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경.중수로 연계 핵연료 주기 (DUPIC)관련 핵물질 보장조치 (Safeguards)
나원우,이용덕,차홍렬,김호동,홍종숙,박현수 한국원자력학회 1995 Nuclear Engineering and Technology Vol.27 No.3
경·중수로 연계 핵연료 주기 (Direct Use of Spent PWR Fuel in CANDU : DUPIC ) 기술개발의 핵물질 보장조치(Safeguards)는 경수로 사용후 핵연료를 중수로에 재 활용하기 위한 DUPIC 공정에 대한 최적 보장조치 시스템을 구축하여, 국제 원자력 기구(IAEA) 및 국제 원자력 사회에서 핵 투명성확보 및 신뢰도를 향상시키는 것을 기술개발의 목적으로 하고 있다. DUPIC 공정은 고립된 차폐시설내의 고준위 방사선장 하에서 가동되므로 타 시설에 비해 핵 물질 전용 가능성은 희박하지만, 전 공정이 원격제어 되야 하고, 조업조건이 정복해야 하므로 기존의 보장조치 기술보다 더욱 발전된 계량관리시스템, 측정시스템 및 감시시스템 등을 개발하여야 한다. 이를 위해 본 연구에서는 각 항목에 대한 요소 분석 및 각 항목별 향후 연구방향에 대해 분석하였다. DUPIC 공정 전반에 대한 핵물질 계량관리를 위해 물질수지구역 (Material Balance Area : MBA) 및 주요측정 지점 (Key Measurement Point : KMP )을 설정하여 각 측정지점별 측정방법 및 재고검증(Inventory Verification) 방법을 분석하였다. 최적 측정시스템을 개발하기 위해 적용 가능한 비파괴분석 방법들을 분석한 결과, 핵분열성 물질 함량을 정량적으로 측정할 수 있는 수동적 중성자 측정법이 가장 적합하다는 결론을 얻었다. 또한, 감시시스템을 개발하기 위해 전용전략의 주요 요소 및 전용경로 등을 분석하였으며, 핵물질 및 시설에 대한 물리적 방호체제를 DUPIC시설에 적용하기 위하여 물리적 방호에 필요한 방호체제 요소를 분석하여 DUPIC 시설을 위한 가상적인 방호체제를 구축하였다.
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나원우,박완수,박수진,최영명 한국비파괴검사학회 2004 학술대회 논문집 Vol.- No.-
그동안 감마선 조사기의 차폐체로 사용되는 감손우라늄에 대해 원자력법에 의한 핵물질 계량관리 보고체계가 구축되어 있지 않아 정확한 실태가 파악되지 않고 있다. 국제원자력기구는 기존 안전조치 하에서 소량 핵물질 이용 산업체 현황을 파악하여 보고할 것을 요구하였고, 정부는 42개의 비파괴검사 업체에 대한 정보를 1999년에 신고한 바 있다. 국제원자력기구는 이런 산업체들을 시설외지점(LOF)으로 지정하고 일부 사업소를 방문하여 감손우라늄 현황을 파악하였다. 정부는 국제원자력기구가 제안한 안전조치 강화방안인 추가의정서에 1999년에 서명하고, 2004년 2월 9일에 국외의 비준을 받고 국제원자력기구에 제출하여 2004년 2월 19일에 발효하였다. 추가의정서에 따르면 비원자력 용도인 일반 산업체에서 사용되고 있는 감손우라늄 및 면제핵물질 등의 소량 핵물질에 대해서도 정보를 제공하도록 하고 있다. 정부는 비원자력 용도의 감손우라늄의 양, 용도 및 위치에 대한 정보관리체제를 구축 중에 있다. Depleted uranium used in gamma ray irradiator as the shielding material was not completely investigated and properly reported by the Atomic Energy Act until now. The IAEA required to report the status of the companies using small amount of uranium and information for 42 NDT companies was declared in 1999. And IAEA inspector visited some company to confirm their declarations. The Additional Protocol proposed as the strengthened safeguards system by the IAEA, which was ratified through the national assembly on February 9, 2004, and was entered into force on February 19, 2004. The government is investigating the amount, purpose and location of depleted uranium in the area of non-nuclear use.
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Performance Test of the Ultralow Background Gamma-Ray Measurement Sytem
Lee,Young-Gil,Na,Won-Woo 대한방사선 방어학회 1997 방사선방어학회지 Vol.22 No.3
환경시료 및 Swipe시료에서 방출되는 감마선을 측정·분석하기 위하여 극저준위 백그라운드 감마선 측정시스템을 설치하였다. 본 측정시스템은 백그라운드를 저감하기 위해 극저방사능 물질로 구성된 수동적 차폐방법, 우주선 영향을 차단하기 위한 역동시 측정법, 그리고 공기중 방사성 핵종인 라돈가스를 시스템 내부에서 제거하는 방법 등을 적용하고 있다. 적용된 백그라운드 저감법에 대한 성능시험 결과, 실험실 조건의 백그라운드 준위가 관심 대상 에너지 영역(50 keV∼2 MeV)에서 10?? order 정도로 저감되었다.그리고 미신고 핵활동을 탐지하기 위한 관심 대상 핵종의 감마선 에너지 영역에서 평가된 시스템의 최소검츨하한(MDA)값은 환경시료 분석에 적합한 것으로 평가되었다. 그러나 저에너지 영역에서는 여전히 우주선에 의한 중성자 영향이 백그라운드 요인으로 작용하고 있는 것으로 분석되었다. Ultralow background gamma-ray measurement system was installed to measure and analyze gamma-rays emitted from environmental and swipe samples. The background reduction techniques applied on this system are the passive shielding to surround the HPGe detector, an active external anticosmic shield to shield cosmic-rays and the nitrogen gas supply to minimize the introduction of ubiquitous radon decay nuclei. The performance test result showed that the system background at energies between 50 keV and 2 MeV is reduced about 10?? order and the MDA is so low as to be suitable for the environmental sample analysis. But it is appeared that the neutron produced by cosmicray increases the background at low energy region.
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CANDU형 사용후 핵연료 다발 일련번호 확인을 위한 육안검사 장치 개발 및 적용
박승식,윤완기,이영길,나원우,곽은호 韓國非破壞檢査學會 1999 한국비파괴검사학회지 Vol.19 No.2
월성 1호기 완전의 경우에, 사용후 핵연료 저장조 공간을 확보하기 위해서 약 7년 동안 저장조에서 냉각된 사용후 핵연료를 건식저장고로 매년 이송하고 있다. 년간 2개월이 소요되는 핵연료 이송은 국제원자력기구와 국가의 핵물질 계량 관리검사를 위한 많은 인력과 비용을 필요로 하는 공정이다. 사용후 핵연료 일련번호 확인은 고방사선장인 약 6m깊이의 저장조속에서 진행되어야 하므로 검사 장비의 유지와 운영이 어렵다. 이 조건에서 CANDU형 사용후 핵연료 다발 일련번호를 확인할 수 있는 장치를 설계·제작하여, 국가 안전 조치 검사현장에 적용하였다. 본 육안검사 장치는 간단한 조작에 의해 수조속의 사용후 핵연료 다발 일련번호를 한정된 검증 시간내에 정확히 읽을 수 있었고, 간편하게 운영될 수 있었다. 안전 조치 검사관은 본 장치를 이용하여 검증 활동을 효과적으로 수행할 수 있는 검사 장비인 것으로 평가되었다. 본 육안검사 장치는 일련번호 확인의 정확성과 재현성 그리고 운영상의 편리성 등에서 기존 장치에 비해 좋은 결과를 보여 주었다. SCAI(spent CANDU fuel bundle serial number identifier) was developed to read serial numbers of spent fuel bundles in the spent fuel storage. For the purpose of effectively identifying the serial number of fuel bundle, SCAI was composed of underwater camera & light part, guiding & supporting part and control & monitor part. So it is easy to assemble and disassemble, and operate,. It was tested to read serial numbers of spent fuel bundles loaded in basket during the recent spent fuel transfer campaign at Wolsong Unit 1. And it was also applied to read serial numbers of spent fuel bundles discharging from the initial core at Wolsong Unit 3 by slight change of camera and light. Inspectors could easily operate SCAI after several practices in the storage pond, which was a user friendly. And SCAI provided clear and immediate picture for identification of serial numbers of spent fuel bundles. It was interally evaluated that SCAI greatly contributed to cut inspection efforts for national and international safeguards at Wolsong power plant.
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