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원전해체 시 콘크리트 구조물 절단을 위한 밀기형 절단장치 개발
Development of the Pushing Type Cutting Device to Dismantle Concrete Structure for Decommissioning of Nuclear Power Plant 원문보기

Journal of nuclear fuel cycle and waste technology = 방사성폐기물학회지, v.18 no.1, 2020년, pp.103 - 111  

이봉재 ((주)세종이엔씨) ,  권용규 ((주)세종이엔씨) ,  홍창동 ((주)세종이엔씨) ,  이동원 ((주)세종이엔씨) ,  민경남 ((주)세종이엔씨)

초록
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콘크리트 구조물 절단에 사용되고 있는 다이아몬드 와이어 쏘가 장착된 당김형 절단 장치의 단점을 개선하여 밀기형 절단장치를 개발하였다. 개발된 밀기형 절단장치에는 먼지 집진 커버가 부착되며 마찰열을 냉각하기 위한 건식이나 습식방법을 선택할 수 있다. 개발된 절단장치의 동작특성과 집진 먼지의 누설률 측정을 실험하였다. 시험결과 원활한 동작특성을 보였으며, 먼지의 누설률은 1.7%인 것으로 나타났다. 개발된 절단장비를 사용하여 생물학적 차폐 콘크리트 절단 시 작업자의 내부 피폭선량을 평가하였다. 보수적 평가를 위해 노심 중심부분을 절단하는 경우를 가정하였다. 비방사능이 99.5 Bq·g-1인 누설 먼지로 인해 반면마스크를 착용한 작업자의 예탁유효선량은 0.25 mSv로 평가되었다. 개발된 밀기형 절단장비 사용 시 미량의 먼지 누설률로 인해 작업자의 방사선 피폭이 저감되며, 사용의 편리성으로 세부 절단 계획을 수립할 수 있어 방사성 콘크리트 폐기물 감량에도 기여할 수 있다. 따라서 원전의 방사화된 생물학적 차폐 콘크리트를 비롯하여 철근 콘크리트 구조물 해체 작업 시 절단 장비로서 사용될 수 있을 것이다.

Abstract AI-Helper 아이콘AI-Helper

Pulling-type cutting devices, which use a diamond wire saw, have been used generally for cutting concrete structures. In this study, a pushing-type cutting device with a collection cover was developed by overcoming the disadvantages of pulling-type devices. In this device, dry or liquid methods can ...

주제어

AI 본문요약
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문제 정의

  • 집진커버 내부에 집진된 먼지의 누설률을 실험하기 위하여 텐트를 이용하여 가로, 세로, 높이가 각각 4 m × 6 m × 5 m의 실험공간을 구성하였다. 공기 시료채취기의 설치와 먼지 시료의 채취는 관련 전문 업체에 의뢰하여 수행하였다. 누설되는 먼지의 시료를 채취하기 위하여 실험 공간의 내부 위치와 외부 위치에 시료채집 필터가 장착된 공기시료채취기를 1대씩 설치하였다.
  • 본 연구에서는 원전 부지 내 콘크리트 구조물과 건축물, 교량 등의 일반 콘크리트 구조물의 해체 및 철거 작업 시 현재 사용되고 있는 당김형 절단장치의 단점을 개선하여 다이아몬드 와이어 쏘의 내구성을 향상시키며, 누설되는 먼지를 최소화하여 작업자와 주변 주민의 안전이 확보된 밀기형(Pushing type) 콘크리트 구조물 자동 절단 장치를 국내 최초로 설계·제작하고자 한다.

가설 설정

  • 개발된 밀기형 절단장비를 사용하여 작업자가 생물학적 차폐 콘크리트를 절단하는 작업을 수행할 때 집진커버에서 누설되는 먼지를 호흡기를 통해 흡입하였을 경우 작업자의 예탁유효선량을 평가하기 위하여 가장 보수적인 작업 조건인 코어의 중심부분을 절단하는 경우를 가정하였다. Fig.
  • 작업자는 반면마스크를 착용하고 작업공간 25 m3에서 근무시간 8시간 중 5시간 절단작업에 종사하는 것으로 가정하였다. 또한 제작된 장비를 사용하여 생물학적 차폐 콘크리트 절단 작업 시 작업공간으로 누설되는 먼지는 작업공간에 균일하게 퍼지는 조건으로 가정하였다. 이러한 조건 하에서 노심 중심부분을 절단하는 작업 중에는 작업장의 공기중 방사능농도는 5.
  • 중성자에 의해 방사화된 영역은 노심 부분을 기준으로 노심 중심부분과 기타 다른 부분으로 나누고, 방사화 부분의 크기는 노심의 중앙을 기준으로 높이, 길이와 두께가 1 m인 것으로 가정하였다. 방사화 영역의 총 무게는 570톤으로 노심 중앙부분의 무게는 약 64톤, 기타 다른 부분의 무게는 약 506톤인 것으로 가정하였다. MCNP 6과 ORIGEN 코드를 이용하여 계산한 결과 각 부분의 방사능량은 6.
  • 033 mSv로 평가되었다. 본 연구에서는 가장 보수적인 상황을 가정하여 평가한 결과이다. 실제로는 발생할 수 없는 사건으로 생각된다.
  • 1 × 10-9 Sv/Bq이다[11]. 작업자는 반면마스크를 착용하고 작업공간 25 m3에서 근무시간 8시간 중 5시간 절단작업에 종사하는 것으로 가정하였다. 또한 제작된 장비를 사용하여 생물학적 차폐 콘크리트 절단 작업 시 작업공간으로 누설되는 먼지는 작업공간에 균일하게 퍼지는 조건으로 가정하였다.
  • 최근 문헌에서 고리 1 발전소의 운전 정지 후 10년간의 냉각시간이 지난 후 생물학적 차폐 콘크리트의 방사능량을 계산하였다. 중성자에 의해 방사화된 영역은 노심 부분을 기준으로 노심 중심부분과 기타 다른 부분으로 나누고, 방사화 부분의 크기는 노심의 중앙을 기준으로 높이, 길이와 두께가 1 m인 것으로 가정하였다. 방사화 영역의 총 무게는 570톤으로 노심 중앙부분의 무게는 약 64톤, 기타 다른 부분의 무게는 약 506톤인 것으로 가정하였다.
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참고문헌 (13)

  1. Los Alamos National Laboratory (LANL), "MCNP: A General Monte Carlo N-Particle Transport code, Version 5", LA-CP-03-0245, US (2003). 

  2. R.A. Forrest, "European Activation System:EASY-2007", European Atomic Energy Community (EURATON) & United Kingdom Atomic Energy Authority (UKAEA), UKAEA-FUS-533, UK (2007). 

  3. I.C. Gauld, O.W. Hermann, and R.W. Westfall, ORIGEN-S: SCALE System Module to Calculate Fuel Depletion, Actinide Transmutation, Fission Product Buildup and Decay, and Associated Radiation Source Terms, ORNL/TM-2005/39, Ver.6 Vol. II Sect. F7, Oak Ridge National Laboratory (2013). 

  4. G.Y. Cha, S.Y. Kim, J.M. Lee, and Y.S. Kim, "The Effects of Impurity Composition and Concentration in Reactor Structure Material on Neutron Activation Inventory in Pressurized Water Reactor", J. Nucl. Fuel Cycle Waste Technol., 14(2), 91-100 (2016). 

  5. J.Y. Yoon and Y.H. Hwang, "Study on Activation Evaluation of Kori unit 1 Bioshield Concrete", Proc. of the KRS 2019 Spring Conference, 17(1), 259-260, May 8-10, 2019, Pusan. 

  6. KOREA Nuclear Safety and Security Commission, "regulation Concerning the disposal of Radioactive Waste Classification and its own Criteria", Notification 2017-65 of KOREA Nuclear Safety and Security Commission (2017). 

  7. C.S. Cheon and C.L. Kim, "The Dismantling and Disposal Strategy of a Biological Shield for Minimization of Radioactive Concrete Waste During Decommissioning of a Nuclear Power Plant", J. Nucl. Fuel Cycle Waste Technol., 15(4), 355-367 (2017). 

  8. K.S. Park, H.S. Im, H.D. Sohn, and J.Y. Yoon, "A Study for Dismantling Method of Bio-shield in Kori Unit 1 Nuclear Power Plant", Proc. of the KRS 2019 Spring Conference, 17(1), 261-262, May 8-10, 2019, Pusan. 

  9. G.H. Kim, T.H. Kim, B.S. Choi, K.S. Jeong, D.H. Hyun, and J.K. Moon, "Radiological Assessment of the Dose Distribution Around Reactor Pressure Vessel", Asian J. Chem., 25(12), 7047-7050 (2013). 

  10. Korea Atomic Energy Research Institute, "Internal Dosimetry Procedures", RSC-Internal Exposure (2015). 

  11. International Commission on Radiological Protection, "Dose Coefficients for Intakes of Radionuclides by Workers", ICRP Publication 68, Ann. ICRP 24(4) (1994). 

  12. Thomas E. Johnson, Introduction to Health Physics, 4th ed. 615, McGraw-Hill Medical Publishing Press, New York (2017). 

  13. B.S. Lee, "Management of Decommissioning Waste from Nuclear Power Plant", 2015 Autumn Workshop of Korean Radioactive Waste Society (Workshop for Current Status and Prospect of Technology Development of NPP Decommissioning), Pusan, Korea (2015). 

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