Earticle

최근 국제 표준은 글로벌 패권확보 수단으로, 또 국제 무역의 중요 수단으로 여겨질 정도로 중요성이 커지고 있다. 특히 표준과 규제정책을 연계하며 국제 표준의 구속력을 강화하고 있는 추세에 있어, 나라마다 국제표준 선점을 두고 치열한 경쟁을 벌이고 있다. 세계 각국은 점차 규격을 IEC에 부응하는 방향으로 바꾸고 있으며 국내에서는 원자력 분야의 국제전기위원회(International Electrotechnical Commission)기술위원회인 TC45(Nuclear Instrumentation) 총회를 2005년에 유치하여 국제적 활동을 강화하고 있으며 수 년 전부터 IEC 규격을 적용한 국가규격으로 대체하고 있는 실정이다. 여기에서는 원자력 중장기사업의 일환으로“방사선계측기 성능평가 기술개발”연구를 수행하여 물리적 및 전자기적 환경에서의 성능평가 기술 및 방사선장 특성 평가 기술 개발을 수행하였으며 IEC61526(Radiation protection instrumentation)의 규격을 적용하여 개발된 방사선 방호용 계측기의 성능평가 기술을 소개하고 이러한 성능시험에서 얻어진 결과를 분석하여 방사선계측기를 개발할 때 고려하여야 할 사항과 현재 국내에서 사용 중인 방사선계측기의 성능평가 결과를 분석하여 봄으로서 나타난 문제점 등을 토의하여 보았다.

International Standardization in all technical area is gaining its momentum as its impact and implication over global trade is directly linked. The worldwide competition to secure a dominant position in the standardization process is ever growing over the years. In 2005, the International Technical Committee on Nuclear Instrumentation, which is a subunit of International Electro-technical Commission (IEC), was held in Korea under the auspices of MOST (Ministry of Science and Technology). Korea has adopted its Rule and Regulation as the National Standard. As a part of a link to National Mid-and Long-term Atomic Energy R&D Program of MOST, the technical development of a performance test for the radiation monitors was carried out under mechanical environment and electromagnetic immunity conditions. The characteristics of the radiation fields were also evaluated under the conditions and introduced to a techniques of performance test for the radiation protection instrumentation adopted IEC61526 standards and it's results was analyzed. We would like to share the experience gained in these efforts, failure as well as success, and to discuss the problems encountered and serious consideration to be taken into account in the future endeavor.

석유 및 정유관련 산업에서 다중상(multi-phase flow) 유체의 배관 내 흐름은 일반적인 현상의 하나이다. 그러나 각각의 상에 대한 정확한 유량측정은 항상 정확한 결과획득을 얻는데 장애의 근원으로 작용하였다. 일반 상업용 유량계는 일정 이상의 기포가 포함된 유체 흐름의 경우 유량계측에 상당한 오차를 유발한다. 본 연구에서는 γ-ray attenuation 기법을 이용하여 clamp-on 타입으로 배관 외부에서 다중상 유체흐름의 유량 측정을 수행하였다. 사용된 밀봉 감마선원으로는 137Cs 20 mCi와 17 mCi 두개의 동위원소를 사용하였으며, 감마선 검출기로는 2″×2″NaI(Tl) 섬광계수관을 이용하였다. 방사선 검출기로부터 데이터를 수집하고 각각의 데이터에 대해 푸리에 변환과 필터링을 통해 노이즈를 최소화하였다.복원된 신호에 대해 상호상관함수(cross correlation function)를 적용하여 두 검출기 사이의 통과시간(transit time)을 측정함으로써 유량을 산정하였다. 배관 내 기포함량 측정을 통해 유량을 보정해줌으로써 측정유량의 정확도를 높였다. 두 선원간의 거리가 4D(D; inner diameter) 그리고 본 실험의 측정조건(N/S: 0.12~0.15, sampling time Δt: 4msec) 하에서 기포량(단면적 대비 6.1 %~9.2 %) 보정을 통해 산정된 유량은 계측오차가 실제 평균유량 대비 1.7% 이하인 정확도를 보였다. 또한 두 밀봉 감마선원 간의 거리가 가까울수록 통과시간 측정에 정확도가 향상되므로 보다 정확한 유량측정이 가능하였다. 본 연구를 통해 다중상 혼합유체의 유량을 밀봉감마선원과 상호 상관 기법으로 이용하여 계측할 수 있음을 확인하였다. 방사성동위원소의 선택 및 계측시스템의 최적화 조건 등에 대한 추가 연구가 수행된다면 석유화학 산업과 같은 장치산업의 유지관리 측면에 경제적으로 크게 기여할 수 있을 것으로 판단된다.

The flow rate measurements in a multi-phase flow pipeline were evaluated quantitatively by means of a clamp-on sealed radioisotope based on a cross correlation signal processing technique. The flow rates were calculated by a determination of the transit time between two sealed gamma sources by using a cross correlation function following FFT filtering, then corrected with vapor fraction in the pipeline which was measured by the -ray attenuation method. The pipeline model was manufactured by acrylic resin(ID. 8 cm, L=3.5 m, t=10 mm), and the multi-phase flow patterns were realized by an injection of compressed N2 gas. Two sealed gamma sources of 137Cs (E=0.662 MeV, factor=0.326 R h-1 m2 Ci-1) of 20 mCi and 17 mCi, and radiation detectors of 2 2 NaI(Tl) scintillation counter (Eberline, SP-3) were used for this study. Under the given conditions(the distance between two sources: 4D(D; inner diameter), N/S ratio: 0.12~0.15, sampling time t: 4msec), the measured flow rates showed the maximum. relative error of 1.7 % when compared to the real ones through the vapor content corrections(6.1 %~9.2 %). From a subsequent experiment, it was proven that the closer the distance between the two sealed sources is, the more precise the measured flow rates are. Provided additional studies related to the selection of radioisotopes their activity, and an optimization of the experimental geometry are carried out, it is anticipated that a radioisotope application for flow rate measurements can be used as an important tool for monitoring multi-phase facilities belonging to petrochemical and refinery industries and contributes economically in the light of maintenance and control of them.

Activity가 20만 dpm인 고상 3H 표준선원을 사용하여 액체섬광계수기에 대한 교정을 수행할 경우 환경시료와는 Activity 및 Geometry 차이가 존재하고, 계측조건 차이로 인해 많은 불확실성이 존재할 수 있지만 이에 대한 연구결과가 없는 실정이다. 따라서 본 연구에서는 민감도분석을 통해 최적의 계측조건을 도출한 후 그 결과에 근거하여 Geometry 및 Activity 차이에 의한 영향을 정량적으로 평가하였고, 각 항목에 의한 영향이 나타날 경우 추가실험을 통해 원인을 규명하였다. 계측 결과에 대한 검증을 수행하기 위해 Chi-square test와 방사능오차분석을 수행하였고, 민감도분석 결과 본 연구에서 제안한 방법이 기존 방법에 비해 1∼3%정도 오차가 감소하였다. 방사능오차분석 결과 Activity 차이에 의한 영향은 무시할 수 있었지만 Geometry 차이에 의한 영향이 크게 나타났고, 이에 대한 원인을 규명한 결과 비수용성인 플라스틱용기는 반사체 역할을 하였고, Activity가 높을수록 플라스틱에 의한 영향은 무시할 수 있었으며, 선원형태 차이에 의한 영향이 지배적인 것으로 나타났다.

When the calibration on Liquid Scintillation Counter using the Solid 3H Standard Source of 200,000DPM is executed, the uncertainty due to activity and geometry difference, exists. Therefore, this paper intends to evaluate environmental samples comparatively accurately as decreasing this uncertainty existing in the process of calibration. For this, measurements on samples manufactured by 3H Standard Source and sensitivity study were performed. Also, this paper verified calibration results using Radioactivity-Error-Analysis Method, and evaluated quantitatively the effect by geometry and activity difference based on verification result. According to the result of sensitivity study, in case of using the exposure time of 75 sec and Repeat method, the measuring accuracy and precision of about 1~3% were increased in comparison with the existing method. By analysis result, the effect by activity difference did not appear, and a plastic cell existing into Teflon vial made a role as reflector. The less the effect of plastic cells are decreased, the more activity is high, and the effect of those can be neglected at the activity of 200,000 DPM.

국내 환경을 고려하여 개발된 도시환경 방사능오염 평가모델 METRO-K (Model for Estimates the Transient Behavior of RadiOactive Materials in the Korean Urban Environment)는 IAEA (International Atomic Energy Agency) 주관 국제공동 연구프로그램 EMRAS(Environmental Modelling for RAdiation Safety)의 도시환경 방사능오염평가 분과에서 체르노빌 원전사고로 오염된 Pripyat 지역과 가상 방사능테러로 인한 오염 시나리오의 평가에 참여해 오고 있다. 본 논문에서는 EMRAS 프로그램의 일환으로 수행된 Pripyat 지역에 대한 METRO-K의 평가 결과를 제시하였고 다른 모델의 예측값과 비교, 논의함으로써 만일의 도시환경 방사능오염시 대응행위 결정지원을 위한 동 모델의 실용성을 고찰하였다. METRO-K를 사용한 평가결과에서 방사성물질의 오염 후 신속한 대응행위는 무엇보다 중요하다는 것을 알 수 있었다. EMRAS 프로그램에 참여한 각기 다른 모델로 평가된 예측값의 차이는 1) 모델의 수학적 구조와 관련 변수값, 2) 모델에 반영된 피폭경로, 3) 피폭영향을 주는 오염표면의 종류, 표면의 넓이 등과 같은 평가에 대한 가정, 4) 각기 다른 문헌으로부터 선택된 대응행위 관련인자의 적용값 등의 차이에 기인하였다. METRO-K을 사용하여 EMRAS 프로그램에서 요구하는 다양한 오염 시나리오에 대해 대부분의 결과를 제출하여 상호 비교되었으며, 이를 통해 METRO-K는 만일의 도시환경 방사능오염으로 인한 대응행위 결정지원에 유용한 도구가 될 수 있음을 확인하였다.

A Korean urban contamination model METRO-K (Model for Estimates the Transient Behavior of RadiOactive Materials in the Korean Urban Environment), which is capable of calculating the exposure doses resulting from radioactive contamination in an urban environment, is taking part in a model testing program EMRAS (Environmental Modelling for RAdiation Safety) organized by the IAEA (International Atomic Energy Agency). For radioactive contamination scenarios of Pripyat districts and a hypothetical RDD (Radiological Dispersal Device), the predicted results using METRO-K were submitted to the EMRAS's Urban Contamination Working Group. In this paper, the predicted results for the contamination scenarios of a Pripyat district were shown in case of both without remediation measures and with ones. Comparing with the predictied results of the models that have taken part in EMRAS program, a feasibility for decision-making support of METRO-K was investigated. As a predicted result of METRO-K, to take immediately remediation measures following a radioactive contamination, if possible, might be one of the best ways to reduce exposure dose. It was found that the discrepancies of predicted results among the models are resulted from 1) modeling approaches and applied parameter values, 2) xposure pathways which are considered in models, 3) assumptions of assessor such as contamination surfaces which might affect to an exposure receptor and their sizes, 4) parameter values which are related with remediation measures applied through literature survey. It was indentified that a Korean urban contamination model METRO-K is a useful tool for dicision-making support through the participation of EMRAS program.

석유화학 공정의 증류탑은 공정유체를 분리, 정제하는 중요한 장치 중의 하나로 가동효율은 설비의 생산성에 큰 영향을 미친다. 본 연구는 밀봉 감마선원을 이용하여 투과 감마선의 세기를 높이별로 측정함으로써 내부 밀도의 변화를 분석하여 공정의 가동 중 내부 상황에 대한 정보를 얻고자 하였다. 이를 위하여 한국원자력연구원에서 개발된 자동 증류탑 검사장치를 이용하여 증류탑 상부 양쪽에 밀봉 감마선원과 방사선검출기를 매달아 수직으로 내리면서 실험을 수행하였으며, 이때 감마선원으로는 Co-60 150 mCi과 방사선검출기로 BGO detector를 각각 사용하였다. 진단결과 설비 내부의 tray에는 구조적 결함이 관찰되지 않았으나, 유체분포를 고려할 때 상부는 기포층(vapor)의 밀도분포가 지배적인 반면에, 하단부에는 기포에 비해 유체가 상대적으로 많이 분포하는 것으로 계측되었다. 본 실험으로부터 밀봉 감마선원을 이용한 가동 중에 있는 대형 증류탑의 tray에 대한 구조적 건전성 및 내부 유체분포에 대한 정보를 성공적으로 제시하였다.

A distillation tower is one of the important facilities which separates and refines a crude oil stream according to certain boiling points. Its operation efficiency can affect the productivity of a refinery substantially. The objective of this study is to elucidate some operational information on the internal conditions of a distillation tower from a measurement of density profile by using a sealed gamma-ray source and a radiation detector. Gamma radiation counts were measured by a BGO detector positioned diametrically outside the tower-wall, opposite to the gamma source(Co-60) as the detector and the source were lowered concurrently. From the results, structural abnormality of the trays was not found inside the tower. Considering the flow distribution patterns, however, a vapor phase was dominantly formed at the upper part of the tower and a liquid phase at the lower part. From the gamma scanning of the distillation tower, it is anticipated that the gamma absorption technique can be used as an important tool for confirming the tructural soundness of trays and investigating flow distribution in refinery facilities.

99mTc를 주사할 때 시술자의 손가락에 흡수되는 방사선량을 예측하기 위해, GEANT4를 이용하여 초당 370 MBq의 방사능량을 가지는 0.4 mL 체적의 99mTc 선원을 대상으로 각 손가락에 대한 등가선량을 구하였다. 시뮬레이션 결과, 오른손 엄지(0.29 μSv sec-1), 검지(1.19 μSv sec-1), 중지(1.07 μSv sec-1), 왼손 엄지(4.36 μSv sec-1), 검지(3.37 μSv sec-1)의 등가선량을 얻을 수 있었다. 이와 같은 계산 결과는 99mTc 주입시 시술자의 손가락에 흡수되는 선량을 예측할 수 있는 유용한 기초자료로 활용될 수 있을 것이다.

To estimate the finger dose absorbed by 99mTc injection, simulations are carried out to calculate the dose equivalent of each finger per second with radioactivity of 370 MBq, based on the GEANT4 simulator. For the 99mTc source of the volume of 0.4mL and the radioactivity of 370 MBq, we obtained the dose equivalent of the right thumb (0.29μSv sec-1), the right index finger (1.19μSv sec-1), the right middle finger (1.07μSv sec-1), the left thumb (4.36μSv sec-1), and the left index finger (3.37μSv sec-1), respectively. This simulation results may serve as a useful data in the prediction of finger dose absorbed by 99mTc injection.