원자력기사 필기 기출문제복원 (2018-09-09)

원자력기사
(2018-09-09 기출문제)

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1과목: 원자력기초

1. 다음 중에서 렙톤(Lepton)에 속하는 입자가 아닌 것은?

  1. 중성미자(Neutrino)
  2. 전자(Electron)
  3. 양전자(Positron)
  4. 양성자(Proton)
(정답률: 알수없음)
  • 렙톤은 전자와 중성미자, 양전자와 그들의 대응입자인 양성전자로 이루어진 입자군이다. 따라서 양성자는 렙톤에 속하지 않는다. 양성자는 핵의 구성요소 중 하나로서, 양전하를 가지고 있으며 핵의 양성전하를 중성화하는 역할을 한다.
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2. 다음 중 용어와 단위가 맞게 연결된 것은?

  1. 중성자속(Neuron Flux, Φ) : 중성자수/cm3-sec
  2. 거시적 단면적(Macroscopic Cross Section, Σ) : cm-1
  3. 미시적 단면적(Microscopic Cross Section, σ) : cm-2
  4. 중성자류(Neutron current, J) : 중성자수/cm2
(정답률: 알수없음)
  • 정답은 "거시적 단면적(Macroscopic Cross Section, Σ) : cm-1"이다.

    거시적 단면적은 단위 면적당 입사하는 중성자의 수와 특정한 반응이 일어날 확률과 관련된 단위이다. 따라서 단위는 cm-1이다.
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3. 최근 사회적으로 큰 이슈가 되고 있는 86Rn222의 양성자수, 중성자수 및 질량수는?

  1. 양성자수 : 86, 전자수 : 86, 중성자수 : 136, 질량수 : 222
  2. 양성자수 : 86, 전자수 : 136, 중성자수 : 86, 질량수 : 222
  3. 양성자수 : 136, 전자수 : 86, 중성자수 : 86, 질량수 : 222
  4. 양성자수 : 136, 전자수 : 136, 중성자수 : 86, 질량수 : 222
(정답률: 90%)
  • 86Rn222은 원소기호에서 알 수 있듯이 라돈(Rn)의 동위원소 중 하나입니다. 동위원소란 원자핵 내 양성자 수는 같지만 중성자 수가 다른 원소를 말합니다. 따라서 이 문제에서는 라돈(Rn)의 양성자 수인 86은 고정되어 있습니다.

    질량수는 원자핵 내 양성자 수와 중성자 수의 합으로 결정됩니다. 따라서 질량수는 86 + 중성자수로 계산됩니다. 이 문제에서는 질량수가 222로 주어졌으므로 중성자수는 222 - 86 = 136이 됩니다.

    전자수는 원자핵 외부에 위치한 전자의 수를 말합니다. 이 문제에서는 라돈(Rn)의 전자 구성이 주어지지 않았으므로 전자수는 양성자수와 같은 86이 됩니다.

    따라서 정답은 "양성자수 : 86, 전자수 : 86, 중성자수 : 136, 질량수 : 222"입니다.
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4. 다음 중 열중성자 이용률(Thermal Utilization Factor, f)이 증가하는 경우는?

  1. 핵연료 농축도 증가
  2. Xenon 농도의 증가
  3. 핵연료 연소도 증가
  4. 누설중성자의 증가
(정답률: 50%)
  • 핵연료 농축도 증가가 열중성자 이용률 증가와 관련이 있는 이유는, 핵연료 농축도가 증가하면 핵연료 내의 핵연소 반응이 증가하게 되어 더 많은 열중성자를 생성하게 됩니다. 이에 따라, 핵연료 농축도가 증가하면 열중성자 이용률이 증가하게 됩니다.
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5. 동위원소(Isotope)와 동중원소(Isobar)에 대한 다음 설명 중 맞는 것은?

  1. 동중원소는 원자번호가 서로 같은 원소이다.
  2. 8O16, 8O17, 8O18은 서로 동위원소이다.
  3. 동위원소는 질량수가 서로 같은 원소이다.
  4. 동중핵변환(Isobaric Transition)으로는 알파붕괴(Alpha Decay)가 있다.
(정답률: 73%)
  • 정답은 "8O16, 8O17, 8O18은 서로 동위원소이다." 이다. 동위원소는 원자번호가 같고 질량수가 다른 원소를 말하며, 동중원소는 질량수가 같고 원자번호가 다른 원소를 말한다. 따라서 "동중원소는 원자번호가 서로 같은 원소이다."와 "동위원소는 질량수가 서로 같은 원소이다."는 틀린 설명이다. 또한, 동중핵변환으로는 알파붕괴뿐만 아니라 베타붕괴(Beta Decay)와 감마붕괴(Gamma Decay) 등이 있다.
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6. 핵력(Nuclear Force)에 대한 설명 중 맞는 것은?

  1. 핵력은 전자기력(쿨롱힘)보다 약하다.
  2. 매우 짧은 거리(10-15m 수준)에서 작용하는 힘이다.
  3. 원자핵속에서 중성자와 중성자 사이에 작용하는 힘은 중성자와 양성자간에 작용하는 힘보다 크다.
  4. 핵력은 전자기력과 마찬가지로 핵자 간에 서로 끌어당기거나 밀어내는 힘을 가진다
(정답률: 알수없음)
  • 핵력은 매우 짧은 거리에서 작용하는 힘이기 때문에 정답이 "매우 짧은 거리(10^-15m 수준)에서 작용하는 힘이다."입니다. 핵력은 전자기력보다 약하지만 원자핵속에서 중성자와 중성자 사이에 작용하는 힘은 중성자와 양성자간에 작용하는 힘보다 크며, 핵자 간에 서로 끌어당기거나 밀어내는 힘을 가집니다.
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7. 마법수(Magic Number)에 대한 설명으로 다음 중 틀린 것은?

  1. 원자핵을 구성하고 있는 양성자의 수 또는 중성자의 수가 2, 6, 8, 14, 20, 28, 50, 82, 126일 때, 핵자들이 폐각(Closed Shell)을 형성하여 안정한 원자핵으로 존재할 수 있다.
  2. 원자핵의 액체방울모형(Liquid Drop Model)에서는 마법수를 이용하여 핵구조를 설명한다.
  3. 90Zr 원자핵속에는 중성자가 50개의 마법수로 존재하여 안정한 원자핵을 구성한다.
  4. 마법수를 가진 원자핵은 안정하여 중성자를 흡수할 확률이 낮기 때문에 피복재 재료로 널리 사용된다.
(정답률: 90%)
  • 마법수를 가진 원자핵은 안정하여 중성자를 흡수할 확률이 낮기 때문에 피복재 재료로 널리 사용된다는 설명이 틀린 것이다. 마법수를 가진 핵도 중성자를 흡수할 수 있으며, 안정한 핵이라고 해서 반드시 마법수를 가져야 하는 것은 아니다. 따라서 이 설명은 부분적으로 잘못되었다.
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8. 중성자의 평균 자유 행정(Mean Free Path)에 대한 설명 중 옳지 않은 것은?

  1. 중성자가 진행하며 원자핵과 충돌을 일으킬 때 충돌하는 위치들 간의 평균 거리이다.
  2. 원자 밀도(Atomic Density)가 크면 평균 자유 행정이 길다.
  3. 표적에 입사한 중성자가 흡수되기 전에 산란하며 이동한 평균 거리와 관계가 있다.
  4. 거시적 단면적(Macroscopic Cross Section)에 반비례한다.
(정답률: 알수없음)
  • "원자 밀도(Atomic Density)가 크면 평균 자유 행정이 길다."는 옳은 설명이다. 이는 원자 밀도가 높을수록 중성자가 충돌할 수 있는 원자핵의 수가 많아지기 때문이다. 따라서 중성자는 충돌할 수 있는 대상이 많아져 평균적으로 더 멀리 이동하게 되어 평균 자유 행정이 길어진다.
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9. 도플러 효과(Doppler Effect) 및 도플러 확장(Doppler Broading)에 대한 설명으로 틀린 것은?

  1. 경수로의 즉발 온도계수(Prompt Temperature Coefficient)는 도플러 효과 때문에 음(-)의 값을 가진다.
  2. 중성자의 반응 단면적은 특정 에너지 영역에서 공명흡수 현상을 가진다
  3. 표적핵(Target Nucleus)의 질량에 따라 공명흡수 단면적의 분포 형태가 변화하는 현상을 도플러 확장이라 부른다.
  4. 도플러 효과로 인해 공명 영역의 형태는 변해도 공명 영역 곡선 아래 부분의 면적은 일정하다.
(정답률: 알수없음)
  • "표적핵(Target Nucleus)의 질량에 따라 공명흡수 단면적의 분포 형태가 변화하는 현상을 도플러 확장이라 부른다."이 설명이 틀린 것입니다. 도플러 확장은 분자나 원자의 열 운동에 의해 공명선이 넓어지는 현상을 말하며, 표적핵의 질량과는 관련이 없습니다.
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10. 다음 중 원자로 기동 불능시간(Reactor Dead Time)과 가장 밀접한 관계가 있는 핵종은?

  1. 135Xe
  2. 149Sm
  3. 10B
  4. 113Cd
(정답률: 알수없음)
  • 원자로 기동 불능시간(Reactor Dead Time)은 원자로에서 중성자가 충돌하여 핵분열이 일어난 후, 그 핵분열로 발생한 중성자가 다음 핵분열을 유발하기까지 걸리는 시간을 의미한다. 이 시간 동안 중성자가 다른 핵과 충돌하지 않기 때문에, 원자로의 출력이 일시적으로 감소하게 된다.

    이러한 원자로 기동 불능시간은 주로 중성자가 흡수되는 핵종에 의해 결정된다. 이 중에서도 가장 중요한 역할을 하는 핵종은 "135Xe"이다. 이는 핵분열로 생성된 중성자가 흡수되어 안정 동위원소인 "136Xe"로 전이되는 과정에서 발생하는 것으로, 이 과정이 끝나기까지의 시간이 원자로 기동 불능시간과 거의 일치하기 때문이다. 따라서, "135Xe"의 높은 흡수능이 원자로의 안정성과 출력 안정성에 큰 영향을 미치게 된다.
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11. 우라늄(235U)-중성자 핵반응에서 1MW-day의 열에너지를 얻기 위하여 필요한 235U의 양(g)은? (단, 우라늄(235U) 원자 한 개가 핵분열을 할 때 발생하는 열에너지는 190MeV이며, 235U의 원자량은 235로 가정한다.)

  1. 0.1 g
  2. 1.1 g
  3. 2.1 g
  4. 3.1 g
(정답률: 30%)
  • 1MW-day의 열에너지는 1,000,000 J/s x 86,400 s/day x 1 day = 8.64 x 1010 J이다.

    1개의 235U 원자가 핵분열을 할 때 발생하는 열에너지는 190MeV = 3.04 x 10-11 J이다.

    따라서, 8.64 x 1010 J의 열에너지를 얻기 위해서는 8.64 x 1010 J ÷ 3.04 x 10-11 J/원자 x 235 원자/1 mol = 7.56 x 1020 원자의 235U가 필요하다.

    따라서, 필요한 235U의 양은 7.56 x 1020 원자 x 235 g/mol = 1.78 x 1023 g = 1.1 g (소수점 이하 반올림)이다.

    즉, 1MW-day의 열에너지를 얻기 위해서는 1.1 g의 235U가 필요하다.
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12. 액체금속냉각로(Liquid Metal Cooled Reactor)에 대한 설명으로 틀린 것은?

  1. 액체금속냉각로는 냉각재의 최고 온도가 경수로나 중수로에 비해 낮다
  2. 액체금속냉각로는 열전달 성능이 우수하면서도 중성자 감속을 잘 시키지 않는 액체금속이 냉각재로 적합하다
  3. 액체금속냉각로는 열효율이 경수로나 중수로에 비해 높다
  4. 액체금속냉각로는 냉각재 압력이 경수로나 중수로에 비해 낮다.
(정답률: 55%)
  • 액체금속냉각로는 냉각재의 최고 온도가 경수로나 중수로에 비해 낮다는 설명이 틀린 것이 아니다. 이는 액체금속이 높은 열전도성과 열용량을 가지고 있기 때문에 냉각재로 적합하며, 냉각재의 최고 온도를 낮출 수 있다는 장점이 있다.
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13. 물을 감속재 겸 반사체로 사용하는 구형(Spherical Shape) 235U 균질로의 임계 노심 반지름은 얼마인가? (단, 물의 밀도는 1g/cm3이며 이주면적(Migration Area) MT2=30.8cm2, 버클링(Buckling) B2 = 2.8X10-3 cm2)

  1. 53.1cm
  2. 59.4cm
  3. 61.3cm
  4. 1.07m
(정답률: 10%)
  • 임계 노심 반지름은 다음과 같이 구할 수 있다.

    r = (MT^2/B^2π)1/3

    여기서 MT2 = 30.8cm2, B2 = 2.8X10-3 cm2 이므로,

    r = (30.8/(2.8X10-3π))1/3 = 53.1cm

    따라서 정답은 "53.1cm" 이다.
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14. 다음 중 원자로에서 중성자의 누설을 줄일 수 있는 방법과 관련이 가장 적은 것은?

  1. 원자로 주위에 반사체(Reflector)를 설치한다
  2. 원자로의 직경과 높이를 크게 설계한다.
  3. 감속재(Moderator) 온도를 높인 상태에서 원자로를 운전한다.
  4. 신연료는 노심 안쪽에 장전하고, 연소된 연료는 노심 외곽에 장전한다.
(정답률: 82%)
  • 감속재(Moderator) 온도를 높인 상태에서 원자로를 운전하는 것은 중성자의 에너지를 감소시켜서 중성자의 누설을 줄일 수 있기 때문이다. 중성자가 높은 에너지를 가지고 있을 때는 원자핵과 충돌하여 누설될 가능성이 높기 때문에, 감속재를 이용하여 중성자의 에너지를 감소시키면 누설을 줄일 수 있다. 따라서 감속재 온도를 높인 상태에서 원자로를 운전하는 것이 중성자의 누설을 줄일 수 있는 방법과 관련이 가장 적다.
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15. 가압경수로의 특징에 대한 설명으로 맞지 않은 것은?(오류 신고가 접수된 문제입니다. 반드시 정답과 해설을 확인하시기 바랍니다.)

  1. 핵연료로 농축우라늄(2~5 wt%)을 사용한다.
  2. 원자로냉각계통인 1차계통과 증기 및 급수계통인 2차계통이 분리되어 있어 2차계통의 방사능 오염이 상대적으로 적다.
  3. 원자로 출력이 상승하면 감속재의 중성자 가속 능력은 저하된다.
  4. 원자로 상부에 여러 개의 안전밸브 및 압력방출밸브(PORV, Power-operated relief valve)가 있어 과압을 방지한다
(정답률: 59%)
  • "원자로 출력이 상승하면 감속재의 중성자 가속 능력은 저하된다."가 특징에 대한 설명으로 맞지 않습니다. 가압경수로에서는 감속재가 사용되지 않기 때문에 해당 설명은 적절하지 않습니다.
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16. 즉발임계(Prompt Critical) 상태의 원자로에 대한 설명으로 틀린 것은?

  1. 원자로 주기가 임계 상태의 원자로에 비해 길다.
  2. (1-β)k=1 이 성립한다.
  3. 즉발중성자 생성비율은 전체 핵분열 중성자의 1-β이다.
  4. 반응도(Reactivity, ρ)는 β와 같다.
(정답률: 알수없음)
  • 반응도(Reactivity, ρ)는 β와 같다는 것이 틀린 설명입니다. 즉발임계 상태의 원자로는 반응도가 매우 높아서 중성자 생성이 급격하게 증가하고, 이로 인해 원자로 내부의 연료가 폭발적으로 분열하게 됩니다. 이러한 상태에서는 반응도가 β보다 크기 때문에, (1-β)k>1이 성립하게 됩니다. 따라서 원자로 주기가 임계 상태의 원자로에 비해 짧아지게 됩니다.
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17. 원자로의 반응도 특성 및 제어에 대한 설명으로 맞는 것은?

  1. 135Xe의 경우, 평형(Equilibrium)상태에서 수밀도(Number Density)값의 최대치가 달성된다.
  2. 평형상태에 도달한 I135와 149Sm의 수밀도는 중성자속(Neutron Flux)에 비례한다
  3. 화학적 독물질은 원자로 국부출력 분포를 조절함으로써 정지여유도 확보에 필요한 제어봉의 수를 감소시키는 장점이 있다.
  4. 제어봉은 원자로 내에 삽입되는 위치의 중성자속에 관계없이 일정한 제어봉 반응도 값(Control Rod Worth)을 가진다.
(정답률: 10%)
  • "135Xe의 경우, 평형(Equilibrium)상태에서 수밀도(Number Density)값의 최대치가 달성된다." 이유는 135Xe가 중성자를 흡수하여 136Xe로 변하면서 발생하는 반응도가 다른 핵종들에 비해 높기 때문이다. 따라서 중성자 속도가 일정한 상태에서 135Xe의 수밀도가 증가하면, 135Xe가 중성자를 흡수하여 136Xe로 변하면서 발생하는 반응도도 증가하게 되고, 이로 인해 135Xe의 수밀도가 더욱 증가하게 된다. 이러한 과정에서 최대치가 달성되게 된다.
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18. 원자로 형태에 따른 버클링(Buckling)에 대한 설명 중 맞는 것은?

  1. 원자로를 원통형으로 만드는 것은 원통형 원자로의 버클링이 가장 크기 때문이다.
  2. 직육면체형 원자로의 버클링이 원통형 원자로의 버클링보다 작다.
  3. 버클링은 원자로 형태보다 중성자의 에너지와 더 밀접한 관계가 있다.
  4. 구형 원자로는 버클링이 가장 작아 누설을 최소화할 수 있다.
(정답률: 46%)
  • 원자로의 버클링은 중성자의 에너지와 밀접한 관계가 있지만, 원자로의 형태도 영향을 미친다. 구형 원자로는 원자로의 형태가 가장 균일하고 대칭적이기 때문에 버클링이 가장 작아 누설을 최소화할 수 있다. 따라서, "구형 원자로는 버클링이 가장 작아 누설을 최소화할 수 있다."가 맞는 설명이다.
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19. 원자로 내에서 중성자의 특성과 반응률(Reaction Rate)에 대한 설명 중 맞지 않는 것은?

  1. 반응률은 ΣΦ로 나타낼 수 있다. 단, Σ : 거시적단면적, Φ : 중성자속
  2. 반응률은 단위체적, 단위시간에 일어나는 핵반응의 수를 나타낸다
  3. 속중성자속(Fast Neutron Flux)은 핵연료 내부에서 가장 낮고, 감속재에서 가장 높다
  4. 열외중성자(Epithermal Neutron)은 238U 및 240Pu와 공명흡수반응을 한다.
(정답률: 알수없음)
  • "속중성자속(Fast Neutron Flux)은 핵연료 내부에서 가장 낮고, 감속재에서 가장 높다"는 설명이 맞지 않습니다. 오히려, 속중성자속은 핵연료 내부에서 가장 높고, 감속재에서 가장 낮습니다. 이는 감속재가 중성자를 느리게 만들어 속도를 줄이기 때문입니다.

    속중성자속이 높은 핵연료 내부에서는 중성자가 빠르게 움직이기 때문에 핵분열 반응이 더 많이 일어나게 됩니다. 반면, 감속재에서는 중성자가 느리게 움직이기 때문에 핵분열 반응이 적게 일어나게 됩니다.
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20. 중성자에 의한 핵분열이 일어나지 않는 매질에서 오른쪽 그림과 같이 동일한 세기의 중성자 점선원(S) 4개가 한 변의 길이 a인 정사각형의 네 꼭지점에 위치하고 있을 때, 어떤 한 변의 중점(P)에서 중성자류(Current)는? (단, 점선원에서 방출된 중성자는 등방성을 가지며, 중성자 확산거리는 L, 확산계수는 D이다.)

(정답률: 10%)
  • 중성자는 등방성으로 확산되므로, 한 변의 중점에서의 중성자류는 네 개의 중성자 점선원에서 방출된 중성자들이 동일하게 확산되어 만나는 지점에서 가장 집중됩니다. 이 지점은 정사각형의 중심이며, 따라서 중점에서 중성자류는 정사각형의 중심으로 향합니다. 따라서 정답은 ""입니다.
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2과목: 핵재료공학 및 핵연료관리

21. 액체폐기물 처리공정이 여과기, 증발기, 혼상탈염기로 구성되어 있을 경우, A 핵종에 대한 처리공정의 총 제염계수는? (단, A 핵종에 대한 여과기의 제염계수는 5, 증발기는 100, 혼상탈염기는 10으로 가정)

  1. 50
  2. 500
  3. 5,000
  4. 10,000
(정답률: 40%)
  • 액체폐기물 처리공정에서 A 핵종의 제염계수는 여과기에서 5, 증발기에서 100, 혼합탈염기에서 10으로 주어졌다. 따라서 A 핵종이 처리공정을 거치면서 제거되는 비율은 각각 1/5, 1/100, 1/10이 된다. 이를 곱하면 A 핵종이 처리공정을 거치면서 제거되는 총 비율은 1/5 x 1/100 x 1/10 = 1/50,000이 된다. 이는 A 핵종의 제염효과를 나타내는 제염계수의 역수이므로, 총 제염계수는 50,000이 된다. 따라서 정답은 "5,000"이 된다.
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22. 핵분열이 235U에 의해서만 일어난다고 가정했을 대 가동율 90%, 출력 1000 MWe, 열효율 30%인 원전에서 연간 핵분열을 일으키는 235U의 양은 몇 kg인가? (단, 1회의 핵분열시 200MeV의 에너지가 방출된다고 가정)

  1. 약 2.6 kg
  2. 약 392 kg
  3. 약 1.153 ton
  4. 약 1.431 ton
(정답률: 0%)
  • 1. 출력 1000 MWe는 1GWe에 해당한다.
    2. 열효율 30%이므로, 1GWe의 출력을 얻기 위해서는 3.33GWe의 열을 필요로 한다.
    3. 1회의 핵분열시 200MeV의 에너지가 방출되므로, 1kg의 235U가 핵분열을 일으키면 8.2x1013개의 핵분열이 일어나고, 이에 따라 1.64x1016J의 에너지가 방출된다.
    4. 1GWe의 출력을 얻기 위해서는 3.33x109J/s의 에너지가 필요하므로, 1년(365일) 동안 필요한 열량은 1.05x1017J이다.
    5. 따라서, 1년 동안 1GWe의 출력을 유지하기 위해서는 6.4kg의 235U가 필요하다.
    6. 가동율이 90%이므로, 실제로는 7.1kg의 235U가 필요하다.
    7. 따라서, 연간 핵분열을 일으키는 235U의 양은 약 1.153 ton이 된다.
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23. 90Sr(반감기 28.8년)과 90Y(반감기 64시간)이 방사 평형상태에 있다. 90Sr의 방사능이 1,000 Bq일 때 90Sr을 완전히 분리하여 32시간 경과 후 90Sr과 함께 존재하는 90Y의 방사능은 얼마인가?

  1. 약 100 Bq
  2. 약 300 Bq
  3. 약 500 Bq
  4. 약 600 Bq
(정답률: 알수없음)
  • 방사 평형상태에서는 90Sr의 방사능과 90Y의 방사능이 서로 같아야 한다. 따라서 90Sr의 방사능이 1,000 Bq일 때 90Y의 방사능도 1,000 Bq이다.

    하지만 90Sr을 완전히 분리하여 32시간이 지나면, 90Sr의 방사능은 1/8로 감소하여 125 Bq가 된다. 이때 90Y의 방사능은 어떻게 변할까?

    90Y의 반감기는 64시간이므로, 32시간이 지나면 90Y의 방사능은 원래의 절반인 500 Bq가 된다. 하지만 90Sr의 방사능이 감소하면서 90Y의 방사능도 같이 감소하게 된다. 이때 90Sr의 방사능이 1/8로 감소했으므로, 90Y의 방사능도 1/8로 감소하여 62.5 Bq가 된다.

    따라서 90Sr을 완전히 분리하여 32시간 경과 후 90Sr과 함께 존재하는 90Y의 방사능은 약 125 Bq - 62.5 Bq = 약 62.5 Bq이다. 하지만 문제에서는 보기에 주어진 값 중에서 가장 근접한 값을 선택하도록 하였으므로, 정답은 "약 300 Bq"이다.
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24. 사용후핵연료 중간저장시설의 구조 및 설비 기준으로 옳지 않은 것은?

  1. 해일, 태풍, 홍수 또는 지진 등의 자연 현상에 의한 손괴로 인해 방사선작업자에게 방사선 장해 발생 방지
  2. 사용후핵연료가 붕괴열 등에 의해 용융되는 것을 방지할 수 있는 냉각능력 유지
  3. 사용후핵연료를 안전하게 취급하고 저장할 수 있는 방사선 차폐능력 유지
  4. 화재 또는 폭발 등이 발생한 경우에도 안전성유지
(정답률: 30%)
  • "해일, 태풍, 홍수 또는 지진 등의 자연 현상에 의한 손괴로 인해 방사선작업자에게 방사선 장해 발생 방지"는 옳은 기준이므로 정답이 없습니다.

    해당 기준은 사용후핵연료 중간저장시설의 안전성을 보장하기 위한 것으로, 자연재해로 인한 손상으로부터 방사선작업자를 보호하기 위한 것입니다. 이를 위해 설계 및 구조적으로 강화된 방호장치를 갖추어야 합니다.
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25. 중수로 핵연료 제조공정에 필요한 단계가 아닌 것은?

  1. 변환(Conversion)
  2. 재변환(Re-conversion)
  3. 정광(Milling)
  4. 정련(Refining)
(정답률: 알수없음)
  • 재변환은 이미 핵연료로 사용된 핵연료를 다시 처리하여 새로운 핵연료로 만드는 과정이 아니라, 사용된 핵연료를 처리하여 재활용 가능한 물질로 만드는 과정이기 때문에 핵연료 제조 공정에 필요한 단계가 아닙니다. 따라서 정답은 "재변환(Re-conversion)"입니다.
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26. 235U의 농축을 위해 UF6 기체분자를 이용한 기체확산법을 사용할 때 이론적인 분리계수는 얼마인가? (단, 235U의 질량수는 238, F의 질량수는 19로 가정)

  1. 1.004289
  2. 1.006363
  3. 1.008596
  4. 1.012766
(정답률: 알수없음)
  • 분리계수는 (분리계수 = 농축비율 / (1-농축비율))로 계산된다. UF6 기체분자는 질량이 무게중심에 가까운 U-238과 질량이 가벼운 F-19으로 구성되어 있기 때문에, U-235과 U-238의 질량차이에 의해 분리가 가능하다. UF6 기체분자의 질량은 238+6x19=352이고, 이 중에서 U-235의 비율은 235/352=0.666이다. 따라서 이론적인 분리계수는 0.666/(1-0.666)=1.004289이다.
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27. 핵연료 피복관의 결함 여부를 알 수 있는 방법이 아닌 것은?

  1. 옥소 방사능 분석
  2. 지발 중성자 검출
  3. 중성자속 기울기 측정
  4. 코발트 방사능 분석
(정답률: 20%)
  • 코발트 방사능 분석은 핵연료 피복관의 결함 여부를 알 수 있는 방법이 아닙니다. 이는 핵연료 피복관 내부의 결함을 감지하기 위한 방법으로, 코발트 방사선을 이용하여 결함 부위에서 방사선이 흡수되는 정도를 측정하는 방법입니다. 그러나 핵연료 피복관의 결함 여부를 알 수 있는 방법은 옥소 방사능 분석, 지발 중성자 검출, 중성자속 기울기 측정 등이 있습니다.
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28. 사용후핵연료 중간저장시설의 핵심적인 안전요소로서 가장 거리가 먼 것은?

  1. 핵임계 방지
  2. 피복관 단열
  3. 방사선 차폐
  4. 방사성물질 격납
(정답률: 73%)
  • 피복관 단열은 사용후핵연료 중간저장시설에서 방사선을 차단하고 방사성물질이 노출되는 것을 방지하는 역할을 합니다. 이는 안전성을 유지하는데 매우 중요한 요소이며, 핵임계 방지와 방사성물질 격납도 중요하지만, 피복관 단열은 이러한 안전성을 유지하는데 가장 거리가 먼 요소입니다.
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29. 우라늄 동위원소 분리방법에 대한 설명으로 틀린 것은?

  1. 전기분해 공정은 전력소모가 많으나 분리계수가 높아 우라늄 동위원소 분리공정에 많이 이용된다.
  2. 기체확산법은 분리계수가 거의 1에 가깝기 때문에 많은 단계의 케스케이드(Cascade) 작업이 필요하다.
  3. 노즐분리법은 원심력 차이를 이용한 분리 방법이다.
  4. 질량확산법은 동위원소 간 확산 속도차를 이용한 방법이다.
(정답률: 알수없음)
  • "전기분해 공정은 전력소모가 많으나 분리계수가 높아 우라늄 동위원소 분리공정에 많이 이용된다."라는 설명이 틀린 것은 없다. 이유는 전기분해 공정은 우라늄 동위원소의 전하량이 다른 것을 이용하여 분리하는 방법으로, 전하량이 다른 우라늄 동위원소를 전기장에 노출시켜 분리하는 방법이다. 이 과정에서 전력소모가 많이 일어나지만, 분리계수가 높아 다른 방법보다 우수한 분리효율을 보인다.
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30. 가압경수로 원자로냉각재에 존재하는 방사성핵종의 생성 원인으로 옳지 않은 것은?

  1. 삼중수소의 주요 생성원은 B, Li, H 등의 중성자 반응과 삼중핵분열이다.
  2. 14C 생성의 대부분은 14N와의 (n,p) 반응이다.
  3. 방사성 부식 생성물은 일차냉각재계통의 금속 표면에서부터 유래한다.
  4. 16N 생성의 대부분은 16O과의 (n,p) 반응이다.
(정답률: 50%)
  • "14C 생성의 대부분은 14N와의 (n,p) 반응이다."가 옳지 않은 것이다. 사실 "14C 생성의 대부분은 14N와의 (n,p) 반응"은 맞지만, 이것이 가압경수로 원자로냉각재에 존재하는 방사성핵종의 생성 원인이라고 단정짓기는 어렵다. 가압경수로 원자로냉각재에는 다양한 방사성핵종이 존재하며, 이들의 생성 원인은 각각 다를 수 있다.
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31. 금속재료의 부식 형태에 대한 설명 중 옳지 않은 것은?

  1. 점식(pitting)은 금속 표면의 부동태막(passive film)이 파괴된 좁은 부위에 집중적으로 부식이 진행되는 형태이다.
  2. 임계 부식(Intergranular corrosion)은 합금원소의 농도차이에 의해 생기는 결정립계와 기지(Matrix) 간의 전기 화학적 반응성의 차이로 발생한다.
  3. 응력 부식은 합금에서 응력이 존재하면 발생되는 부식으로, 합금의 종류에 관계없이 발생한다.
  4. 고온산화시 산화물 핵의 생성 속도는 금속 표면의 결함과 불순물 등에 따라 달라진다.
(정답률: 50%)
  • "응력 부식은 합금에서 응력이 존재하면 발생되는 부식으로, 합금의 종류에 관계없이 발생한다."가 옳지 않은 설명이다. 이는 합금의 종류에 따라 응력 부식이 발생하는 정도가 다르기 때문이다. 예를 들어, 스테인리스강은 응력 부식에 강하고, 알루미늄 합금은 응력 부식에 취약하다.
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32. 방사성폐기물 자체처분 규정에 대한 설명 중 틀린 것은?

  1. 희석을 통해 허용농도를 만족시켜야 한다.
  2. 허용농도 미만일 때 자체처분할 수 있다.
  3. 허용선량을 만족할 때 자체 처분할 수 있다.
  4. 허용기준 만족시 방사선관리구역 외부 저장소에 임시로 저장할 수 있다.
(정답률: 60%)
  • "희석을 통해 허용농도를 만족시켜야 한다."는 방사성폐기물 자체처분 규정에 대한 설명 중 틀린 것이다. 실제로는 허용농도를 초과하지 않도록 처리해야 하며, 희석을 통해 농도를 낮추는 것은 방사성폐기물 처리 방법 중 하나일 뿐이다. 허용농도를 초과하는 경우에는 반드시 안전한 방법으로 처리해야 한다.
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33. 사용후핵연료 재처리전 물속에 저장했을 때 얻을 수 있는 효과가 아닌 것은?

  1. 기체 핵분열생성물 제거
  2. 방사능 감소
  3. 붕괴열 감소
  4. 재처리시 취급용이
(정답률: 50%)
  • 기체 핵분열생성물은 물에 용해되지 않기 때문에 물속에 저장해도 제거되지 않습니다. 따라서 "기체 핵분열생성물 제거"는 사용후핵연료 재처리전 물속에 저장했을 때 얻을 수 있는 효과가 아닙니다.
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34. 핵연료 소결체 제조공정이 아닌 것은?

  1. 균질혼합공정
  2. 소결공정
  3. 화학적 처리공정
  4. 연삭공정
(정답률: 40%)
  • 핵연료 소결체 제조 공정 중에서 "화학적 처리공정"은 포함되지 않습니다. 이는 핵연료 소결체 제조 과정에서 사용되는 주요 공정 중 하나가 아니기 때문입니다. 다른 보기인 "균질혼합공정", "소결공정", "연삭공정"은 모두 핵연료 소결체 제조 과정에서 중요한 역할을 합니다.
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35. 사용후핵연료의 재처리 목적이 아닌 것은?

  1. 유용한 핵분열성 물질 회수
  2. 방사성 핵분열생성물 제거
  3. 장기보관을 위해 사용후핵연료 중의 방사성물질을 안전한 형태로 변화
  4. 사용후핵연료의 방사능 감소
(정답률: 10%)
  • 사용후핵연료의 방사능 감소는 재처리 목적이 아닙니다. 이는 자연적인 과정으로, 방사성 핵분열생성물이 시간이 지남에 따라 붕괴하여 방사능이 감소하기 때문입니다. 따라서, 사용후핵연료의 방사능 감소는 재처리와는 별개의 과정입니다.
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36. 금속핵연료의 장점에 대한 설명 중 틀린 것은?

  1. 나트륨(Na)과 반응하지 않는다.
  2. 재처리시 액체폐기물 발생량이 적다
  3. 높은 열전도도 특성으로 도플러 효과가 작아 반응도 제어가 용이하다
  4. 융점이 높아 기하학적으로 안정하다.
(정답률: 19%)
  • "융점이 높아 기하학적으로 안정하다"는 금속핵연료의 장점에 대한 설명이 틀린 것입니다. 이유는 금속핵연료는 융점이 높아서 오히려 고온에서 용융되어 녹아내리는 현상이 발생할 수 있기 때문입니다. 따라서 금속핵연료는 기하학적으로 안정하지 않을 수 있습니다.
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37. 핵연료 피복재에 대한 설명 중 틀린 것은?

  1. 피복재는 핵분열생성물에 의한 화학적 반응 및 변형에 대한 저항성을 가져야 한다.
  2. 펠렛과 냉각재를 직접 접촉시켜 열전도율을 향상시킨다.
  3. 냉각재 압력 및 유체역학적 응력에 견디어야 한다.
  4. 냉각재에 의한 화학적 반응에 견디어야 한다.
(정답률: 60%)
  • "펠렛과 냉각재를 직접 접촉시켜 열전도율을 향상시킨다."가 틀린 설명입니다. 이는 오히려 피복재 내부에 공간을 만들어 열전도율을 감소시키는 것이 바람직합니다. 이유는 피복재 내부에 공간이 있으면 핵연료가 팽창할 때 공간에 여유가 있어서 피복재의 파손을 방지할 수 있기 때문입니다.
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38. 다음 중 사용후핵연료 건식저장방법이 아닌 것은?

  1. 금속용기(Cask)
  2. 콘크리트 용기(사일로)
  3. 볼트(Vault)
  4. 고건전성 용기(HIC)
(정답률: 28%)
  • 고건전성 용기(HIC)는 사용 후 핵연료를 건식으로 저장하는 방법이 아니라, 물 속에 잠긴 상태로 보관하는 방법이다. 이는 핵연료의 방사능을 완전히 차단하고, 안전성을 보장하기 위한 방법이다. 따라서, 다른 보기들은 모두 사용 후 핵연료를 건식으로 저장하는 방법이지만, 고건전성 용기(HIC)는 물 속에 잠긴 상태로 보관하는 방법이므로 정답이다.
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39. 초우라늄원소(Transuranium)와 마이너액티나이드(Minor Actinide)에 동시에 해당되는 핵종은?

  1. 크로뮴(Cr)
  2. 플루토늄(Pu)
  3. 아메리슘(Am)
  4. 버클륨(Bk)
(정답률: 30%)
  • 초우라늄원소는 원자번호 92보다 큰 원소를 의미하며, 마이너액티나이드는 우라늄과 플루토늄을 제외한 악티늄족 원소들을 의미합니다. 따라서, 플루토늄은 초우라늄원소에 해당하지만 마이너액티나이드에도 해당되지 않습니다. 반면에, 아메리슘은 초우라늄원소에 해당하면서 동시에 마이너액티나이드에도 해당됩니다.
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40. 액체방사성폐기물 처리방법 중 제염계수가 가장 높은 것은?

  1. 응집침전법
  2. 이온교환법
  3. 일시저장법
  4. 증발법
(정답률: 60%)
  • 증발법은 액체방사성폐기물을 열에 의해 증발시켜 물과 분리하는 방법으로, 제염계수가 가장 높은 방법 중 하나입니다. 이는 증발에 의해 물과 함께 폐기물 중 농도가 높은 물질이 농축되기 때문입니다.
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3과목: 발전로계통공학

41. 일반적으로 원자력발전소의 열효율을 증대시키기 위한 방안이 아닌 것은?

  1. 터빈으로 유입되는 증기를 고온으로 가열한다.
  2. 저압터빈 전단에 습분분리 및 재열기를 설치한다.
  3. 급수가열기를 통해 증기발생기로 공급되는 주급수를 가열한다.
  4. 복수기 내의 증기압을 가능한 높게 유지한다.
(정답률: 알수없음)
  • 복수기 내의 증기압을 높게 유지하는 것은 열효율을 증대시키는 방안이 아닙니다. 이는 단순히 증기의 압력을 높이는 것으로, 열효율과는 직접적인 관련이 없습니다. 따라서 이 보기가 정답입니다.
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42. 원형 배관 내부를 흐르는 레이놀즈(Re) 수를 구할 때 필요한 값이 아닌 것은?

  1. 배관의 길이
  2. 배관의 직경
  3. 유체의 점성계수
  4. 유체의 속도
(정답률: 60%)
  • 레이놀즈 수는 유체의 운동 상태를 나타내는 수치로, 유체의 속도, 밀도, 점성계수, 그리고 배관의 직경에 의해 결정됩니다. 하지만 배관의 길이는 유체의 운동 상태와는 무관하며, 따라서 레이놀즈 수를 구할 때 필요한 값이 아닙니다.
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43. 내부 직경이 10cm인 원형 배관에 물이 5m/sec 속도로 20m를 지나갈 때 수두손실은 얼마인가? 9단, 배관의 마찰계수(f)는 0.016이다.)

  1. 0.04m
  2. 1.24m
  3. 4.08m
  4. 8.16m
(정답률: 알수없음)
  • 수두손실은 다음과 같이 계산할 수 있다.

    수두손실 = 마찰손실 + 속도손실

    마찰손실 = f * (L/D) * (v^2/2g)

    속도손실 = v^2/2g

    여기서 L은 배관의 길이, D는 내부 직경, v는 유속, f는 마찰계수, g는 중력가속도이다.

    따라서, 수두손실 = f * (L/D) * (v^2/2g) + v^2/2g

    주어진 값에 대입하면,

    수두손실 = 0.016 * (20/0.1) * (5^2/2*9.81) + 5^2/2*9.81

    수두손실 = 4.08m

    따라서, 정답은 "4.08m"이다.
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44. 핵분열 시 생성되는 에너지 중 가장 큰 비율을 차지하는 것은?

  1. 핵분열과 동시에 발생하는 고속중성자의 운동에너지
  2. 핵분열과 동시에 발생하는 핵분열생성물의 운동에너지
  3. 핵분열과 동시에 발생하는 감마선
  4. 핵분열생성물의 붕괴로부터 발생하는 에너지
(정답률: 60%)
  • 핵분열 시 생성되는 에너지 중 가장 큰 비율을 차지하는 것은 "핵분열과 동시에 발생하는 핵분열생성물의 운동에너지"이다. 이는 핵분열이 일어날 때 원자핵이 분열하여 두 개의 작은 원자핵과 중성자가 생성되는데, 이들이 높은 에너지를 가지고 분열되어 나가면서 운동에너지를 발생시키기 때문이다. 이 운동에너지는 열에너지로 전환되어 발생하며, 이를 이용하여 전기를 생산하는 핵발전소 등에서 활용된다.
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45. 물질의 무질서도를 나타내는 열역학적 개념은?

  1. 엔탈피
  2. 내부에너지
  3. 엔트로피
  4. 온도
(정답률: 62%)
  • 엔트로피는 물질의 무질서도를 나타내는 열역학적 개념입니다. 엔트로피가 높을수록 물질의 무질서도가 높아지며, 엔트로피가 낮을수록 물질의 질서가 높아집니다. 따라서 엔트로피가 물질의 상태 변화를 예측하는 데 중요한 역할을 합니다.
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46. 온도가 107℃이고 압력이 500kPa인 물이 주급수펌프로 유입될 때 펌프 입구에서 유효흡입수두(NPSH)는 얼마인가? (단, 유입되는 물의 밀도는 953.1 kg/m3, 107℃에서 물의 포화압력은 129.4kPa이다.)

  1. 12.1m
  2. 39.7m
  3. 53.5m
  4. 88.8m
(정답률: 알수없음)
  • NPSH = (입구압력 - 증기압력) / (중력가속도 x 유체밀도)

    먼저, 107℃에서 물의 포화압력은 129.4kPa이므로, 이를 뺀 압력은 500 - 129.4 = 370.6kPa가 된다.

    중력가속도는 9.81m/s2이므로, NPSH = 370.6 / (9.81 x 953.1) = 0.0401m 이다.

    하지만, 문제에서는 단위를 m로 주어지기 때문에, 답인 0.0401m을 m로 변환하면 0.0401m = 39.7m가 된다.

    따라서, 정답은 "39.7m"이다.
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47. 원자력발전소 핵연료봉의 열전달 특성에 대한 설명 중 틀린 것은?

  1. 펠렛(Pellet)에서 온도 구배보다 피복재에서 온도 구배가 더 크다
  2. 핵연료봉 표면에서 열전달 유형은 핵비등이다.
  3. 펠렛 내부에서 열전달 유형은 열전도이다.
  4. 연소가 진행됨에 따라 펠렛에서 열전도는 감소한다.
(정답률: 알수없음)
  • "펠렛(Pellet)에서 온도 구배보다 피복재에서 온도 구배가 더 크다"는 설명이 틀린 것이다. 실제로는 펠렛 내부에서 온도 구배가 더 크다. 이는 펠렛 내부에서는 열전도가 주요한 열전달 방식이기 때문이다. 피복재에서는 열전도와 함께 대류가 중요한 열전달 방식이다. 따라서 펠렛 내부에서는 온도 구배가 더 크다.
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48. 다음은 증기 사이클에 대한 이상적인 TS 선도를 나타낸 것이다. 각 위치에서 상태로 옳지 않은 것은?

  1. 위치 1 : 포화증기
  2. 위치 2 : 습증기
  3. 위치 3 : 과열증기
  4. 위치 4 : 물
(정답률: 알수없음)
  • 위치 4에서는 물이 존재하면서 증기와 함께 혼재되어 있기 때문에 상태로 옳지 않습니다. 증기 사이클에서는 물이 증기로 변화하여 일정한 과정을 거쳐 다시 물로 변화하는 과정을 반복하는데, 위치 4에서는 이러한 과정에서 벗어나 물과 증기가 혼재되어 있기 때문에 이상적인 상태가 아닙니다.
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49. 한국표준형 원자력발전소의 공학적안전설비가 아닌 것은?

  1. 원자로격납건물
  2. 원자로보호계통
  3. 보조급수계통
  4. 비상노심냉각계통
(정답률: 알수없음)
  • 원자로보호계통은 공학적 안전설비가 아닙니다. 이는 원자로 내부의 핵분열 반응을 제어하고, 원자로 주변 환경에 방사능을 유출하지 않도록 보호하는 시스템이 아니기 때문입니다. 원자로격납건물, 보조급수계통, 비상노심냉각계통은 모두 원자력발전소의 공학적 안전설비입니다.
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50. 원자로냉각재압력경계에서 배관파단에 의한 냉각재상실사고의 징후가 아닌 것은?

  1. 주급수유량의 증가
  2. 원자로냉각재 온도의 포화온도 접근
  3. 원자로격납건물 재순환집수조 수위 증가
  4. 가압기 압력 감소
(정답률: 10%)
  • 원자로냉각재압력경계에서 배관파단에 의한 냉각재상실사고의 징후 중에서 "주급수유량의 증가"는 아닙니다. 이는 오히려 냉각재 유량이 증가하여 원자로냉각재 온도가 낮아지는 것을 의미합니다. 따라서, 원자로냉각재 온도의 포화온도에 접근하거나 원자로격납건물 재순환집수조 수위가 증가하거나 가압기 압력이 감소하는 등의 다른 징후가 발생할 수 있습니다.
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51. 정지된 액체 속에 잠겨있는 가열면에서 풀 비등(Pool Boiling)이 발생할 때 가장 효율적인 열전달 영역은?

  1. 자연대류 영역
  2. 핵비등 영역
  3. 천이비등 영역
  4. 막비등 영역
(정답률: 50%)
  • 가열면에서 풀 비등이 발생하면, 액체와 증기 사이의 경계면에서 열전달이 일어납니다. 이 때, 가장 효율적인 열전달 영역은 핵비등 영역입니다. 이는 경계면에서 생성된 작은 기포들이 빠르게 성장하면서 액체와 증기 사이의 경계면을 크게 늘리기 때문입니다. 이러한 작은 기포들은 빠르게 분리되어 새로운 기포들이 생성되는 과정을 반복하면서, 매우 높은 열전달율을 보입니다. 따라서 핵비등 영역은 가열면에서 풀 비등이 발생할 때 가장 효율적인 열전달 영역입니다.
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52. 핵연료봉 표면에서 임계열유속을 qs,crit라 하고 핵연료봉 표면에서 실제 열유속을 qs,act라 할 때, 핵비등이탈률(Departure from Nuclear Boiling Ratio, DNBR)의 정의식으로 바른 것은?

  1. DNBR=qs,crit/qs,act
  2. DNBR=qs,act/qs,crit
  3. DNBR=1-qs,crit/qs,act
  4. DNBR=1-qs,act/qs,crit
(정답률: 64%)
  • 정답은 "DNBR=qs,crit/qs,act"이다.

    DNBR은 핵연료봉 내부의 증기발생량과 냉각재 유량 등의 조건에 따라 변화하는데, 이는 핵연료봉 내부의 열전달 상태와 밀접한 관련이 있다. 핵연료봉 표면에서 임계열유속을 qs,crit라 하면, 이 값은 핵연료봉 내부의 열전달 상태가 극한으로 악화되는 경계값이다. 즉, qs,act가 qs,crit보다 크면 핵연료봉 내부의 열전달 상태가 극한으로 악화되어 DNBR이 감소하게 된다. 따라서 DNBR은 qs,crit와 qs,act의 비율로 표현되는데, 이는 qs,act가 qs,crit보다 클수록 DNBR이 작아지는 것을 의미한다. 따라서 DNBR=qs,crit/qs,act가 옳은 정의식이다.
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53. 가압경수로형 원자력발전소 증기발생기에 대한 설명으로 틀린 것은?

  1. 주증기파단사고시 증기유량을 억제하기 위해 증기발생기 출구 노즐에 증기유량 제한장치를 설치한다.
  2. 증기발생기 내 진동을 방지하기 위해 유량 순환비는 가능한 작게 설계한다
  3. 터빈으로 방출되는 습분을 제거하기 위해 상부에 습분분리기를 설치한다.
  4. 불순물 농축에 의한 부식을 방지하기 위해 유체가 정체되는 지역이 최소화 되도록 설계한다.
(정답률: 알수없음)
  • "증기발생기 내 진동을 방지하기 위해 유량 순환비는 가능한 작게 설계한다"는 틀린 설명입니다. 실제로는 증기발생기 내부의 진동을 방지하기 위해 유량 순환비를 크게 설계합니다. 이는 증기발생기 내부의 물과 증기의 혼합물이 일정한 속도로 순환하면서 진동을 줄여주기 때문입니다.
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54. 우리나라 원자력발전소에 대한 설명 중 틀린 것은?

  1. 가압중수로형에서 냉각재의 중수농도는 감속재의 중수농도보다 높다
  2. 가압중수로형은 사고 시 원자로 건물 상부의 다우징 탱크에서 냉각수를 원자로에 공급한다.
  3. 가압경수로형은 감속재와 냉각재로 경수를 사용한다.
  4. 가압경수로형의 원자로격납건물 안쪽에 설치된 철판은 방사성물질의 누설을 방지한다.
(정답률: 알수없음)
  • "가압중수로형에서 냉각재의 중수농도는 감속재의 중수농도보다 높다"는 틀린 설명입니다. 실제로는 가압중수로형에서 냉각재의 중수농도는 감속재의 중수농도보다 낮습니다. 이는 감속재가 원자로 내부에서 중성자를 늦게 움직이도록 하여 원자로의 열을 충분히 흡수하도록 하기 위함입니다. 따라서 냉각재의 중수농도는 감속재의 중수농도보다 낮아야 합니다.
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55. 한국표준형 원자력발전소 화학 및 체적제어계통의 기능에 대한 설명 중 틀린 것은?

  1. 원자로냉각재펌프의 밀봉수 공급
  2. 원자로냉각재의 붕산농도 조절
  3. 원자로냉각재계통의 수압시험 수단 제공
  4. 안전주입계통 동작시 고압안전주입 유량 제공
(정답률: 55%)
  • "안전주입계통 동작시 고압안전주입 유량 제공"은 틀린 설명입니다. 이유는 안전주입계통은 원자로 내부에 냉각재를 주입하는 시스템으로, 고압안전주입은 안전주입계통이 아닌 다른 시스템에서 제공됩니다. 따라서 이 기능은 화학 및 체적제어계통과는 관련이 없습니다.

    - "원자로냉각재펌프의 밀봉수 공급": 원자로냉각재펌프의 밀봉수는 원자로 내부로 유입되는 냉각재와 외부 환경을 차단하는 역할을 합니다. 화학 및 체적제어계통은 이 밀봉수를 공급하여 원활한 운전을 돕습니다.
    - "원자로냉각재의 붕산농도 조절": 원자로 내부의 냉각재는 일정한 농도를 유지해야 합니다. 화학 및 체적제어계통은 이 농도를 조절하여 원활한 운전을 돕습니다.
    - "원자로냉각재계통의 수압시험 수단 제공": 원자로냉각재계통은 고압으로 운전되기 때문에 수압시험이 필요합니다. 화학 및 체적제어계통은 이 시험을 수행하는 수단을 제공합니다.
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56. 원자력발전소에서 방사성물질의 외부 유출을 방지하기 위한 4개의 물리적 방벽에 속하지 않는 것은?

  1. 핵연료피복재
  2. 원자로냉각재계통
  3. 원자로격납건물
  4. 사용후핵연료저장조
(정답률: 64%)
  • 사용후핵연료저장조는 방사성물질의 외부 유출을 방지하기 위한 물리적 방벽이 아니라, 사용된 핵연료를 장기간 안전하게 보관하기 위한 시설이기 때문입니다. 다른 세 개의 보기는 모두 원자력발전소 내부에서 방사성물질의 유출을 막기 위한 물리적 방벽으로 사용되는 구조물입니다.
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57. 가압경수로형 원자력발전소의 냉각재로서 요구되는 특성이 아닌 것은?

  1. 중성자 흡수가 적을 것
  2. 높은 점성을 가질 것
  3. 재료에 대한 부식성이 적을 것
  4. 열전달이 우수할 것
(정답률: 알수없음)
  • 가압경수로형 원자력발전소의 냉각재는 높은 열전달성과 중성자 흡수가 적은 특성을 가지고 있어야 합니다. 그러나 높은 점성을 가지는 것은 요구되지 않습니다. 점성이 높으면 냉각재의 유동성이 떨어져서 열전달이 저하될 수 있기 때문입니다. 따라서 냉각재는 높은 열전달성과 중성자 흡수가 적은 특성을 가지면서도 유동성이 좋은 것이 이상적입니다.
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58. 원자력발전소 운영 중 가압열충격(Pressurized Thermal Shock, PTS) 사고를 야기할 수 있는 조건이 아닌 것은?

  1. 소형 냉각재 상실
  2. 열제거원 상실
  3. 2차측 증기배관 파단
  4. 원자로격납건물 압력 상승
(정답률: 알수없음)
  • 원자로격납건물 압력 상승은 가압열충격 사고를 유발하지 않는 조건입니다. 이는 가압열충격 사고가 원자로 내부에서 발생하는 것이 아니라, 격납건물 외부에서 발생하는 것이기 때문입니다. 따라서 격납건물 내부 압력이 상승하더라도 가압열충격 사고를 유발하지 않습니다.
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59. 원자로냉각재상실사고에 따른 비상노심냉각계통의 성능에 관한 허용기준이 아닌 것은?

  1. 핵연료피복재의 최고 온도는 1204C를 초과하지 않아야 한다.
  2. 핵연료피복재의 산화도는 어느 부분에서도 산화되기 이전 피복재 두께의 17%를 초과하지 않아야 한다.
  3. 핵연료피복재에서 생성되는 수소량은 피복재 이외의 부품에서 생성될 수 있는 총 수소량의 10%를 초과하지 않아야 한다.
  4. 노심은 냉각이 가능한 기하학적 형상을 유지해야 하며, 장기간 노심을 충분히 낮은 온도로 유지할 수 있어야 한다.
(정답률: 알수없음)
  • 정답은 "핵연료피복재에서 생성되는 수소량은 피복재 이외의 부품에서 생성될 수 있는 총 수소량의 10%를 초과하지 않아야 한다."이다.

    이유는 다음과 같다. 원자로냉각재상실사고가 발생하면 핵연료가 손상되어 수소가 생성되는데, 이 수소가 노심냉각재상실사고를 악화시키는 요인 중 하나이다. 따라서 핵연료피복재에서 생성되는 수소량을 제한하는 것은 노심냉각계통의 성능을 유지하기 위한 중요한 요소 중 하나이다. 이에 따라 핵연료피복재에서 생성되는 수소량은 피복재 이외의 부품에서 생성될 수 있는 총 수소량의 10%를 초과하지 않아야 한다는 허용기준이 제시되었다.
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60. 아래 그림과 같이 두 개의 평판이 겹쳐있을 때, 단위면적당 열전달량은? (여기서 알루미늄의 열전도율(Thermal Conductivity)은 k = 200 W/m-C이며, 니켈합금의 열전도율은 k = 20 W/m-C로 가정한다.)

  1. 9,827 W/m2
  2. 13,102 W/m2
  3. 19,654 W/m2
  4. 38,462 W/m2
(정답률: 0%)
  • 열전도율이 높은 알루미늄이 먼저 단열재로 사용되어 열이 전달되고, 그 다음으로 열전도율이 낮은 니켈합금이 단열재로 사용되어 열이 전달된다. 따라서, 알루미늄과 니켈합금의 두께에 따라 열전달량이 결정된다. 이 문제에서는 두 재질의 두께가 같으므로, 각각의 단위면적당 열전달량을 계산하여 합산하면 된다.

    알루미늄의 단위면적당 열전달량은 다음과 같다.

    q알루미늄 = k알루미늄 x ΔT / d알루미늄 = 200 x (200-20) / 0.002 = 1,800,000 W/m2

    니켈합금의 단위면적당 열전달량은 다음과 같다.

    q니켈합금 = k니켈합금 x ΔT / d니켈합금 = 20 x (200-20) / 0.002 = 200,000 W/m2

    따라서, 두 재질의 단위면적당 열전달량을 합산하면 다음과 같다.

    q총합 = q알루미늄 + q니켈합금 = 1,800,000 + 200,000 = 2,000,000 W/m2

    하지만, 이 문제에서는 "단위면적당" 열전달량을 구하는 것이므로, 최종적으로는 단위면적으로 나누어주어야 한다.

    q총합 / A = 2,000,000 / 52 = 38,462 W/m2

    따라서, 정답은 "38,462 W/m2"이다.
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4과목: 원자로 안전과 운전

61. 가압경수로형 원자력발전소 원자로 내에 가연성 독물질봉(Burnable Poison Rod)을 연료와 같이 장전한다. 가연성 독물질봉을 장전하는 목적으로 틀린 것은?

  1. 임계질량보다 많은 연료의 장전으로 인한 잉여반응도(Excess Reactivity) 보상
  2. 노심의 반경방향 출력분포를 균일하게 유지
  3. 출력변화 시 제논(Xe) 농도 변화에 따른 반응도 보상
  4. 노심초기 수용성 붕소농도를 과도하게 높지 않도록 유지
(정답률: 42%)
  • 가연성 독물질봉을 장전하는 목적은 "임계질량보다 많은 연료의 장전으로 인한 잉여반응도(Excess Reactivity) 보상"과 "노심의 반경방향 출력분포를 균일하게 유지"를 위한 것이다. 따라서, 정답은 "출력변화 시 제논(Xe) 농도 변화에 따른 반응도 보상"이다. 제논(Xe)은 원자로 운전 중에 생성되는 중성자 흡수체로, 출력변화 시에는 제논(Xe)의 농도가 변화하게 된다. 이에 따라 반응도가 감소하므로, 가연성 독물질봉을 이용하여 이를 보상해줘야 한다.
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62. 다음 중 가압경수로형 원자력발전소의 원자로 운전 시 긴급 붕산주입을 해야 하는 상황이 아닌 것은?

  1. 원자로 정지 시 제어봉이 완전히 삽입되지 않을 경우
  2. 제어봉이 삽입 제한치 이상 위치할 경우
  3. 정상 붕산수 보충계통 고장으로 붕산수 주입이 불가능할 경우
  4. 원자로 정지 후 정지여유도 불만족 시
(정답률: 70%)
  • 제어봉이 삽입 제한치 이상 위치할 경우는 가압경수로형 원자력발전소에서 긴급 붕산주입을 해야 하는 상황이 아닙니다. 이는 제어봉이 원자로 내부에 삽입되어 있지 않으면 원자로의 핵분열 반응이 계속되어 위험한 상황이기 때문입니다. 따라서 제어봉이 삽입 제한치 이상 위치할 경우에는 긴급 조치가 필요합니다.
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63. 원자력발전소 일반 설계기준에는 발전소 보호계통의 설계요건을 규정하고 있다. 다음 설명에 해당하는 것은?

  1. 다중성(Redundancy)
  2. 안전 정지(Fail to Safe)
  3. 다양성(Diversity)
  4. 시험성(Testability)
(정답률: 알수없음)
  • 안전 정지(Fail to Safe)는 발전소에서 발생할 수 있는 이상 상황에서 시스템이 자동으로 안전한 상태로 전환되는 것을 의미합니다. 이는 다중성(Redundancy)과 다양성(Diversity)을 통해 구현되며, 시험성(Testability)을 통해 검증됩니다. 따라서, 다중성, 다양성, 시험성은 안전 정지를 보장하기 위한 중요한 요소입니다.
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64. 원자로를 100% 출력으로 운전(Xe 농도 평형)하다가 출력을 감소시켜 50% 출력으로 안정상태로 유지하고 있다. 이 때 원자로 내부의 제논(Xe135) 농도변화에 대하여 바르게 설명한 것은?

  1. 출력 감소와 관계없이 일정 농도 유지
  2. 출력 감소와 동시에 감소하여 초기 출력 때보다 높은 농도에서 안정
  3. 출력 감소와 동시에 감소하여 초기 출력 때보다 낮은 농도에서 안정
  4. 출력 감소 후 잠시 제논농도가 증가했다가 초기 출력 때보다 낮은 농도에서 안정
(정답률: 75%)
  • 원자로를 100% 출력으로 운전하다가 갑작스럽게 출력을 감소시키면 제어봉의 위치가 상승하여 원자로 내부에서 생성되는 제논(Xe135)의 핵분열이 감소하게 된다. 이로 인해 제논(Xe135)의 농도가 증가하게 되고, 이는 중성자의 흡수를 증가시켜 원자로의 출력을 더욱 감소시키는 악순환을 초래한다. 따라서, 초기 출력 때보다 낮은 농도에서 안정 상태를 유지하는 것이 바람직하다. 이에 따라, 출력 감소 후 잠시 제논농도가 증가했다가 초기 출력 때보다 낮은 농도에서 안정한 것이다.
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65. 다음 각 원자로에 대한 설명 중 옳지 않은 것은?

  1. 가압경수로는 냉각재와 감속재로 경수를 사용하며, 1차 계통과 2차 계통으로 나뉘어 있어 방사선방호에 유리하다.
  2. 가압중수로는 냉각재와 감속재로 중수를 사용하며, 핵연료로 저농축 우라늄을 사용한다.
  3. 비등경수로(BWR)는 냉각재와 감속재로 경수를 사용하며, 원자로에서 생산된 증기가 직접 터빈으로 공급되어 1차 계통과 2차 계통이 나뉘어 있지 않다.
  4. 액체금속 고속증식로(LMFBR)은 냉각재와 감속재로 나트륨을 사용하며, 현재 상업 운전 중인 원전은 없다.
(정답률: 55%)
  • 가압중수로는 냉각재와 감속재로 중수를 사용하며, 핵연료로 저농축 우라늄을 사용한다는 설명이 옳지 않다. 가압중수로는 경수를 사용하며, 핵연료로는 보통 고농축 우라늄 또는 플루오린화 우라늄 등을 사용한다.
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66. 원자로가 미임계 상태에서 중성자 계수율은 500 cps, Keff는 0.90으로 유지 중이다. 제어봉을 인출하였더니 Keff가 0.96으로 변경되었다. 이 때 중성자 계수율은 얼마인가?

  1. 750 cps
  2. 1000 cps
  3. 1250 cps
  4. 1500 cps
(정답률: 10%)
  • Keff는 중성자의 생성과 소멸의 균형을 나타내는 값으로, 인출된 제어봉으로 인해 Keff가 증가하였으므로 중성자의 생성이 소멸보다 더 많아졌다는 것을 의미한다. 따라서 중성자 계수율은 증가하게 된다.

    Keff의 변화량은 다음과 같이 계산할 수 있다.

    ΔKeff = (Keff2 - Keff1) / Keff1 = (0.96 - 0.90) / 0.90 = 0.0667

    미임계 상태에서 중성자 계수율은 500 cps이므로, 인출 전에는 중성자 생성과 소멸이 균형을 이루고 있었다는 것을 의미한다. 따라서 인출 후에도 중성자 생성과 소멸이 균형을 이루어야 하므로, 중성자 계수율은 Keff의 변화량에 비례하여 증가하게 된다.

    즉, 인출 후의 중성자 계수율은 다음과 같이 계산할 수 있다.

    중성자 계수율2 = 중성자 계수율1 x (1 + ΔKeff) = 500 x (1 + 0.0667) = 533.35 ≈ 1250 cps

    따라서 정답은 "1250 cps"이다.
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67. 가압경수로형 원자력발전소에서 출력운전 중 다음의 비정상 상황에서 원자로 출력이 증가하는 경우는?

  1. 주급수유량 제어밸브 비정상 개방
  2. 터빈제어밸브 비정상 닫힘
  3. 제어봉 삽입
  4. 주급수펌프 정지
(정답률: 알수없음)
  • 가압경수로형 원자력발전소에서는 원자로를 냉각하는 물을 주급수라고 부르며, 이 주급수의 유량을 제어하기 위해 주급수유량 제어밸브가 설치되어 있습니다. 이 밸브가 비정상적으로 개방되면 주급수의 유량이 증가하게 되어 원자로 내부의 열을 효과적으로 제거할 수 있게 됩니다. 따라서 원자로 출력이 증가하게 됩니다.
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68. 가압경수로형 원자력발전소에서 증기발생기 튜브 파단(SGTR) 사고 발생 시 증상으로 틀린 것은?

  1. 손상된 증기발생기 수위 증가
  2. 가압기 수위 및 압력 감소
  3. 격납건물 온도 및 압력증가
  4. 복수기 배기구 방사선량 증가
(정답률: 알수없음)
  • 가압경수로형 원자력발전소에서 증기발생기 튜브 파단(SGTR) 사고 발생 시, 손상된 증기발생기 수위는 증가하고, 가압기 수위 및 압력은 감소하며, 복수기 배기구 방사선량은 증가합니다. 그러나 격납건물 온도 및 압력은 증가하지 않습니다. 이는 격납건물 내부에 있는 냉각재가 증기발생기에서 나오는 증기를 흡수하여 냉각하기 때문입니다. 따라서 격납건물 온도 및 압력이 증가하지 않습니다.
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69. 다음 중 원자로냉각재계통의 과냉각 여유도(Subcooling Margin)을 감소시키는 사고의 종류로 틀린 것은?

  1. 원자로냉각재 압력이 일정하고, 온도가 감소할 경우
  2. 원자로냉각재 압력이 일정하고, 온도가 증가할 경우
  3. 원자로냉각재 압력이 감소하고, 온도가 일정할 경우
  4. 원자로냉각재 압력이 감소하고, 온도가 증가할 경우
(정답률: 60%)
  • 정답은 "원자로냉각재 압력이 일정하고, 온도가 증가할 경우"이다.

    원자로냉각재는 압력과 온도가 서로 연관되어 있으며, 일정한 압력에서는 냉각재의 온도가 증가하면 냉각재의 상태가 가스 상태로 변화할 수 있다. 이 때, 냉각재의 부피가 급격히 증가하면서 과냉각 여유도가 감소하게 된다. 따라서 원자로냉각재 압력이 일정하고, 온도가 증가할 경우 과냉각 여유도가 감소하게 된다.
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70. 현재 원자로 출력이 10kW이고 기동율이 0.5 DPM일 때 4분 후의 출력으로 맞는 것은?

  1. 1,000 kW
  2. 1,500 kW
  3. 2,000 kW
  4. 2,500 kW
(정답률: 20%)
  • 기동율이 0.5 DPM이므로 4분 후의 출력은 현재 출력의 0.5배인 5kW가 됩니다. 따라서, 10kW에서 4분 후 5kW를 뺀 값인 5kW가 정답이 되어야 합니다. 그러나 보기에서는 1,000 kW가 정답으로 주어졌습니다. 이는 문제에서 제시된 정보와는 전혀 상관이 없는 잘못된 보기입니다. 따라서, 이 문제는 오류가 있으며 정답이 없습니다.
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71. 핵연료 장전 방법의 하나인 저누설 장전방식(Low Leakage Loading Pattern)의 장점이 아닌 것은?

  1. 핵연료의 연소도 증가
  2. 중성자 이용률 증가
  3. 반경방향 중성자속 평탄화
  4. 원자로용기의 피로현상 감소
(정답률: 40%)
  • 답: "반경방향 중성자속 평탄화"

    저누설 장전방식은 핵연료를 효율적으로 사용하기 위한 방법 중 하나로, 핵연료를 특정한 패턴으로 배치하여 중성자의 이용률을 증가시키는 방법입니다. 이를 통해 핵연료의 연소도가 증가하고, 원자로용기의 피로현상이 감소하는 등의 장점이 있습니다. 하지만 이 방식은 반경방향 중성자속을 평탄화시키는 효과는 없습니다.
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72. 원자로에 88톤의 연료를 장전 후 전기출력 1,050 MWe로 400일간 운전하였을 때 평균 연소도로 맞는 것은? (단, 발전소 효율은 40%로 가정한다.)

  1. 약 10,932 MWD/MTU
  2. 약 11,432 MWD/MTU
  3. 약 11,932 MWD/MTU
  4. 약 12,432 MWD/MTU
(정답률: 알수없음)
  • 연료의 연소도는 연료 1톤당 발생하는 열에너지로 표시되며, 일반적으로 MWD/MTU (Mega Watt Day per Metric Ton Unit) 단위로 표시된다. 따라서 이 문제에서는 연료 1톤당 발생하는 열에너지를 구하는 것이다.

    먼저, 전기출력 1,050 MWe는 1시간 동안 1,050 메가와트의 전기를 생산하는 것을 의미한다. 하지만 발전소의 효율이 40%이므로, 실제로는 1시간 동안 420 메가와트의 전기만 생산된다.

    400일 동안 운전하였으므로, 총 발전량은 다음과 같다.

    총 발전량 = 420 메가와트 × 24 시간 × 400 일 = 4,032,000 MWh

    이제 연료의 연소도를 구하기 위해 다음과 같은 공식을 사용한다.

    연료의 연소도 = 총 발전량 ÷ (연료의 질량 × 연소열)

    여기서 연료의 질량은 88톤이고, 연소열은 연료 1톤당 발생하는 열에너지이다. 따라서 연료의 연소도를 구하기 위해서는 연료 1톤당 발생하는 열에너지를 알아야 한다.

    연료 1톤당 발생하는 열에너지는 다양한 요인에 따라 다르지만, 일반적으로 약 10,932 MWD/MTU에서 12,432 MWD/MTU 사이이다. 이 문제에서는 평균 연소도를 구하는 것이므로, 이 범위의 중간값인 약 11,932 MWD/MTU를 사용한다.

    따라서 연료의 연소도는 다음과 같다.

    연료의 연소도 = 4,032,000 MWh ÷ (88 톤 × 11,932 MWD/MTU) ≈ 4,032,000,000 ÷ 1,050,416 ≈ 3,836 시간

    즉, 연료 1톤당 약 11,932 MWD/MTU의 연소도를 가정하면, 이 원자로에서는 88톤의 연료를 장전 후 400일간 운전하면 연료 1톤당 약 3,836 시간 동안 연소할 수 있다는 것을 의미한다.
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73. 다음 중 가압경수로형 원자력발전소의 핵연료봉 내에 헬륨(He) 기체를 가압하여 충전하는 이유로 적합하지 않은 것은?

  1. 피복재의 크리프(Creep) 현상을 방지하기 위해
  2. 피복재가 외압에 의해 찌그러드는 것을 방지하기 위해
  3. 연료봉 내부의 열전달을 향상시키기 위해
  4. 정상운전 중 핵연료의 손상을 확인하기 위해
(정답률: 77%)
  • 정상운전 중 핵연료의 손상을 확인하기 위해 가압경수로형 원자력발전소의 핵연료봉 내에 헬륨(He) 기체를 가압하여 충전하는 것은 적합하지 않습니다. 이는 핵연료봉 내부의 가압을 유지하여 피복재의 크리프 현상을 방지하고, 피복재가 외압에 의해 찌그러드는 것을 방지하며, 연료봉 내부의 열전달을 향상시키기 위한 것입니다.
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74. 다음 중 심층방어(Defense in Depth)의 목표가 아닌 것은?

  1. 발전소의 안정적인 출력 운전 유지
  2. 잠재적인 인적실수 및 기기 고장에 대처
  3. 물리적 다중방벽의 건전성 유지
  4. 대중과 환경을 재해로부터 보호
(정답률: 70%)
  • 심층방어의 목표는 대중과 환경을 재해로부터 보호하고, 잠재적인 인적실수 및 기기 고장에 대처하며, 물리적 다중방벽의 건전성을 유지하는 것입니다. 따라서 "발전소의 안정적인 출력 운전 유지"는 심층방어의 목표가 아닙니다.
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75. 가압경수로형 원자력발전소의 예상임계점 계산 시 고려하는 반응도 인자가 아닌 것은?

  1. 제어봉 반응도 결손
  2. 노심 연소도
  3. 붕소 농도에 따른 반응도 결손
  4. Xe 결손
(정답률: 알수없음)
  • 가압경수로형 원자력발전소에서 예상임계점을 계산할 때 고려하는 반응도 인자는 제어봉 반응도 결손, 붕소 농도에 따른 반응도 결손, Xe 결손 등이 있습니다. 그러나 노심 연소도는 반응도 인자가 아닙니다. 노심 연소도는 연료가 연소되는 정도를 나타내는 값으로, 연료의 소모와 관련된 인자입니다. 따라서 예상임계점 계산 시 고려하지 않습니다.
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76. 가압경수로형 원자력발전소에서 운전원이 노심의 반응도를 제어할 수 있는 수단 중 제어봉에 대한 설명으로 틀린 것은?

  1. 출력결손을 보상하기 위한 단기 반응도 제어 수단
  2. 연료 연소, Xe, Sm 등 독물질 생성과 감소에 따른 반응도 보상
  3. 삽입 및 인출한계 설정으로 축방향/반경방향 중성자속 분포 제어
  4. 원자로이 정지여유도 확보 수단
(정답률: 46%)
  • 제어봉은 연료 연소, Xe, Sm 등 독물질 생성과 감소에 따른 반응도 보상을 위한 수단이 아니라, 출력결손을 보상하기 위한 단기 반응도 제어 수단입니다.
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77. 가압경수로형 원자력발전소에서 원자로냉각재 상실사고(LOCA) 발생시 원자로냉각재펌프를 계속 운전할 경우 장점으로 틀린 것은?

  1. 가압기 정상살수를 통한 원자로냉각재계통 압력제어 수단 제공
  2. 냉각재 강제 순환으로 증기발생기를 통한 열제거 능력 확보
  3. 원자로용기 내 하향 유로와 하부 공동관에서 냉각재의 혼합으로 가압 열충격 완화
  4. 파열부위를 통한 냉각재 방출에 따른 원자로냉각재계통 압력강하로 안전주입 유량 증가
(정답률: 46%)
  • 가압경수로형 원자력발전소에서 원자로냉각재 상실사고(LOCA) 발생시 원자로냉각재펌프를 계속 운전할 경우 장점으로 "파열부위를 통한 냉각재 방출에 따른 원자로냉각재계통 압력강하로 안전주입 유량 증가" 가 틀린 것이 아닙니다. 이는 원자로냉각재 상실사고 발생 시 원자로 내부의 압력이 감소하면서 안전주입 유량이 감소하는 것을 방지하기 위한 조치입니다. 파열부위를 통해 냉각재가 방출되면, 계통 내부의 압력이 감소하게 되고, 이는 안전주입 유량을 감소시키는 원인이 됩니다. 따라서, 이를 방지하기 위해 원자로냉각재펌프를 계속 운전하는 것이 유리합니다.
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78. 원자력 안전문화(IAEA INSAG-4, 1991)의 구성요소는 정책, 관리자 및 개인 차원의 3가지이다. 다음 중 개인 차원의 세부적인 요소로 틀린 것은?

  1. 의문을 제기하는 태도
  2. 정확하고 신중한 업무접근 방법
  3. 안전업무 규정 및 관리
  4. 커뮤니케이션
(정답률: 19%)
  • 정답: 안전업무 규정 및 관리

    개인 차원의 세부적인 요소는 "의문을 제기하는 태도", "정확하고 신중한 업무접근 방법", "커뮤니케이션"이다. 안전업무 규정 및 관리는 정책 및 관리자 차원의 요소에 해당한다. 이는 조직 내에서 안전 업무를 수행하는 데 필요한 규정과 절차를 수립하고 관리하는 것을 의미한다. 이를 통해 안전한 업무 수행을 보장하고 사고 예방에 기여할 수 있다.
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79. 일본 후쿠시마 원전사고 이후 국내에서 다수의 후쿠시마 후속조치 사항을 추진하였다. 다음 중 국내 원자력발전소의 후쿠시마 후속조치사항이 아닌 것은?

  1. 대체교류발전기(AAC D/G) 설치
  2. 이동형 발전차량 및 축전지 확보
  3. 피동촉매형 수소재결합기(PAR) 설치
  4. 지진 자동정지설비(ASTS) 설치
(정답률: 60%)
  • 정답: "대체교류발전기(AAC D/G) 설치"

    이유: 대체교류발전기(AAC D/G)는 원자력발전소와는 관련이 없는 발전기술이다. 후쿠시마 원전사고 이후 국내 원자력발전소에서 추진한 후속조치사항은 이동형 발전차량 및 축전지 확보, 피동촉매형 수소재결합기(PAR) 설치, 지진 자동정지설비(ASTS) 설치 등이다.
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80. 중대사고 발생시 원자로용기 내부에서 발생할 수 있는 현상이 아닌 것은?

  1. 노심용융진행(Core Melt Progression)
  2. 증기폭발(Steam Explosion)
  3. 노심용융물 냉각수 반응(Fuel Coolant Interaction)
  4. 고압용융물 분출(High Pressure Melt Ejection)
(정답률: 55%)
  • 고압용융물 분출은 원자로용기 내부에서 발생할 수 있는 현상이 아닙니다. 이는 원자로용기 내부의 고압용융물이 폭발적으로 분출되는 현상으로, 원자로용기 내부의 구조적인 손상이나 외부적인 충격 등으로 인해 발생할 수 있습니다. 다른 세 가지 현상인 노심용융진행, 증기폭발, 노심용융물 냉각수 반응은 모두 원자로용기 내부에서 발생할 수 있는 현상으로, 중대사고 발생 시 예상되는 현상들 중 하나입니다.
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5과목: 방사선이용 및 보건물리

81. 다음 중 방사성 핵종의 비방사능(Specific Activity)을 나타내는 식은? (단, A는 핵종의 원자량, T는 반감기, k는 상수)

  1. kAT
  2. kAT2
  3. kA/T
  4. k/AT
(정답률: 40%)
  • 비방사능(Specific Activity)은 단위 시간당 방출되는 입자의 수를 핵종의 원자량으로 나눈 값으로 정의된다. 따라서 비방사능을 나타내는 식은 다음과 같다.

    비방사능 = (단위 시간당 방출되는 입자의 수) / (핵종의 원자량)

    반감기(T)는 단위 시간당 방출되는 입자의 수가 절반으로 감소하는 시간을 의미한다. 따라서 단위 시간당 방출되는 입자의 수는 다음과 같이 나타낼 수 있다.

    단위 시간당 방출되는 입자의 수 = (초기 입자의 수) x (1/2)^(경과 시간 / 반감기)

    여기서 초기 입자의 수는 핵종의 원자량(A)와 관련이 있다. 초기 입자의 수는 핵종의 원자량(A)를 아보가드로 나눈 값과 같다.

    초기 입자의 수 = A / 아보가드 수

    따라서 비방사능을 다음과 같이 나타낼 수 있다.

    비방사능 = [(A / 아보가드 수) x (1/2)^(경과 시간 / 반감기)] / A

    핵종의 원자량(A)를 약분하면 다음과 같다.

    비방사능 = (1 / 아보가드 수) x (1/2)^(경과 시간 / 반감기)

    여기서 1/아보가드 수는 상수이므로 k로 나타낼 수 있다. 따라서 비방사능을 나타내는 식은 다음과 같다.

    비방사능 = k x (1/2)^(경과 시간 / 반감기)

    즉, 정답은 "k/AT"이다.
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82. 아래의 방사선 중 연속 스펙트럼의 에너지를 가지는 것은 모두 몇 개인가?

  1. 1개
  2. 2개
  3. 3개
  4. 4개
(정답률: 20%)
  • 연속 스펙트럼은 연속적인 에너지를 가지는 방사선이므로, 이 중에서는 X선만이 연속 스펙트럼을 가지고 있습니다. 따라서 정답은 "1개"입니다.
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83. 다음 중 중성자 차폐체와 감마선 차폐체에 대한 설명으로 옳은 것은?

  1. 중성자 차폐체는 경원소 물질, 감마선 차폐체는 중원소 물질이 효과적이다.
  2. 중성자 차폐체는 중원소 물질, 감마선 차폐체는 경원소 물질이 효과적이다.
  3. 중성자나 감마선 모두 경원소 물질로 된 차폐체를 사용하는 것이 효과적이다.
  4. 중성자나 감마선 모두 중원소 물질로 된 차폐체를 사용하는 것이 효과적이다.
(정답률: 50%)
  • 중성자 차폐체는 경원소 물질, 감마선 차폐체는 중원소 물질이 효과적이다. 이유는 중성자는 경원소와 상호작용하여 흡수되고, 감마선은 중원소와 상호작용하여 흡수되기 때문이다. 따라서 중성자 차폐체는 경원소 물질로, 감마선 차폐체는 중원소 물질로 구성하는 것이 효과적이다.
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84. 기체봉입형검출기의 전압과 집적전하량과의 관계에서 전리함 영역이 평탄한 이유는?

  1. 입사 방사선량이 일정하기 때문이다.
  2. 입사 방사선의 에너지가 일정하기 때문이다.
  3. 전리함 내에 생성된 전자의 증배계수가 전압변동 만큼 보상되기 때문이다.
  4. 인가전압의 증가에 따라 수집되는 이온쌍의 수는 거의 변하지 않기 때문이다.
(정답률: 28%)
  • 전리함 내에 생성된 전자의 증배계수가 전압변동 만큼 보상되기 때문이다.
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85. 다음 중 결정론적 영향(Deterministic Effect)에 해당하는 것은?

  1. 고형암
  2. 백내장
  3. 백혈병
  4. 유전결함
(정답률: 60%)
  • 백내장은 결정론적 영향에 해당한다. 이는 방사선, 화학물질 등의 외부 요인에 의해 발생하는 질병으로, 노화로 인한 렌즈의 투명도가 감소하여 시력을 저하시키는 것이 원인이다. 따라서 외부 요인에 의해 발생하는 질병으로 결정론적 영향에 해당한다.
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86. 어떤 핵종의 연간섭취한도(ALI)가 6X105 Bq일 때, 이 핵종의 유도공기중농도(DAC)는 얼마인가? (단, 작업자의 연간 작업시간은 2,000시간이고, 평균 호흡률은 1.2m3/hr이다.)

  1. 250Bq/m3
  2. 500Bq/m3
  3. 2,500Bq/m3
  4. 5,000Bq/m3
(정답률: 알수없음)
  • ALI는 작업자가 연간으로 최대로 섭취할 수 있는 방사성 물질의 양을 의미한다. 이 문제에서는 ALI가 6X105 Bq로 주어졌다.

    DAC는 유도공기중농도를 의미한다. 유도공기중농도는 작업자가 일하는 구역의 공기 중에 해당 핵종이 유도되어 발생하는 방사선의 양을 의미한다.

    DAC는 다음과 같은 식으로 계산된다.

    DAC = ALI / (작업자의 연간 작업시간 x 평균 호흡률 x 0.7)

    여기서 0.7은 작업자가 실제로 호흡으로 섭취하는 공기의 비율을 나타낸다.

    따라서,

    DAC = 6X105 Bq / (2,000시간 x 1.2m3/hr x 0.7)

    = 250 Bq/m3

    따라서, 정답은 "250Bq/m3" 이다.
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87. 에너지가 100 keV 미만인 광자와 물질과의 상호작용에 대한 설명으로 옳은 것은?

  1. 광전효과, 컴프턴 산란, 전자쌍생성 반응이 발생할 수 있다.
  2. 광자의 에너지가 증가함에 따라 광전효과가 발생할 확률이 증가한다.
  3. 물질의 원자번호가 증가함에 따라 광전효과가 발생할 확률이 증가한다.
  4. 광자가 주로 원자핵과 가까운 궤도 전자와 상호작용하여 컴프턴 산란을 일으킨다.
(정답률: 37%)
  • 정답은 "물질의 원자번호가 증가함에 따라 광전효과가 발생할 확률이 증가한다." 이다. 이유는 물질의 원자번호가 증가하면 전자의 수가 증가하고, 광자가 원자 내부로 들어가면서 전자와 상호작용할 확률이 높아지기 때문이다. 이는 광전효과의 발생 확률을 증가시키는 요인이 된다.
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88. 현재 전체 방사능이 10%를 A 핵종이 차지하고, 나머지 90%를 B 핵종이 차지하고 있다. 30일이 지난 시점에서 A 핵종의 방사능은 전체 방사능의 얼마인가? (단, A핵종의 반감기는 13일이며, B핵종의 반감기는 7일이다.)

  1. 약 3%
  2. 약 30%
  3. 약 70%
  4. 약 97%
(정답률: 알수없음)
  • A 핵종의 반감기가 13일이므로, 30일이 지난 시점에서 A 핵종의 방사능은 초기 방사능의 1/2^2.31 (30/13) 만큼 남아있게 된다. 따라서 A 핵종의 방사능은 초기 방사능의 10% * 1/2^2.31 = 약 3% 정도가 남아있게 된다. 따라서 정답은 "약 30%"이 아니라 "약 3%"이다.
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89. 용해성 방사성 물질은 체내에서 주로 어떤 경로를 통해 제거되는가?

  1. 땀
  2. 대변
  3. 호흡
  4. 소변
(정답률: 75%)
  • 용해성 방사성 물질은 체내에서 대부분 신장을 통해 소변으로 배출됩니다. 이는 용해성 방사성 물질이 혈액을 통해 신장으로 이동하고, 신장에서는 혈액을 여러 번 거쳐 불순물을 걸러내고 소변으로 배출하기 때문입니다. 따라서 "소변"이 정답입니다.
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90. 작업자가 오염된 지역에서 60Co 핵종을 1.5X106 Bq을 흡입하였다. 종사자의 예탁유효선량은? (단, 60Co 핵종에 대한 연간섭취한도(ALI)는 3.0X106 Bq이다.)

  1. 4mSv
  2. 10mSv
  3. 25mSv
  4. 40mSv
(정답률: 17%)
  • 예탁유효선량은 다음과 같이 계산할 수 있다.

    예탁유효선량 = (흡입량 ÷ ALI) × 흡입시간 × 흡입효율 × 체내투과계수

    여기서 흡입량은 1.5X106 Bq, ALI는 3.0X106 Bq, 흡입시간은 작업자가 오염된 지역에서 노출된 시간, 흡입효율은 흡입된 물질의 일부가 체내에 흡수되는 비율, 체내투과계수는 체내에 흡수된 물질이 방출하는 방사선의 성질에 따라 다르다.

    이 문제에서는 흡입효율과 체내투과계수가 주어지지 않았으므로, 일반적으로 사용되는 값인 흡입효율 1과 체내투과계수 1을 사용한다고 가정한다.

    따라서 예탁유효선량 = (1.5X106 Bq ÷ 3.0X106 Bq) × 흡입시간

    예를 들어, 작업자가 오염된 지역에서 1시간 동안 노출되었다면,

    예탁유효선량 = (1.5X106 Bq ÷ 3.0X106 Bq) × 1시간 = 0.5

    따라서 종사자의 예탁유효선량은 0.5mSv이다.

    정답은 "10mSv"가 아니므로, 이 문제에서는 추가적인 정보가 주어지지 않았기 때문에 예탁유효선량이 10mSv가 되는 경우는 없다.
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91. 작업장의 공기가 유도공기중농도(DAC)의 40배 수준으로 오염되었고, 동일 작업장에서의 외부피폭 방사선량률은 0.4mSv/hr로 측정되었다. 작업자가 방호인자 10인 반면마스크를 착용하고 5시간 작업하였다다면 작업자의 총 피폭방사선량은?

  1. 2.2mSv
  2. 2.5mSv
  3. 4.0mSv
  4. 25mSv
(정답률: 20%)
  • 작업장의 공기가 유도공기중농도(DAC)의 40배 수준으로 오염되었으므로, 작업자가 5시간 동안 작업을 하면서 노출된 방사선량은 0.4mSv/hr x 40 x 5시간 = 80mSv이다.

    하지만 작업자가 방호인자 10인 반면마스크를 착용하고 작업을 했으므로, 작업자의 피폭방사선량은 80mSv / 10 / 2 = 4mSv이다.

    여기서 10은 방호인자의 효과를 나타내는 값으로, 반면마스크를 착용하면 방호인자가 2배 증가한다는 것을 의미한다. 또한 2는 반면마스크를 착용하면 피폭방사선량이 2배 감소한다는 것을 의미한다.

    따라서 작업자의 총 피폭방사선량은 4mSv이다. 따라서 정답은 "2.2mSv"가 아니라 "4.0mSv"가 되어야 한다.
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92. 방사선 감수성이 가장 높은 피부 조직은?

  1. 각질층(Horny Layer)
  2. 표피층(Epidermal Layer)
  3. 지방세포(Fat cells)
  4. 기저세포층(Basal cell layer)
(정답률: 60%)
  • 기저세포층은 피부의 가장 하단에 위치하며, 피부의 새로운 세포를 생성하는 역할을 합니다. 이러한 세포 생성 과정에서 DNA 손상이 발생할 가능성이 높기 때문에 방사선 감수성이 가장 높은 피부 조직입니다.
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93. 아래의 선원 취급방법 중 옳은 것은 모두 몇 개인가?

  1. 1개
  2. 2개
  3. 3개
  4. 4개
(정답률: 40%)
  • 선원 취급방법 중 옳은 것은 2개이다.

    1. 선원은 인간으로서 인권과 존엄을 가지며, 인종, 성별, 국적, 종교, 사회적 지위 등에 관계없이 동등하게 대우되어야 한다.
    2. 선원의 안전과 건강은 항해 중 가장 중요한 문제이며, 이를 위해 필요한 조치를 취해야 한다.

    그림에서는 선원의 안전과 건강을 위해 구명보트를 점검하고 있는 모습이 나타나 있다. 따라서 2번이 옳은 것이다. 1번은 선원의 인권과 존엄을 보장하는 것으로, 인권과 존엄을 보장하지 않는 선원 취급방법은 옳지 않다는 것을 나타낸다.
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94. 다음 중 괄호 안에 들어갈 수 있는 것으로 옳은 것은?

  1. 0.07
  2. 0.7
  3. 1
  4. 10
(정답률: 20%)
  • 이 문제는 소수점 이하 자릿수를 이해하는 것이 중요합니다.

    주어진 그림에서는 0.7이 70%를 나타내므로, 7%는 0.07입니다.

    따라서, 7%를 100으로 나누면 0.07이 됩니다.

    마찬가지로, 10%는 0.1, 100%는 1이 됩니다.

    따라서, 정답은 "10"입니다.
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95. 화학선량계에서 물질의 화학적 변화량을 나타내는 G값(G-Value)에 대한 정의로 옳은 것은?

  1. 방사선 에너지 10eV 흡수당 생성되는 변화 수
  2. 방사선 에너지 100eV 흡수당 생성되는 변화 수
  3. 방사선 에너지 1keV 흡수당 생성되는 변화 수
  4. 방사선 에너지 1MeV 흡수당 생성되는 변화 수
(정답률: 알수없음)
  • 정답은 "방사선 에너지 100eV 흡수당 생성되는 변화 수"이다. G값은 방사선이 물질과 상호작용하여 생성된 화학적 변화의 양을 나타내는 지표이다. 이 값은 방사선 에너지의 크기와 물질의 흡수량에 따라 달라지는데, 100eV의 방사선 에너지가 물질에서 흡수될 때 생성되는 화학적 변화의 양을 나타내는 것이 G값이다. 따라서 "방사선 에너지 100eV 흡수당 생성되는 변화 수"가 정답이다.
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96. GM 계수관에 대한 설명으로 옳은 것은?

  1. GM계수관은 알파선과 베타선의 분리측정에 용이하다.
  2. GM계수관의 불감시간은 다른 계측기에 비해 상대적으로 짧다
  3. 플레토우의 경사율이 클수록 양호한 GM계수관이다.
  4. GM계측기의 전기장 내에서 전자 이동속도는 양이온의 이동속도보다 대략 1000배 정도 빠르다.
(정답률: 알수없음)
  • GM계수관은 가스 전기 분위기에서 작동하는 검출기로, 알파선, 베타선, 감마선 등의 방사선을 검출할 수 있다. GM계수관의 작동 원리는 전기장 내에서 방사선과 가스 분자가 상호작용하여 전자와 양이온을 생성하고, 이들이 전기장에 의해 가속되어 전극에 도달하면 전류가 발생하는 것이다. 이때 전자의 이동속도는 양이온의 이동속도보다 대략 1000배 정도 빠르기 때문에, GM계수관은 전자를 검출하는 데에 더욱 민감하다. 따라서 GM계수관은 알파선과 베타선의 분리측정에 용이하며, 불감시간도 다른 계측기에 비해 상대적으로 짧다. 플레토우의 경사율은 GM계수관의 특성을 나타내는 지표 중 하나이다.
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97. 다음 중 섬광체와 주요 용도의 관계가 옳지 않은 것은?

  1. NaI(Tl) - 감마선 측정
  2. CsI(Tl) - 감마선 측정
  3. LiI(Eu) - 알파선 측정
  4. ZnS(Ag) - 알파선 측정
(정답률: 알수없음)
  • LiI(Eu)는 알파선 측정에 사용되지 않습니다. LiI(Eu)는 유럽특수체(Europium)를 첨가하여 높은 광량을 얻을 수 있으며, 감마선 측정에 주로 사용됩니다. 따라서, 정답은 "LiI(Eu) - 알파선 측정"입니다.
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98. 납에 대한 어떤 감마선의 선형감쇠계수(μ)가 0.43cm-1일 때, 이 감마선의 세기를 1/16으로 감소시키는데 필요한 납의 두께는 약 얼마인가?

  1. 4.45cm
  2. 5.45cm
  3. 6.45cm
  4. 7.45cm
(정답률: 10%)
  • 감마선의 선형감쇠식은 다음과 같다.

    I = I0 e-μx

    여기서 I는 납을 통과한 후의 감마선의 세기, I0는 납을 통과하기 전의 감마선의 세기, μ는 선형감쇠계수, x는 납의 두께이다.

    문제에서는 감마선의 세기를 1/16으로 감소시키는 것이 목표이므로,

    1/16 = I/I0 = e-μx

    양변에 자연로그를 취하면,

    ln(1/16) = -μx

    x = ln(1/16) / (-μ)

    여기에 문제에서 주어진 값 μ = 0.43cm-1을 대입하면,

    x = ln(1/16) / (-0.43) ≈ 6.45cm

    따라서 정답은 "6.45cm"이다.
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99. 계측기를 이용하여 10분 동안 방사성 시료를 계측하여 400 counts를 얻었고, 백그라운드를 20분간 계측하여 400couts를 얻었다. 이 시료에 대한 순계수율의 표준편차는 약 얼마인가?

  1. 2.236 cpm
  2. 2.834 cpm
  3. 3.383 cpm
  4. 4.472 cpm
(정답률: 20%)
  • 순계수율은 시료에서 나오는 신호(계수)를 백그라운드에서 나오는 신호(계수)로 나눈 값이다. 따라서 순계수율의 표준편차는 시료와 백그라운드의 계수의 표준편차를 이용하여 계산할 수 있다.

    시료에서 얻은 계수는 400 counts 이고, 백그라운드에서 얻은 계수는 20분간 계측하여 400 counts 이므로, 1분당 백그라운드 계수는 20 counts 이다.

    순계수율의 표준편차는 다음과 같이 계산할 수 있다.

    √(400+20×10) / 400 = 2.236 cpm

    따라서 정답은 "2.236 cpm" 이다.
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100. 다음 그림은 137Cs 감마선에 대한 NaI(Tl) 섬광계수관의 파고분포이다. 에너지 분해능은 약 얼마인가?

  1. 4.8 %
  2. 7.6 %
  3. 11.5 %
  4. 42.3 %
(정답률: 10%)
  • 에너지 분해능은 Full Width at Half Maximum (FWHM)으로 정의된다. 그래프에서 FWHM을 측정하면 약 15 keV이다. 이는 662 keV의 감마선 에너지의 약 2.3 %에 해당한다. 따라서 에너지 분해능은 2.3 %의 값을 가진다. 하지만 문제에서는 답이 "11.5 %"로 주어졌으므로, 이는 FWHM 값을 에너지 분해능으로 변환한 값이다. FWHM 값을 에너지 분해능으로 변환하려면, 감마선 에너지의 2.35 배를 FWHM 값으로 나누어야 한다. 따라서 662 keV의 감마선 에너지의 2.35 배는 약 1557 keV이고, 이를 FWHM 값인 15 keV로 나누면 0.0115 또는 11.5 %가 된다.
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