로 나타났다. 결과적으로, 대덕부지의 원자력관계시설들에 의한 부지 내 개인선량은 최대 기준치의 3% 이내로 평가되어 환경에 미치는 영향이 매우 적은 것으로 확인되었다.
국내에서 환경정보를 수집하거나 측정하는 공공 기관에서는 주로 웹 서비스 방식으로 환경정보를 제공하고 있거나 서울의 경우처럼 지역 단위로 구분하여 대기 상태를 알려주는 스마트폰 앱 서비스를 제공하고 있다. 그러나 사용자의 위치를 기반으로 관심 정보를 선택적으로 이용할 수 있도록 하는 스마트폰 어플리케이션은 국내외를 막론하고 발표된 사례가 없다. 본 연구에서는 위치기반 서비스와 개인화를 혼합한 위치기반 개인화 기능에 주안점을 두고 방사능 정보를 포함한 대기 환경정보 제공 서비스를 가능하게 하는 스마트폰 앱을 설계한 뒤 시험 구현하고자 하였다. 구현 방식은 HTML5를 이용한 하이브리드 방식을 적용하였다. 이 방법은 웹 언어로 다양한 장치 접근이 가능하며 다양한 플랫폼을 지원이 가능하다. 향후 다양한 환경 정보와 환경정보 콘텐츠에 대한 수요가 증가하게 되면 이에 대응할 수 있는 스마트폰 앱 개발로 예상한다. 본 연구는 향후 환경정보를 제공함에 있어 지역 단위가 아닌 사용자 위치 이용과 관심있는 정보만을 보여주기 위한 서비스의 설계 및 시험 구현이다.
방사성폐기물 유리화 공전 중 용융로 내에서 유리시료를 직접분석 하기 위한 레이저유도 플라즈마분광법(LIBS: Laser Induced Breakdown Spectroscopy)을 개발 중이다. LIBS 시스템을 구성하기 위하여 분광기, 검출기, 레이저 등의 장비들을 구축하였다. 분광기는 CCD(charge coupled device)가 보정되어 내장되어있는 ESA 3000을 레이저는 Q-switched Nd-YAG인 Brilliant로 구매하여 분석시스템을 구축하였다. 구축된 분석시스템 분야별 성능들을 확인하였으며 최적화 연구를 수행하였다. 첫 번째 단계로 Fe가 함유된 시료에 레이저를 주사하였을 때 발광스펙트럼을 측정하였으며 검출기의 지연시간을 변화시켰을 때의 발광스펙트럼의 특성과 이를 이용한 여기온도를 Einstein-Boltzmann 식을 이용하여 계산하였다. 시료에 532nm Nd-YAG 레이저를 주사하고 검출기의 지연시간을 500, 1000, 1500, 2000ns로 변화시켰을 때의 분광선의 intensity 및 여기온도 변화를 분석하였다. 그 결과 검출시간이 1500㎱ 일 때 여기온도는 7820k로 가장 최적의 상태를 확인하였다. 향후 이 시스템은 유리화 실증시설에 적용되어 용융로 외부로의 유리시료 이송 없이 현장에서 유리성분들의 정량분석을 수행할 예정이다.
월악산-속리산 화강암은 SiO2와 알카리(Na2O+K2O) 함량이 높고 CaO와 P2O5는 결핍된 원소 특성을 보인다. 또한 화강암의 알루미나 포화지수는 1.3 이상으로 과알루미나질 특성을 보인다. U과 Th의 평균 함량은 각각 8.3과 39.3 ppm으로서 국내 중생대 화강암 중에서 가장 높은 방사성 원소 함량을 보이며, 화강암의 세계 평균보다 약 2배 정도로 높다. 이러한 높은 방사성 원소 함량 특성은 화강암의 고분화 특성과 대륙지각 기원의 암석 성인에 기인한다. U 또는 Th을 함유하는 방사성 광물은 저어콘, 토라이트, 모나자이트, 제노타임, 퍼구소나이트, 우라니나이트 등이다. 화강암의 Th/U 비 평균값이 5.4로서 지각 평균값과 유사하다는 것은 방사성 원소의 화강암 내 분포가 지각 기원 물질의 마그마 작용에 조절되었음을 의미한다. U과 Th에 대한 Zr, Y, HREE 간의 상관관계로 보아, 방사성 원소는 저어콘이나 모나자이트보다는 주로 제노타임에 포함되어 산출되는 것으로 해석된다.
The transport calculation for a wide variety of radionuclides contained in high-level radioactive waste, especially spent nuclear fuel, is computationally difficult, and input data collection for this also take a considerable amount of time. Accordingly, considering limited resources, it is possible to reduce the calculation time while minimizing impact on accuracy by including only radionuclides important to calculation result through applying some criteria among potential radiation source terms that may release into environment. In this paper, therefore, we reviewed and analyzed the screening process performed to select radionuclides to be considered in the safety assessment for the KBS-3 type repository in Sweden and Finland. In both countries, it was confirmed that a list of radionuclides was selected by comprehensively considering screening criteria such as radioactivity inventory, half-life, radiotoxicity, risk quotient, and transport properties, and etc. A comparison of radionuclides included in the radiological safety assessment in both countries suggests that most of nuclides are considered in common, and a few nuclides considered only in one country are due to differences in decay chain treatment or spent fuel types. As of now, since most of information on the disposal facility in Korea has not been determined, it is necessary to comprehensively model release and transport of all radionuclides considered in Sweden and Finland when performing the radiological safety assessment. Based on these results, we derived the screening concept of selecting a list of radionuclides to be considered in the radiological safety assessment for the domestic KBS-3 type geological disposal facility, and this result is expected to be used as technical basis for confirming conformity with the safety objective. In a more detailed evaluation reflecting domestic characteristics in the future, it would be desirable to consider only radionuclides selected in accordance with the screening procedure. However, further research should be conducted to determine the quantitative limit for each criteria.
한국원자력연구원 내 저장중인 중 저준위방사성폐기물의 안전한 영구처분을 위하여 방사성폐기물처리시설에서는 이들 저장폐기물의 핵종재고량 평가를 위한 드럼핵종분석장치의 도입을 기획하고 있으며, 이 장치를 운영하고 유지보수하기 위한 전용의 평가시설 구축을 추진하고 있다. 이 평가시설 외부에는 제1방사성폐기물저장시설이 인접하여 있으며 내부에는 평가대상드럼들과 드럼핵종분석장치의 밀도보정용 선원 등이 존재함으로 이들이 방사선원항으로 작용하여 평가시설 내 외부의 선량률에 영향을 미치게 된다. 따라서 방사선원항 주변의 콘크리트 구조물에 대한 방사선차폐 영향을 평가하여야 한다. 본 연구에서는 MCNP 코드를 이용하여 해당 방사선원항으로부터 평가시설 내부 방사선관리구역을 둘러싸고 있는 콘크리트 구조물에 대한 방사선 안전성을 평가하였다. 평가결과 현재 고려되고 있는 콘크리트 구조물의 약 30 cm 두께는 해당 방사선원항으로부터의 방사선을 차폐하기에 충분한 것으로 확인되었다.
본 연구는 원자력 시설 해체 시 발생되는 저준위 및 극저준위 폐토양, 점토와 산업부산물인 고로슬래그를 이용하여 방사성 폐기물을 안전하게 담지할 수 있는 비소성 시멘트의 제조 가능성을 평가하고 광물·형태학적 분석을 통하여 생성된 반응 물질에 대하여 고찰하였다. 본 연구에서는 (1) 폐토양, 점토 및 고로슬래그의 특성 분석, (2) 폐토양, 점토 및 고로슬래그를 고화재 및 성분조정제로 이용한 원전 해체 폐기물 담지를 위한 비소성 시멘트 제조 및 최적의 배합 비율 도출, (3) 제조된 비소성 시멘트 고화체의 수화반응 생성물질에 대하여 광물·형태학적 분석 등을 수행하였다. 비소성 시멘트 고화체의 광물·형태학적 분석 결과, 폐토양과 점토는 수화반응 생성물이 관측되지 않았으며, 고로슬래그의 경우 고화체의 강도를 발현시킬 수 있는 수화반응생성물질인 calcium silicate hydrate (CSH), 에트링가이트(ettringite)가 생성되는 것을 확인하였다. 폐토양, 점토를 고화재로 이용한 비소성 시멘트의 재령 28일 후 고화체는 최적의 배합 비율에서 약 3 MPa의 강도를 나타내 처분장 인수기준 압축강도인 3.44 MPa를 만족하지 못하는 것을 확인하였다. 그러나, 고로슬래그를 고화재로 이용한 비소성 시멘트는 모든 실험 조건에서 처분장 인수기준 압축강도를 만족하며, 최적의 배합 비율에서는 약 27 MPa로 높게 나타나는 것을 확인할 수 있었다. 이러한 결과를 통하여 비소성 시멘트 고화재로 고로슬래그, 방사성 핵종에 대한 흡착제 역할로 폐토양 및 점토를 이용한다면 방사성 폐기물 처분을 위한 최적의 비소성 시멘트를 제조할 수 있을 것으로 판단된다.
실제 드럼 내에 존재하는 핵종으로부터 방출되는 감마선을 외부에서 측정하여 그로부터 드럼 내 핵종의 양을 정확하게 분석하기 위해서는 먼저 적절한 교정표준의 선택과 드럼 내 매질의 밀도와 핵종의 분포에 대한 감마선 감쇠보정이 반드시 필요하다. 본 연구에서는 드림 내 핵종의 분석을 위하여 밀도가 다른 두 개의 모델드럼을 이용하였으며 전송선원으로써는 $^{152}Eu$(10 mCi), 표준선원으로는 혼합선원($^{133}Ba,\;^{137}Cs,\;^{60}Co$)을 이용하였다. 그리고 드럼과 검출기 사이의 거리를 달리하면서 모델드럼 내의 표준선원으로부터 나오는 감마선을 계측하여, 감쇠보정이 되지 않은 이 측정값에 3 종류의 감마선 감쇠보정을 각각 수행하였다. 그 결과 밀도가 낮은 드럼에서의 오차는 10 % 이하이었고, 밀도가 높은 드럼에서의 오차는 25 % 이하이었다. 또한 드럼과 검출기사이의 거리가 근거리(70 cm, 드림구획 : 10 segments)일 때, 오차는 원거리(90 cm, 드럼구획 : 8 segments)에서의 오차보다는 낮았는데 이는 상대적으로 1 segment에 대한 부피차이에 기인한 밀도 측정오차가 낮고 감마선의 산란이 낮았기 때문이다.
옥천변성대의 북서부에 위치하는 충주 어래산지역은 신원생대 계명산층과 중생대 화성암류가 분포하고, 계명산층 내에 희토류 광화대가 보고된 바가 있다. 이 논문에서는 희토류 광체의 기원암과 그 분포 및 특성을 파악하기 위해 암상구분에 의한 상세한 지질도를 작성하고, 구성암류의 방사능 값을 측정하였다. 그 결과 신원생대 계명산층의 주요 암상은 변성이질암, 화강암질편마암, 함철규암, 변성심성산성암(호상형, 세립형, 함염기성형, 조립형), 변성화산산성암 등으로 구성되어 있고, 이를 관입하는 중생대 화성암류는 페그마타이트, 흑운모화강암, 반려암, 섬록암, 염기성 암맥 등으로 구분된다. 계명산층의 구성암류는 주로 동북동 방향의 대상분포를 보이고, 함염기성형 변성심성산성암의 분포는 이전 연구자에 의해 작성된 희토류 광체의 분포와 매우 유사하다. 그리고 중생대 흑운모화강암은 기존 연구결과와 달리 어래산지역의 전역에 광범위하게 분포한다. 또한 함염기성형 변성심성산성암은 연구지역의 구성암류 중에 가장 높은 방사능 값의 범위(852~1217 cps)와 평균값(1039 cps)을 보인다. 노두별 방사능 값의 최대 밀도를 보이는 분포영역은 또한 함염기성형 변성심성산성암의 분포 영역과 일치한다. 이는 함염기성형 변성심성산성암이 희토류 광체의 기원암일 가능성을 지시한다.
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[게시일 2004년 10월 1일]
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