원전 해체폐기물 처분을 위한 사전 핵종분석 방사선 계측기 개발 Development of radionuclide analysis detector for disposal of radioactive waste from nuclear power plant decommissioning원문보기
2011년 3월 일본 Fukushima Daiichi 원자력 발전소의 폭발사고 발생으로 인해 원전의 위험성이 제기되면서 국내에서도 원전 건설 중단 논란과 함께 약 10년 이내에 설계 수명이 만료하는 노후 원전의 해체에 대한 사회적인 관심도 확산되고 있다. 원전해체 과정에서는 약 6200톤(약 14,000드럼)의 다량의 해체폐기물이 발생하며 해체폐기물에 대한 처리 및 관리는 수많은 인력과 비용적인 문제를 야기하고 있다. 원전해체 시 감마선의 경우 높은 에너지 ...
2011년 3월 일본 Fukushima Daiichi 원자력 발전소의 폭발사고 발생으로 인해 원전의 위험성이 제기되면서 국내에서도 원전 건설 중단 논란과 함께 약 10년 이내에 설계 수명이 만료하는 노후 원전의 해체에 대한 사회적인 관심도 확산되고 있다. 원전해체 과정에서는 약 6200톤(약 14,000드럼)의 다량의 해체폐기물이 발생하며 해체폐기물에 대한 처리 및 관리는 수많은 인력과 비용적인 문제를 야기하고 있다. 원전해체 시 감마선의 경우 높은 에너지 분해능과 상대 효울에 따라 좋은 감도를 갖는 고순도 게르마늄 감마핵종분석기를 이용하고 있지만 긴 작동시간과 측정으로 교차오염 발생 및 고에너지 준위로 인한 피폭의 초동대응이 불가능하다. 이에 따라 원전해체 현장에서 빠른 분석을 통한 신속분류가 가능하고 현장 분류를 통한 교차오염 및 피폭사고 방지를 위한 시스템의 개발이 필요하며, 본 연구에서는 섬광검출기를 이용하여 현장형 핵종분석 방사선 검출기를 제작하였다. 실험결과 CsI:Tl 섬광체에서 가장 좋은 에너지 분해능 및 에너지 선형성 특성을 갖는 것을 확인하였으며 Cs-137의 경우 모든 섬광체에서 검출한계 농도가 측정시간 600초 내에 40Bq/L 이하로 검출되는 것을 확인되었다. 이는 원자력안전위원회 고시에 따른 자체처분 허용농도가 100Bq/L인 것을 감안하였을 때, 원전해체 현장에서 감마핵종 방사성폐기물의 신속분류를 위한 사전 핵종분석 및 규제해제 가능성을 확인하였으며 원전해체 시 발생하는 감마핵종에 대해서 기존에 운용되었던 고순도 게르마늄 감마핵종분석기를 대체하여 현장에서 사용할 수 있을 것으로 기대된다.
2011년 3월 일본 Fukushima Daiichi 원자력 발전소의 폭발사고 발생으로 인해 원전의 위험성이 제기되면서 국내에서도 원전 건설 중단 논란과 함께 약 10년 이내에 설계 수명이 만료하는 노후 원전의 해체에 대한 사회적인 관심도 확산되고 있다. 원전해체 과정에서는 약 6200톤(약 14,000드럼)의 다량의 해체폐기물이 발생하며 해체폐기물에 대한 처리 및 관리는 수많은 인력과 비용적인 문제를 야기하고 있다. 원전해체 시 감마선의 경우 높은 에너지 분해능과 상대 효울에 따라 좋은 감도를 갖는 고순도 게르마늄 감마핵종분석기를 이용하고 있지만 긴 작동시간과 측정으로 교차오염 발생 및 고에너지 준위로 인한 피폭의 초동대응이 불가능하다. 이에 따라 원전해체 현장에서 빠른 분석을 통한 신속분류가 가능하고 현장 분류를 통한 교차오염 및 피폭사고 방지를 위한 시스템의 개발이 필요하며, 본 연구에서는 섬광검출기를 이용하여 현장형 핵종분석 방사선 검출기를 제작하였다. 실험결과 CsI:Tl 섬광체에서 가장 좋은 에너지 분해능 및 에너지 선형성 특성을 갖는 것을 확인하였으며 Cs-137의 경우 모든 섬광체에서 검출한계 농도가 측정시간 600초 내에 40Bq/L 이하로 검출되는 것을 확인되었다. 이는 원자력안전위원회 고시에 따른 자체처분 허용농도가 100Bq/L인 것을 감안하였을 때, 원전해체 현장에서 감마핵종 방사성폐기물의 신속분류를 위한 사전 핵종분석 및 규제해제 가능성을 확인하였으며 원전해체 시 발생하는 감마핵종에 대해서 기존에 운용되었던 고순도 게르마늄 감마핵종분석기를 대체하여 현장에서 사용할 수 있을 것으로 기대된다.
In 2011, an explosion at the Fukushima Daiichi nuclear power plant in Japan raised the issue of nuclear power plant risks. The nuclear power plant in Korea expires within about 10 years, and interest in dismantling nuclear power plants is increasing. The nuclear decommissioning generates a large amo...
In 2011, an explosion at the Fukushima Daiichi nuclear power plant in Japan raised the issue of nuclear power plant risks. The nuclear power plant in Korea expires within about 10 years, and interest in dismantling nuclear power plants is increasing. The nuclear decommissioning generates a large amount of decommissioning waste of about 6200tons (about 14,000drums), and the management of decommissioning wastes causes a lot of manpower and cost problems. In the nuclear dismantling process, HPGe detector is used for gamma ray measurement, but cross-contamination between radioactive waste occurs due to operation time and measurement time. Accordingly, it is necessary to develop a detection system that can be quickly analyzed and immediately classified in the field. In this study, a field-type radionuclide radiation detector was constructed using a scintillation detector. As a result, it was confirmed that the CsI :Tl scintillator had the best energy resolution and energy linearity characteristic. Considering that the self-disposable allowable concentration according to the notification of the Nuclear Safety Committee is 100 Bq/L, it is expected to be used on-site as a substitute for the high-purity germanium gamma nucleus analyzer used for the analysis of gamma nuclides generated during nuclear dismantling.
In 2011, an explosion at the Fukushima Daiichi nuclear power plant in Japan raised the issue of nuclear power plant risks. The nuclear power plant in Korea expires within about 10 years, and interest in dismantling nuclear power plants is increasing. The nuclear decommissioning generates a large amount of decommissioning waste of about 6200tons (about 14,000drums), and the management of decommissioning wastes causes a lot of manpower and cost problems. In the nuclear dismantling process, HPGe detector is used for gamma ray measurement, but cross-contamination between radioactive waste occurs due to operation time and measurement time. Accordingly, it is necessary to develop a detection system that can be quickly analyzed and immediately classified in the field. In this study, a field-type radionuclide radiation detector was constructed using a scintillation detector. As a result, it was confirmed that the CsI :Tl scintillator had the best energy resolution and energy linearity characteristic. Considering that the self-disposable allowable concentration according to the notification of the Nuclear Safety Committee is 100 Bq/L, it is expected to be used on-site as a substitute for the high-purity germanium gamma nucleus analyzer used for the analysis of gamma nuclides generated during nuclear dismantling.
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