공개문제 방사선관리기술사 68회 2002년도 4교시

1. 방사성폐기물 처분장의 부지 선정시 제외되는 지역을 다섯가지 이상 제시하시오.

 

 

• 활성 단층 지역 (Active Fault Zones): 지진 활동으로 인해 처분 시설의 구조적 안정성이 위협받거나, 지하수의 흐름이 예측 불가능하게 변하여 방사성 물질의 누출 위험이 있는 지역은 제외됩니다.
• 화산 활동 지역 (Volcanic Activity Zones): 화산 분출이나 마그마 활동으로 인해 처분장이 직접적인 영향을 받거나 지질 환경이 불안정해질 수 있는 지역은 제외됩니다.
• 수문학적으로 복잡하거나 취약한 지역 (Hydrologically Complex or Vulnerable Areas): 지하수 흐름이 복잡하거나 빠르며, 방사성 핵종이 쉽게 확산될 수 있는 대수층(aquifer) 상부, 또는 지표수 오염 위험이 높은 강이나 호수 인접 지역은 제외됩니다.
• 광물 자원 및 지열 자원 개발 가능성이 높은 지역 (Areas with High Potential for Mineral or Geothermal Resources): 미래의 자원 개발 활동으로 인해 처분장이 훼손될 가능성이 있거나, 처분장의 장기적인 안정성을 방해할 수 있는 지역은 제외됩니다.
• 급경사지 또는 산사태 위험 지역 (Steep Slopes or Landslide Prone Areas): 지반 침식, 산사태 등으로 인해 처분 시설의 안정성이 위협받을 수 있는 지역은 제외됩니다.
• 인구 밀집 지역 또는 개발 제한 구역 (Densely Populated Areas or Restricted Development Zones): 처분장 운영 및 사고 발생 시 인구 밀집 지역에 미칠 수 있는 영향이 크므로, 이들 지역으로부터 충분히 떨어진 곳이어야 합니다. 또한, 국립공원, 문화재 보호구역 등 법적으로 개발이 제한된 지역은 처분장 부지로 부적합합니다.
• 지하 공동(동굴 등)이 존재하는 지역 (Areas with Underground Cavities or Caves): 자연적으로 형성된 동굴이나 인위적으로 생성된 채굴 공동 등이 존재하는 지역은 지반의 안정성이 낮고 지하수 흐름이 예측 불가능하여 방사성 핵종의 이동 경로가 될 수 있으므로 제외됩니다.
• 침식 속도가 빠른 지역 (Areas with High Erosion Rates): 지표면 침식이나 풍화 작용이 활발하여 처분 시설의 상부 구조나 지질학적 차폐 기능이 장기적으로 손상될 수 있는 지역은 제외됩니다.

 

 

2. 사용후 핵연료는 방사성 붕괴열을 제거하기 위하여 원자로에서 방출된 이후 상당기간 발전소내에 저장한다. 저장조의 용량이 부족할 때 발전소내에서 취할 수 있는 조치 또는 방법을 다섯가지 기술하시오.단, 특정 저장용기명의 나열은 해당 안됨.

 

 

• 고밀도 저장 (High-Density Racking): 기존 사용후 핵연료 저장 수조 내의 저장랙 간격을 줄여 더 많은 핵연료 집합체를 저장할 수 있도록 재배치하는 방법입니다. 중성자 흡수재가 포함된 신형 저장랙을 사용하여 핵연료 간의 중성자 상호작용을 억제하면서 저장 밀도를 높일 수 있습니다.
• 건식 저장 시설 증설 (Expansion of Dry Storage Facilities): 습식 저장조의 용량이 한계에 도달했을 때, 발전소 부지 내에 건식 저장 시설(Dry Storage Casks 또는 Independent Spent Fuel Storage Installation, ISFSI)을 추가로 건설하여 사용후 핵연료를 저장하는 방법입니다. 건식 저장은 공기나 불활성 기체를 이용하여 핵연료의 붕괴열을 제거하며, 장기 저장에 유리합니다.
• 저장조 확장 또는 신규 건설 (Expansion or New Construction of Wet Storage Pools): 기존 습식 저장조의 구조를 보강하거나, 추가적인 습식 저장조를 건설하여 저장 용량을 늘리는 방법입니다. 이는 대규모 토목 공사와 안전성 평가가 필요하며, 많은 시간과 비용이 소요될 수 있습니다.
• 수송 및 외부 저장 (Transportation to Off-site Storage): 사용후 핵연료를 다른 발전소나 중앙 집중식 중간 저장 시설(예: 국가 차원의 중간 저장소)로 수송하여 저장 용량을 확보하는 방법입니다. 이는 사용후 핵연료 수송에 대한 엄격한 규제와 안전 절차를 따라야 합니다.
• 연료 재장전 주기 연장 (Extension of Fuel Cycle Length): 원자로의 운전 방식을 변경하여 연료를 교체하는 주기를 연장하는 방법입니다. 이는 원자로 내에서 핵연료를 더 오랫동안 사용함으로써, 사용후 핵연료의 발생량을 줄여 저장 필요성을 늦추는 효과를 가져옵니다

 

 

3. 방사성물질등의 포장 및 운반에 관한 규정에서 요구하고 있는 방사성물질 운반용기의 일반 기술기준을 다섯가지 이상 기술하시오.

 

 

• 견고성 및 내구성 (Robustness and Durability): 운반용기는 정상적인 운반 조건(진동, 온도 변화, 충격 등)과 경미한 사고 조건에서도 방사성물질을 안전하게 격리하고 보호할 수 있도록 충분히 견고하고 내구성이 있어야 합니다.
• 밀봉성 (Containment): 운반용기는 내용물이 외부로 누출되지 않도록 밀봉성이 유지되어야 합니다. 특히 액체 또는 기체 방사성물질의 경우, 미량의 누출도 허용되지 않는 수준의 엄격한 밀봉 성능이 요구됩니다.
• 방사선 차폐 (Radiation Shielding): 운반용기의 외부 표면에서의 방사선량률이 운반 규정에서 정하는 기준치 이하가 되도록 충분한 차폐 기능을 갖추어야 합니다. 이는 운반에 종사하는 작업자와 일반 대중의 피폭을 최소화하기 위함입니다.
• 열 관리 (Heat Management): 방사성물질에서 발생하는 붕괴열을 효율적으로 발산하여 용기 내부의 온도가 허용 가능한 수준을 초과하지 않도록 설계되어야 합니다. 이는 내용물의 손상 방지 및 용기의 구조적 건전성 유지에 중요합니다.
• 임계 안전성 (Criticality Safety): 핵분열성 물질(예: 우라늄, 플루토늄)을 운반할 경우, 운반용기 내외부에서 핵분열 연쇄반응이 발생하지 않도록 임계 안전성이 확보되어야 합니다. 이는 용기의 기하학적 형상, 중성자 흡수재 사용 등을 통해 달성됩니다.
• 고정 및 봉인 가능성 (Ability to be Secured and Sealed): 운반용기는 운반 중 내용물이 움직이거나 이탈하지 않도록 고정될 수 있어야 하며, 무단 개봉을 방지하기 위한 봉인 장치를 갖추어야 합니다.
• 취급의 용이성 (Ease of Handling): 운반용기는 설계 시 취급의 용이성을 고려하여, 적절한 리프팅 및 고정 장치를 갖추고 있어야 합니다. 이는 운반 과정에서 발생할 수 있는 사고 위험을 줄이는 데 기여합니다.
• 식별성 (Identifiability): 운반용기에는 내용물의 종류, 방사능 수준, 위험 등급, 운반물 유형 등을 명확하게 식별할 수 있는 표시 및 라벨이 부착되어야 합니다.

 

 

4. 90Sr로 오염된 액체 폐기물 5×10^8 ℓ 를 이온교환 수지로 처리하고자 한다. 이 폐기물의 방사능 농도를 2 μCi/㎖이라 하고 수지의 유효 교환용량을 1.6 mole/ℓ라면 전체 폐기물을 처리하는데 필요한 최소한의 수지양은 얼마인가 ? 

 

농도

(2 μCi/㎖)×(5×10^8 ℓ)×(1000 ㎖/ℓ) = 2×10^5 Ci

단위변경 1Ci = 37GBq

2×10^5 Ci×(3.7×10^10 Bq/Ci)=7.4×10^15 Bq

붕괴상수 90Sr의 반감기는 약 28.8년

In(2) / 28.8년 = 0.02406 년−1 = 7.629×10−10 초−1

총 원자수 (방사능=붕괴상수X개수)

7.4×10^15 Bq / 7.629×10−10 초−1 = 9.699×10^24 개

몰수계산 ( 6.022×1023 mol−1)

9.699×10^24 개 / 6.022×1023 mol−1 = 16.106 mol

수지양 계산

16.106 mol / 1.6 mole/ℓ = 10.066 ℓ

 

5. 어떤 환자에게 35S 2.0μCi를 투여하였다. 투여후 bioassay법으로 환자의 배설물을 분석한 결과 20일후 체내잔류량이 1 μCi라는 결과를 얻었다. 35S는 0.169MeV의 β를 방출하며 물리적 반감기가 88일이다. 아래의 물음에 답하시오.

 

(1) 유효 반감기를 계산하시오. 

 

1 μCi = 2.0μCi X e^(-유효붕괴상수 X 20일)

0.5 = e^(-유효붕괴상수 X 20일)

In(0.5) = - 유효붕괴상수 X 20일

유효붕괴상수 = - In(0.5) / 20일 = 0.03465 일−1

반감기 = In(2) / 0.03465 일−1 = 20일

 

(2) S가 전신에 균등하게 분포한다면 초기의 선량 당량률은 얼마인가 ? (환자의 체중은 76kg 이다)

 

방사능 단위변환

2.0μCi X 37GBq = 7.4×10^4 Bq

에너지 단위 변환

0.169MeV X 1.6 X 10^-13J = 2.704×10−14 J/붕괴

흡수선량률

[7.4×10^4 Bq X 2.704×10−14 J/붕괴] / 76kg = 2.632×10^−11 Gy/s

선량당량 베타선 가중치 1

2.632×10^−11 Gy/s X 1 = 2.632×10^−11 Sv/s

시간당

2.632×10^−11 Sv/s X 3600s/1h = 0.09475 μSv/시간

 

(3) 예탁선량은 얼마인가 ? 

 

평균수명 = 반감기X1.44

2.632×10^−11 Sv/s X 20일 X 1.44 = 65.5 μSv

 

6. 유효체적이 100㎤인 전리함이 표준상태의 건조공기로 충전되어 있다. 이 전리함을 사용하여 방사선장을 측정하니 15mR의 조사선량을 나타내었다.

 

(1) 유효체적내에 만들어진 이온쌍의 수는 얼마인가 ? 공기의 일함수는 34 eV이다.

 

조사선량 단위변경 ( 1 R=2.58×10−4 C/kg )

15×10^−3 R=15×10^−3×(2.58×10^−4 C/kg) = 3.87×10^−6 C/kg

건조공기 밀도계산 ( 표준상태(STP): 0℃ (273 K), 1기압 (760 mmHg)

원래는 저거지만 ( 1.29×10−3 g/cm3 로 계산)

(1.29×10−3 g/cm3)×(100 cm3) = 0.129 g = 1.29×10^−4 kg

유효체적내 총 생성 전하량 계산

(3.87×10^−6 C/kg)×(1.29×10^−4 kg) = 4.9923×10^−10 C

공기의 일함수는 34 eV 지만 C을 eV로 바꿀수없다.

기본 개념 1e = 1.6 x 10^-19c 을 생각해야된다

기본 개념 정리

1 eV=1.6×10^−19 J 이걸 풀어서 쓰면

1e X 1V = 1.6×10^−19 J 이걸 다른말로하면 ( 1e = 1.6×10^−19 C)

1.6×10^−19 C X 1V = 1.6×10^−19 J

1 R = 2.58×10^−4 C/kg의 전하를 생성하고, 0.00877 J/kg의 에너지를 흡수

0.00877 J/kg / 2.58×10^−4 C/kg = 34 J/C

34 J/C X 1.6×10^−19 C/e = 5.44×10^−18 J/e = 34 eV ( 34 eV × 1.6×10^−19 J/eV)=5.44×10^−18 J)

고로 34eV는 계산을 햇갈리게 하기위해 나왔다

전하량으로 이온쌍수 계산하면 됨

4.9923×10^−10 C / 1.6×10^−19 C = 3.120 X 10^9 개

 

(2) 이 전리함의 고유응답 시간이 5초라 하면 15mR에 해당하는 전류량은 얼마인가 ? 

 

총 전하량은 4.9923×10^−10 C 이 전하량은 15mR의 조사선량에 의해 전리함 내부에서 생성된 모든 이온쌍의 총 전하량을 의미

4.9923×10^−10 C / 5초 = 9.9846×10^−11 A = 99.8 pA

 

(3) 이 전리함에 충전된 기체의 조건이 750mmHg, 30℃라면 동일한 방사선장에서 지시치가 얼마로 나타내겠는가 ? 표준상태는 760mHg, 20℃로 가정하라.

 

앞전 1에서 표준조건 ( 표준상태(STP): 0℃ (273 K), 1기압 (760 mmHg) 이걸로 계산함

하지만 문제에서 표준상태  760mHg, 20℃로 가정 이걸로 하라고 되어있음

15mR X [750mmHg / 760 mmHg] X [ 273+20 / 273+30] = 14.32 mR