원자력기사 필기 기출문제복원 (2022-09-18)

원자력기사
(2022-09-18 기출문제)

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1과목: 원자력기초

1. 원자 핵 내에서 작용하는 힘에 대한 설명으로 옳지 않은 것은?

  1. 양성자와 상호 간에 작용하는 힘은 전기력보다 작다.
  2. 핵자 간에 인력이 작용 및 10-15m수준 근거리서 작용한다.
  3. 중성자와 중성자 간에 작용하는 힘은 양성자 간에 작용하는 힘과 같다.
  4. 양성자, 중성자 등 핵자들 간에 교환력이 존재한다.
(정답률: 알수없음)
  • "양성자와 상호 간에 작용하는 힘은 전기력보다 작다." 이 설명은 옳지 않습니다. 핵 내에서 작용하는 힘 중 가장 강력한 것은 강력한 핵력이며, 이는 양성자와 양성자, 양성자와 중성자 간에 작용하는 힘입니다. 이 힘은 전기력보다 훨씬 강하며, 핵 내에서의 원자핵 안정성과 에너지 방출 등에 중요한 역할을 합니다. 따라서 "양성자와 상호 간에 작용하는 힘은 전기력보다 작다." 는 설명은 옳지 않습니다.
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2. 감속능과 감속비에 대하여 올바르게 설명한 것은?

  1. 중성자가 원자핵에 입사하여 충돌 당 잃는 에너지가 작을수록 감속능은 크다.
  2. 감속능은 중성자의 산란단면적이 클수록 크다.
  3. 감속능은 중성자 흡수단면적이 작을수록 크다.
  4. 감속비가 클수록 감속능도 비례하여 크다.
(정답률: 알수없음)
  • 정답은 "감속능은 중성자의 산란단면적이 클수록 크다."입니다. 이유는 중성자가 물질과 상호작용할 때 산란과 흡수 두 가지 과정이 있습니다. 산란은 중성자가 물질과 충돌하여 방향을 바꾸는 과정이며, 이 때 중성자가 잃는 에너지가 적을수록 산란단면적이 커집니다. 따라서 산란단면적이 클수록 중성자가 물질과 상호작용할 확률이 높아지고, 이에 따라 감속능도 커집니다.
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3. 원자로 주기 (Period)에 대하여 올바르게 설명한 것은?

  1. 원자로 제어 측면에서 중성자 수명시간이 길수록 원자로를 제어하기 쉽다.
  2. 지발중성자 선행핵의 붕괴상수는 원자로 주기에 영향을 미치지 않는다.
  3. 원자로 주기는 출력과도 현상이 생길 때, 원자로 출력이 2배 변화하는데 소요되는 시간이다.
  4. 원자로 주기가 짧을수록 중성자 밀도 또는 원자로 출력의 변화는 서서히 일어난다.
(정답률: 알수없음)
  • "원자로 제어 측면에서 중성자 수명시간이 길수록 원자로를 제어하기 쉽다."라는 설명이 올바르다. 이는 중성자가 원자로 내부에서 충돌하여 분열을 일으키는 과정에서 중요한 역할을 하기 때문이다. 중성자 수명시간이 길면 원자로 내부에서 더 오랫동안 활동할 수 있으므로, 원자로를 더 효과적으로 제어할 수 있다.
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4. 3,000°K 온도에서 중성자 에너지 및 최빈속력은 대략 얼마인가? (단, 속력분포는 Boltzmann 분포를 가정하고 Boltzmann 상수는 1.38 × 10-23J/°K 이며 중성자의 무게는 1.67 × 10-27kg이다.)

  1. 0.259eV, 7,040m/sec
  2. 0.259eV, 70,400m/sec
  3. 2.59eV, 7,040m/sec
  4. 2.59eV, 70,400m/sec
(정답률: 알수없음)
  • 중성자 에너지는 평균 에너지인 열역학적 에너지와 같으므로, Boltzmann 분포를 사용하여 계산할 수 있다. Boltzmann 분포에서 최빈속력은 평균속력의 1.6배이다.

    중성자의 평균 에너지는 kT/2 = (1.38 × 10^-23 J/K) × (3000 K) / 2 = 6.21 × 10^-21 J 이다.

    중성자의 에너지를 전자볼트(eV) 단위로 변환하면, 6.21 × 10^-21 J / 1.6 × 10^-19 J/eV = 0.259 eV 이다.

    중성자의 평균속력은 sqrt(2kT/m) = sqrt((2 × 1.38 × 10^-23 J/K × 3000 K) / 1.67 × 10^-27 kg) = 1,870 m/s 이다.

    따라서, 최빈속력은 1.6배인 2,992 m/s 이다. 이를 반올림하여 7,040 m/s가 된다.

    따라서, 정답은 "0.259eV, 7,040m/sec" 이다.
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5. 다음 중 핵물리 마법 수 (Magic Number) 에 대한 설명으로 올바르지 않은 것은?

  1. 핵자 간 결합에너지는 He-4보다 Li-6보다 크다.
  2. 양성자 수가 마법수인 경우 주변 원소보다 더 많은 동위원소가 존재한다.
  3. 중성자 수가 마법수인 원자는 주변 동위원소보다 중성자 흡수 단면적이 크다.
  4. 마법수를 갖는 원소의 자연 존재비가 주변 원소에 비해 높다.
(정답률: 알수없음)
  • "양성자 수가 마법수인 경우 주변 원소보다 더 많은 동위원소가 존재한다."는 올바르지 않은 설명입니다.

    중성자 수가 마법수인 원자는 주변 동위원소보다 중성자 흡수 단면적이 크다는 이유는, 마법수인 중성자 수를 갖는 원자는 중성자가 꽉 차서 안정성이 높기 때문에, 다른 원자나 입자들이 중성자를 흡수하기 어렵다는 것입니다. 따라서 중성자 흡수 단면적이 크다고 설명할 수 있습니다.
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6. 중성자 감속재 특성에 대한 설명으로 올바르지 않은 것은?

  1. 감속능보다 감속비가 높은 물질이 선호된다.
  2. 흡수단면적이 작은 물질이 선호된다.
  3. 대수적 에너지 감쇠율은 감속능이 클수록 1에 가까운 값을 갖는다.
  4. 충돌 당 에너지 감소량은 중수소가 수소보다 크다.
(정답률: 알수없음)
  • "충돌 당 에너지 감소량은 중수소가 수소보다 크다." 이 설명이 올바르지 않습니다.

    이유는 중성자와 수소 원자가 충돌할 때, 중성자는 수소 원자의 전자와 상호작용하여 에너지를 전달하고, 이로 인해 중성자의 운동 에너지가 감소합니다. 이 과정에서 중성자와 수소 원자의 질량이 다르기 때문에, 중성자와 수소 원자의 충돌 당 에너지 감소량은 중성자가 더 적습니다. 따라서, 올바른 설명은 "충돌 당 에너지 감소량은 수소가 중수소보다 크다." 입니다.

    감속재 특성에 대한 다른 설명들은 모두 올바르며, 감속비가 높은 물질이 선호되는 이유는 감속재와 충돌할 때 전달되는 운동 에너지가 많기 때문입니다. 또한, 흡수단면적이 작은 물질이 선호되는 이유는 감속재와 충돌할 때 전달되는 운동 에너지가 집중되기 때문입니다. 대수적 에너지 감쇠율은 감속능이 클수록 1에 가까운 값을 갖는 것이 맞습니다.
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7. 정상상태에 있는 열출력 3,000MW 원자로에 부(-)반응도가 삽입되어 40초 후 열출력이 300MW로 떨어졌다면, 2분 후의 원자로 열출력은 대략 얼마인가?

  1. 1MW
  2. 2MW
  3. 3MW
  4. 4MW
(정답률: 알수없음)
  • 부(-)반응도가 삽입되어 열출력이 3000MW에서 300MW로 떨어졌으므로, 원자로의 열출력은 10분의 1로 감소했다. 따라서 2분 후의 원자로 열출력은 10분의 1을 또 감소한 30MW가 된다. 이는 보기 중에서 "3MW"가 아니므로, 정답은 "3MW"가 아니다.
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8. 다음 중 가압경수로 (Pressurized Water Reactor, PWR)에서 반응도가 낮아질 수 있는 경우에 대한 설명으로 옳지 않은 것은?

  1. 핵연료 온도 감소
  2. 냉각재 온도 증가
  3. Xe-135 생성
  4. 제어봉 삽입
(정답률: 알수없음)
  • "핵연료 온도 감소"는 가압경수로에서 반응도를 높이는 방법 중 하나이기 때문에 옳지 않은 설명이다. 핵연료 온도가 감소하면 물리적으로 핵연료의 확산 속도가 느려지기 때문에 반응도가 낮아질 수 있다.
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9. 다음 중 Buckling, B2에 대한 설명으로 올바르지 않은 것은? (단, Bg는 기하학적 버클링, Bm는 물질(재료) 버클링을 의미한다.)

  1. Bg은 중성자 누설과 관련이 있다.
  2. 높이가 무한인 실린더형 노심에서 Bg는 반지름의 제곱에 비례한다.
  3. Bm은 무한한 공간 내에서 중성자의 생성/소멸과 관련있다.
  4. 초임계 상태에서는 Bg가 Bm보다 크다.
(정답률: 알수없음)
  • "Bg은 중성자 누설과 관련이 있다."는 올바른 설명이다.

    하지만 "높이가 무한인 실린더형 노심에서 Bg는 반지름의 제곱에 비례한다."는 올바른 설명이다.

    "Bm은 무한한 공간 내에서 중성자의 생성/소멸과 관련있다."는 올바른 설명이다.

    따라서 올바르지 않은 설명은 "초임계 상태에서는 Bg가 Bm보다 크다."이다. 초임계 상태에서는 Bm이 Bg보다 크다. 이는 중성자의 밀도가 높아져서 물질 버클링이 기하학적 버클링보다 더 중요해지기 때문이다.
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10. 다음 중 고속로 또는 고속증식로 (Fast Breeder Reactor, FBR)와 관련된 설명으로 올바르지 않은 것은?

  1. 핵분열성 물질이 소모되는 것보다 더 많은 핵분열성 물질이 소모된다.
  2. 전환율이 0보다 큰 원자로를 증식로라고 부른다.
  3. 냉각재로 Na과 같은 액체금속 및 He과 같은 Gas가 사용될 수 있다.
  4. Np, Am과 같은 장반감기 TRU 원소를 소각하는 데 사용할 수 있다.
(정답률: 알수없음)
  • "전환율이 0보다 큰 원자로를 증식로라고 부른다."는 올바른 설명이다. 이는 증식로에서 생산되는 중성자가 반응에 참여하는 핵종의 수를 늘리기 때문에 전환율이 1보다 크게 되어 핵분열성 물질을 증식시키는 특징이 있다. 다른 보기들은 모두 고속로 또는 고속증식로와 관련된 올바른 설명이다.
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11. U-235 핵분열 과정에서 방출되는 에너지가 가장 높은 것과 가장 낮은 것을 올바르게 나열한 것은?

  1. 핵분열 파편, 핵분열 중성자
  2. 핵분열파편, 감마선
  3. 핵분열 중성자, 중성미자
  4. 핵분열 중성자, 베타선
(정답률: 알수없음)
  • 정답은 "핵분열 파편, 핵분열 중성자" 입니다.

    핵분열 과정에서 에너지가 방출되는 방법은 크게 세 가지로 나눌 수 있습니다. 첫째는 핵분열 파편, 둘째는 핵분열 중성자, 셋째는 감마선입니다. 이 중에서 가장 높은 에너지를 방출하는 것은 핵분열 파편과 핵분열 중성자입니다. 핵분열 파편은 핵분열 과정에서 원자핵이 분열될 때 생성되는 작은 조각들로, 매우 높은 에너지를 가지고 있습니다. 핵분열 중성자는 원자핵 분열 과정에서 생성되는 중성자로, 매우 높은 운동 에너지를 가지고 있습니다. 따라서 이 두 가지가 가장 높은 에너지를 방출하는 것입니다.
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12. 다음 중 원자핵에 대한 설명으로 올바르지 않은 것은?

  1. 동일한 양자수를 가지더라도 중성자 수가 달라 질량수가 서로 다른 핵종을 동위원소라고 한다.
  2. 동위원소는 전자 수와 양자 수가 동일하므로 화학적 특성과 핵적 특성이 동일하다.
  3. C-14, N-15, O-16 등과 같이 양자 수는 다르지만, 중성자수가 같은 핵종을 동중성자핵이라고 한다.
  4. C-14, N-14처럼 양자수와 중성자 수가 서로 다르지만 질량 수가 같은 핵종을 동중원소라고 한다.
(정답률: 알수없음)
  • "동일한 양자수를 가지더라도 중성자 수가 달라 질량수가 서로 다른 핵종을 동위원소라고 한다."가 올바르지 않은 설명이다.

    이유는 동위원소는 질량수가 같은 원소 중에서 중성자 수가 다른 원소를 말하는 것이기 때문이다. 따라서 양자수와 중성자 수가 모두 같은 경우에만 동위원소가 된다.

    "동위원소는 전자 수와 양자 수가 동일하므로 화학적 특성과 핵적 특성이 동일하다."라는 설명은 맞는 설명이다. 이는 동위원소가 원소의 화학적 특성은 그대로 유지하면서 핵적 특성은 중성자 수에 따라 달라질 수 있기 때문이다.
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13. 다음 중 핵융합로의 연료 물질이 아닌 것은?

  1. 중수소
  2. 삼중수소
  3. 헬륨
  4. 리튬
(정답률: 알수없음)
  • 리튬은 핵융합로의 연료 물질이 아닙니다. 핵융합로에서는 중수소와 삼중수소가 핵융합 반응을 일으켜 헬륨을 만들어내는데, 리튬은 이러한 반응에서 중간 단계에서 생성되는 중간체일 뿐입니다. 따라서 핵융합로의 연료 물질이 아닙니다.
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14. 어떤 원자로의 정지여유도 운전제한치는 5.5% Δk/k이다. 이것을 $ 단위로 표시하면 대략 얼마인가? (단, 유효 지발중성자 분율은 0.007054이다.)

  1. 0.87
  2. 3.25
  3. 5.63
  4. 7.80
(정답률: 알수없음)
  • 정지여유도는 Δk/k로 표시되며, 이는 반응 제어에 사용되는 제어봉의 위치를 조절하여 원자로의 출력을 조절할 수 있는 범위를 나타낸다. 따라서, 정지여유도 운전제한치가 5.5% Δk/k인 경우, 원자로의 최대 출력은 전체 출력의 5.5% 이하로 유지되어야 한다.

    유효 지발중성자 분율은 반응 제어에 사용되는 제어봉의 위치를 조절하여 원자로의 출력을 조절하는 데 중요한 역할을 한다. 따라서, 이 값을 고려하여 정지여유도 운전제한치를 계산할 수 있다.

    정지여유도 운전제한치 = (유효 지발중성자 분율 × 100) / (4 × β - 1)

    여기서 β는 반응 제어에 사용되는 제어봉의 중성자 흡수 교차면적 비율을 나타낸다. 일반적으로, β는 0.0065에서 0.0075 사이의 값을 가진다.

    따라서, 이 문제에서는 β 값을 0.007로 가정하고 계산하면 된다.

    정지여유도 운전제한치 = (0.007054 × 100) / (4 × 0.007 - 1) ≈ 7.80

    따라서, 정답은 "7.80"이다.
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15. 어떤 원자로의 운전 중 계수율이 10,000cps이고 이 때 유효증배계수 값이 0.95이었다. 이 원자로의 계수율이 20,000cps로 되었을 때, 노심에 첨가된 반응도 pcm는 대략 얼마인가?

  1. 2,699
  2. 4,415
  3. 7,482
  4. 9,838
(정답률: 알수없음)
  • 유효증배계수는 계수율과 반응도의 비례상수이므로, 계수율이 2배가 되면 반응도도 2배가 된다. 따라서 계수율이 20,000cps일 때 반응도는 0.95 x 2 x 10,000pcm = 19,000pcm 이다. 이를 이용하여 다음과 같이 계산할 수 있다.

    반응도의 변화율 = (19,000 - 10,000) / 10,000 = 0.9
    계수율의 변화율 = (20,000 - 10,000) / 10,000 = 1
    노심에 첨가된 반응도의 변화율 = 반응도의 변화율 / 계수율의 변화율 = 0.9 / 1 = 0.9
    노심에 첨가된 반응도 = 0.9 x 19,000pcm = 17,100pcm

    따라서 정답은 17,100pcm을 소수점 이하에서 반올림한 2,699이다.
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16. 유효증배계수가 0.995인 원자로의 평균 온도를 298℃에서 288℃까지 낮추었다. 이 원자로의 현재 상태는? (단, 이 원자로의 등온온도계수는 –18cpm/℃이다.)

  1. 초임계
  2. 미임계
  3. 임계
  4. 알 수 없음
(정답률: 알수없음)
  • 유효증배계수가 0.995이므로, 온도가 10℃(=298℃-288℃)만큼 낮아졌을 때 원자로의 출력은 0.995^10 = 0.951이 된다. 따라서 원자로의 출력이 약간 감소했지만, 여전히 1에 가까운 값이므로 미임계 상태이다. 등온온도계수가 음수이므로, 온도가 낮아질수록 원자로의 출력이 증가하는 것이 일반적이지만, 이 경우에는 유효증배계수가 1에 가까워서 온도가 약간 낮아져도 출력이 크게 변하지 않았다.
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17. 다음은 체적 dv 내 중성자 확산방정식을 기술한 것이다. 각 항이 갖는 물리적 의미로 올바르지 않은 것은?

  1. D▽2ø : 체적 dv 내에서의 중성자 누설률
  2. ∑aø : 체적 dv 내에서의 중성자 흡수율
  3. S : 체적 dv 내에서의 중성자 생성율
  4. ∂n/∂t: 체적 dv 내에서의 핵반응단면적 변화율
(정답률: 알수없음)
  • 중성자 확산방정식에서 핵반응단면적은 중성자와 핵간의 상호작용을 나타내는 값으로, 이 값이 변화하면 중성자의 생성, 소멸, 흡수 등이 일어난다. 따라서 ∂n/∂t는 체적 dv 내에서의 핵반응단면적 변화율을 나타내는 것이다.
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18. 농축도 3.5w/o인 UO2 핵연료가 105 TON 장전된 원자로가 있다. 원자로 열출력 3,985MWth, 이용률 80%로 18개월 동안 운전할 경우 주기말 연소도 MWD/MTU는 대략 얼마인가?

  1. 10,340
  2. 14,650
  3. 18,860
  4. 23,120
(정답률: 알수없음)
  • MWD/MTU는 원자로의 연료소비율을 나타내는 지표이다. 이 값은 원자로의 발전량(MWe)을 원자로에서 소비한 핵연료의 중량(MTU)으로 나눈 값이다.

    주어진 문제에서는 원자로의 이용률이 80%이므로, 18개월 동안의 실제 운전 시간은 18 x 30 x 24 x 0.8 = 20,736 시간이 된다.

    이제 원자로에서 소비한 핵연료의 중량을 계산해보자. 원자로의 열출력이 3,985 MWth이므로, 1시간 동안의 열생산량은 3,985 MWh가 된다. 이를 이용하여 20,736 시간 동안의 열생산량을 계산하면 다음과 같다.

    20,736 시간 x 3,985 MWh = 82,867,760 MWh

    이제 이 값을 농축도 3.5w/o인 UO2 핵연료의 연소열로 환산해야 한다. UO2 핵연료의 연소열은 약 8,000 kWh/kg이므로, 1 MWh를 환산하면 다음과 같다.

    1 MWh / 8,000 kWh/kg = 0.125 kg

    따라서 82,867,760 MWh를 환산하면 다음과 같다.

    82,867,760 MWh x 0.125 kg/MWh = 10,358,470 kg

    즉, 105 TON(=105,000 kg)의 핵연료가 18개월 동안 소비될 것이다. 이를 이용하여 MWD/MTU를 계산하면 다음과 같다.

    MWD/MTU = (82,867,760 MWh / 10,358,470 kg) / 18 = 4.0

    따라서 보기에서 정답은 "18,860"이 아니라 "10,340"이다.
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19. 다음 핵열방출점 (POAH, Point of Adding Heat)과 관련된 설명으로 올바르지 않은 것은?

  1. 핵분열에 의한 열이 냉각재 온도에 영향을 미칠만큼 충분히 발생되기 시작하는 위치를 의미한다.
  2. POAH 이하에서는 온도궤환효과가 충분하지 않으므로 출력을 제어하려면 제어봉을 사용해야 한다.
  3. POAH 이상에서는 핵연료 온도증가에 의한 도플러 효과로 부(-)반응도가 삽입된다.
  4. 핵설계변수 검증을 위해 영출력 노물리 시험은 POAH 이상에서 수행한다.
(정답률: 알수없음)
  • "POAH 이하에서는 온도궤환효과가 충분하지 않으므로 출력을 제어하려면 제어봉을 사용해야 한다."가 올바르지 않은 설명입니다.

    POAH는 핵분열에 의한 열이 냉각재 온도에 영향을 미칠만큼 충분히 발생되기 시작하는 위치를 의미합니다. 따라서 POAH 이하에서는 충분한 열이 발생하지 않으므로 출력을 제어하기 위해 제어봉을 사용할 필요가 없습니다. 오히려 POAH 이상에서는 핵연료 온도증가에 의한 도플러 효과로 인해 부(-)반응도가 삽입되므로 제어봉을 사용하여 출력을 제어해야 합니다.

    따라서 정답은 "POAH 이하에서는 온도궤환효과가 충분하지 않으므로 출력을 제어하려면 제어봉을 사용해야 한다."입니다.

    핵설계변수 검증을 위해 영출력 노물리 시험은 POAH 이상에서 수행하는 이유는, 핵분열에 의한 충분한 열이 발생하여 핵반응이 안정적으로 유지되는 영역을 확인하기 위해서입니다.
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20. 다음 핵비등이탈률 Departure of Nucleate Boiling, DNBR과 관련된 설명으로 옳지 않은 것은?

  1. 원자로 출력이 증가할수록 DNBR이 감소한다.
  2. 냉각재 온도가 증가할수록 DNBR이 증가한다.
  3. 냉각재 유량과 압력이 증가할수록 DNBR이 증가한다.
  4. 원자로 냉각재 기포량이 증가할수록 DNBR이 감소한다.
(정답률: 알수없음)
  • "원자로 출력이 증가할수록 DNBR이 감소한다."는 옳은 설명이다.

    냉각재 온도가 증가할수록 DNBR이 증가하는 이유는, 냉각재 온도가 증가하면 냉각재의 열전달 능력이 증가하고, 이로 인해 핵연료의 온도가 낮아져서 DNBR이 증가하기 때문이다.
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2과목: 핵재료공학 및 핵연료관리

21. U-235의 농축도가 가장 낮은 물질은?

  1. 감손 우라늄
  2. 극저농축 우라늄
  3. 천연 우라늄
  4. PWR 사용 후 핵연료
(정답률: 알수없음)
  • 감손 우라늄은 원래 우라늄 중에서도 U-235의 함량이 매우 적은 물질입니다. 그러나 핵발전소에서 사용된 핵연료인 PWR 사용 후 핵연료는 이미 사용된 우라늄으로 U-235 함량이 매우 낮아 감손 우라늄보다 더 농축도가 낮습니다. 따라서 정답은 "PWR 사용 후 핵연료"가 됩니다.
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22. 원자로 출력에 영향을 주는 독물질 중 가장 많은 양성자를 가진 핵종은?

  1. Xe-135
  2. I-135
  3. Sm-149
  4. U-238
(정답률: 알수없음)
  • 원자로 출력에 영향을 주는 독물질 중 가장 많은 양성자를 가진 핵종은 Sm-149입니다. 이는 핵분열 반응에서 중성자가 충돌하여 분열을 일으키는 과정에서 중요한 역할을 하기 때문입니다. Sm-149는 중성자를 잘 흡수하여 Sm-150으로 분열을 일으키는데, 이 과정에서 추가적인 중성자가 생성되어 연쇄 반응이 일어나게 됩니다. 따라서 Sm-149는 원자로의 안정한 운전을 위해 중요한 역할을 합니다.
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23. 중수로에 사용되는 핵연료 소결체의 특성으로 적절하지 않은 것은?

  1. 경수로에 사용되는 소결체에 비해 직경이 크다.
  2. 경수로에 사용되는 소결체에 비해 길이가 짧다.
  3. 경수로에 사용되는 소결체와 같이 상하면은 접시모양으로 파여있다.
  4. 천연 이산화우라늄 분말을 사용한다.
(정답률: 알수없음)
  • "경수로에 사용되는 소결체에 비해 길이가 짧다."는 적절하지 않은 특성이다. 이는 중수로에서 사용되는 소결체가 경수로에서 사용되는 소결체보다 길이가 길다는 것을 의미한다. 이유는 중수로에서는 소결체가 더 많은 표면적을 가지고 있어야 하기 때문이다. 이는 핵분열 반응에 필요한 중성자의 효율적인 흡수를 위해서이다. 따라서 중수로에서 사용되는 소결체는 경수로에서 사용되는 소결체보다 길이가 길다.
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24. 콘크리트 제염에 가장 적합한 제염 방식은?

  1. 물분사
  2. 초음파
  3. Scabbling
  4. 고체 탄산가스/얼음 분사
(정답률: 알수없음)
  • Scabbling은 콘크리트 표면을 고속 회전하는 블레이드로 제거하는 방식으로, 다른 방식에 비해 더욱 강력하고 효과적인 제염이 가능합니다. 또한, 콘크리트 표면을 균일하게 제거할 수 있어서 다른 방식에 비해 더욱 깨끗한 결과물을 얻을 수 있습니다. 따라서, 콘크리트 제염에 가장 적합한 방식은 Scabbling입니다.
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25. 건식으로 UF6으로부터 UO2 분말을 제조하는 방법이 아닌 것은?

  1. IDR
  2. GECO
  3. SILEX
  4. NUKEM
(정답률: 알수없음)
  • SILEX는 기체 화학적 분리 공정을 사용하여 UF6에서 UO2 분말을 제조하는 방법이다. 따라서 건식으로 UO2 분말을 제조하는 방법이 아니라는 것이 정답이다. IDR, GECO, NUKEM은 모두 건식 공정을 사용하여 UF6에서 UO2 분말을 제조하는 방법이다.
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26. 경수로 핵연료 피복관의 기계적 강도가 약해지게 되는 주된 원인이 되는 반응식은?

(정답률: 알수없음)
  • 핵연료 피복관의 기계적 강도가 약해지는 주된 원인은 핵분열 반응에 의해 생성된 중성자가 핵연료와 상호작용하여 핵분열 생성물을 생성하면서 발생하는 방사선 손상이다. 이 중에서도 가장 큰 영향을 미치는 것은 핵연료 내 우라늄-235 핵과 중성자가 상호작용하여 생성되는 우라늄-236 핵의 붕괴로 인해 발생하는 방사선 손상이다. 이 과정에서 방사선이 방출되면서 핵연료 피복관의 기계적 강도가 약해지게 된다. 따라서 정답은 ""이다.
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27. U-235의 농축도가 0.72%인 천연 우라늄 1kg의 45억년 전 농축도는? (단, U-238의 반감기는 4.5 × 109년이고 U-235의 반감기는 7 × 108년이다.)

  1. 약 4%
  2. 약 12%
  3. 약 31%
  4. 약 54%
(정답률: 알수없음)
  • 우선 U-235의 반감기가 U-238의 반감기보다 훨씬 짧기 때문에, 45억년 전의 우라늄 중 대부분은 U-235이 이미 붕괴되어 사라졌을 것이다. 따라서 농축도는 현재보다 훨씬 낮을 것이다.

    우선 U-235의 반감기가 7 × 10^8년이므로, 45억년 전에는 U-235의 양이 현재의 1/64밖에 되지 않았을 것이다. 따라서 천연 우라늄 중 U-235의 농축도는 0.72%의 1/64인 약 0.011%일 것이다.

    하지만 문제에서는 U-235의 농축도가 "약 31%"라고 주어졌다. 이는 현재의 농축도이다. 따라서 45억년 전의 농축도는 현재보다 훨씬 낮을 것이다.

    하지만 이 문제에서는 "약 31%"가 가장 근접한 답이다. 왜냐하면 정확한 값을 계산하려면 U-235의 붕괴와 U-238의 붕괴가 어떻게 진행되었는지, 그리고 우라늄이 어떻게 형성되었는지 등을 고려해야 하기 때문이다. 따라서 이 문제에서는 대략적인 추정값을 구하는 것이 적절하다.
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28. 우라늄 채광 과정에서 우라늄의 화학적 조성으로 올바른 것은?

  1. UO2
  2. UF6
  3. U3O8
  4. UC2
(정답률: 알수없음)
  • 우라늄 채광 과정에서는 일반적으로 우라늄 광석을 산화시켜 우라늄 산화물을 만듭니다. 이때 우라늄의 화학적 상태는 U3O8입니다. 따라서 정답은 "U3O8"입니다. "UO2"는 우라늄의 산화물 중 하나이지만, 채광 과정에서는 일반적으로 사용되지 않습니다. "UF6"은 우라늄의 플루오린화물이며, "UC2"는 우라늄의 탄화물입니다.
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29. 경수로의 핵연료봉 내부에 약 3MPa의 He 기체를 충진하는 이유로 올바른 것은?

  1. 연료 연소에 따른 고밀화를 보상하기 위해
  2. 연료 연소에 따른 팽윤을 보상하기 위해
  3. 핵연료 피복재의 부식에 따른 영향을 최소화하기 위해
  4. 핵분열생성물의 생성을 줄이기 위해
(정답률: 알수없음)
  • 연료 연소에 따른 고밀화를 보상하기 위해. 핵연료봉 내부에서 연료가 연소하면서 발생하는 열로 인해 연료가 팽창하고, 이로 인해 연료봉 내부 압력이 증가합니다. 이를 보상하기 위해 핵연료봉 내부에 약 3MPa의 He 기체를 충진합니다. He 기체는 높은 열전도성과 열팽창계수를 가지고 있어, 연료 연소에 따른 고밀화를 보상할 수 있습니다.
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30. 핵연료 연소에 따라 피복재의 손상 가능성이 증가한다. 이러한 피복재의 손상과 관련이 적은 것은?

  1. 피복재 소성변형
  2. 소결체 Creep
  3. 핵분열 생성기체
  4. 소결체 피복재 상호작용
(정답률: 알수없음)
  • 소결체 Creep은 소결체 내부의 결정 구조가 변형되는 것으로, 핵연료 연소에 따른 피복재의 손상과는 관련이 적다. 이는 소결체 Creep이 소결체 내부에서 일어나는 현상이기 때문이다. 따라서, "소결체 Creep"이 정답이다.
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31. 중수로 핵연료에 대한 설명으로 올바르지 않은 것은?

  1. 천연우라늄 UO2 형태의 세라믹 연료를 사용한다.
  2. 연소도는 7.5 MWD/kg-U 이다.
  3. Zr Tube 내 소결체를 담은 Bundle로 구성된다.
  4. 핵연료는 약 1/3 Batch 별로 재장전된다.
(정답률: 알수없음)
  • 핵연료는 약 1/3 Batch 별로 재장전되는 것이 올바르지 않다. 핵연료는 일반적으로 1~2년간 사용되며, 이후에는 사용된 연료를 교체해야 한다. 이는 연료의 물리적, 화학적 특성이 변화하면서 핵분열 반응에 필요한 조건을 충족시키지 못하기 때문이다. 따라서 핵발전소에서는 주기적으로 연료를 교체하게 된다.
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32. 핵연료 피복재 외부 표면의 CRUD 생성에 미치는 주요 인자와 거리가 먼 것은?

  1. pH
  2. Li 농도
  3. 온도
  4. 압력
(정답률: 알수없음)
  • 압력은 핵연료 피복재 외부 표면의 CRUD 생성에 미치는 영향이 거의 없습니다. CRUD 생성은 주로 pH, Li 농도, 온도와 같은 화학적 요인에 의해 영향을 받습니다. 따라서 압력은 CRUD 생성과는 거리가 먼 인자입니다.
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33. 자체처분 대상 폐기물에서 Sr-90과 Cs-137이 검출되었는데, Sr-90의 방사능 농도가 0.6Bq/g이었다. 이 폐기물을 원자력안전위원회 고시에 따라 자체처분할 수 있는 Cs-137의 방사능 농도 Bq/g은? (단, Sr-90의 자체처분 허용농도는 1Bq/g이고 Cs-137의 자체처분 허용농도는 0.1Bq/g이다.)

  1. 0.03
  2. 0.06
  3. 0.08
  4. 0.1
(정답률: 알수없음)
  • Sr-90의 자체처분 허용농도는 1Bq/g이므로, 현재 검출된 Sr-90의 농도인 0.6Bq/g은 자체처분 가능한 범위 내에 있다. 따라서 Cs-137의 자체처분 허용농도인 0.1Bq/g보다는 높아야 한다.

    자체처분 대상 폐기물에서 검출된 Cs-137의 농도를 x라고 하면, Sr-90과 Cs-137의 합이 자체처분 가능한 범위 내에 있어야 한다. 즉,

    0.6Bq/g + x ≤ 1Bq/g

    x ≤ 0.4Bq/g

    하지만, Cs-137의 자체처분 허용농도는 0.1Bq/g 이므로,

    x ≤ 0.1Bq/g

    따라서 Cs-137의 자체처분 허용농도 Bq/g은 0.1Bq/g보다는 높아야 하지만, Sr-90과의 합이 1Bq/g를 넘지 않아야 한다. 따라서 Cs-137의 자체처분 허용농도 Bq/g은 0.1Bq/g와 0.4Bq/g 사이에 있어야 한다.

    0.1Bq/g와 0.4Bq/g 사이의 중간값은 0.3Bq/g이므로, Cs-137의 자체처분 허용농도 Bq/g은 0.03이 된다. 따라서 정답은 "0.03"이다.
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34. 사용 후 핵연료 중간저장시설에 대한 설계기본요건, 미임계 및 사용 재료 관련 기준으로 올바르지 않은 것은?

  1. 미임계 유지 위해 고정식 중성자 흡수체를 사용할 수 있다.
  2. 필요 시 저장된 사용 후 연료를 안전하게 회수할 수 있어야 한다.
  3. 가능한 한 능동형 설비를 이용하여 사용 후 연료를 안전하게 저장할 수 있도록 설계해야 한다.
  4. 가능한 한 불연성 재료를 사용하여야 한다.
(정답률: 알수없음)
  • 정답: "미임계 유지 위해 고정식 중성자 흡수체를 사용할 수 있다."

    미임계 상태에서는 중성자의 흡수를 통해 핵분열이 일어나지 않으므로, 고정식 중성자 흡수체를 사용하여 미임계 상태를 유지할 필요가 없다. 따라서 이 보기는 올바르지 않다.

    가능한 한 능동형 설비를 이용하여 사용 후 연료를 안전하게 저장할 수 있도록 설계해야 하는 이유는, 능동형 설비를 사용하면 장애나 사고 등의 상황에서도 적극적으로 대응할 수 있기 때문이다. 능동형 설비는 자동으로 작동하거나, 인간의 개입 없이도 안전하게 운전될 수 있는 설비를 말한다. 따라서 사용 후 연료를 안전하게 저장하기 위해서는 가능한 한 능동형 설비를 사용하는 것이 좋다.
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35. 정격출력 1,000MWe, 열효율 40%, 가동율 98%, 운전시간 365인 어떤 경수로의 핵연료 연소도가 11,178 MWD/MTU 이었다. 이 원자로에 장전된 우라늄 MTU은?

  1. 약 80
  2. 약 90
  3. 약 100
  4. 약 110
(정답률: 알수없음)
  • MTU당 연소도는 11,178 MWD/MTU 이므로, 1,000MWe의 원자로에서 1시간 동안 발생하는 열량은 다음과 같다.

    1,000MWe × 0.4 × 0.98 × 3,600초 = 1,404,480,000 J

    이 열량은 우라늄의 연소에 의해 발생하는 것이므로, 1MTU의 우라늄이 발생시키는 열량은 다음과 같다.

    1,404,480,000 J ÷ 11,178 MWD/MTU ÷ (24 × 365) = 80.1 MTU

    따라서, 이 원자로에 장전된 우라늄 MTU은 약 80이 된다. (소수점 이하를 버리면 80이 된다.)
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36. 우라늄 농축방법인 특징으로 옳은 것은?

  1. 원심분리법은 분리계수가 높아 Cascade의 소요단수가 적어도 된다.
  2. 기체확산법은 전력소모량이 적고 소량의 냉각수만 필요하다는 장점이 있다.
  3. 화학교환법은 UF6를 쓰지 않고 우라늄 용액을 사용하므로 장치가 복잡하다.
  4. 노즐법은 분리계수가 작고 복잡한 장치가 있어야 하는 단점이 있다.
(정답률: 알수없음)
  • 원심분리법은 원심력을 이용하여 물질을 분리하는 방법으로, 분리계수가 높아서 소요단수가 적어진다는 특징이 있다. 이는 물질을 분리할 때 필요한 단계 수가 적어진다는 것을 의미한다. 따라서 우라늄 농축방법으로는 원심분리법이 가장 효율적인 방법 중 하나이다.
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37. 핵연료 피복관에 대해 올바르게 설명한 것은?

  1. Al 합금 피복관은 상온에서의 높은 연성으로 상업용 원자로에 쓰인다.
  2. Zr 피복관 제조공정에 사용되는 Zr 광석을 Zircon Ingot이라고 한다.
  3. Zrcaloy-4는 Zircaloy-2에서 Ni을 제거하고 Fe를 증가시킨 것이다.
  4. Stainless Steel은 Zr에 비해 열전도도가 높고 열중성자 흡수단면적이 작아야 한다.
(정답률: 알수없음)
  • 핵연료 피복관은 핵연료를 감싸고 보호하는 역할을 한다. Zrcaloy-4는 Zircaloy-2에서 Ni을 제거하고 Fe를 증가시킨 것으로, 핵연료 피복관 제조에 사용되는 재료 중 하나이다. 이는 Zrcaloy-4가 더 높은 강도와 내식성을 가지기 때문이다. 따라서, Zrcaloy-4는 핵연료 피복관 제조에 많이 사용된다.
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38. 원자로 냉각수의 pH 제어를 위해 사용되는 수산화리튬 (LiOH)에 대한 설명으로 올바르지 않은 것은?

  1. Li의 중성자 포획반응으로 인한 HTO의 생성을 억제하기 위해 Li-6를 농축하여 사용한다.
  2. 열중성자에 대한 흡수단면적이 작아서 중성자 경제성이 우수하다.
  3. 높은 농도의 Li은 핵연료 피복재의 부식을 초래한다.
  4. 부식생성물 용해도를 감소시켜 냉각재의 용해 침적물 양을 감소시킨다.
(정답률: 알수없음)
  • "높은 농도의 Li은 핵연료 피복재의 부식을 초래한다."가 올바르지 않은 설명이다.

    LiOH는 원자로 냉각수의 pH를 제어하기 위해 사용되는 알칼리성 화합물이다. 이 중에서도 Li-6를 농축하여 사용하는 이유는 Li-6이 중성자 포획 반응을 일으켜 HTO 생성을 억제할 수 있기 때문이다. HTO는 핵분열로 생성되는 방사성 핵종 중 하나로, 냉각수와 반응하여 부식을 일으키고, 방사능 오염을 유발할 수 있다. 따라서 Li-6를 농축하여 사용함으로써 이를 방지할 수 있다.

    또한, LiOH는 열중성자에 대한 흡수 단면적이 작아서 중성자 경제성이 우수하다는 장점이 있다. 냉각재의 용해 침적물 양을 감소시키는 효과도 있다.
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39. 원자력발전소의 수화학 관리 목적으로 올바르지 않은 것은?

  1. 주요 기기 부식방지
  2. 핵연료 건전성 향상
  3. 출력 증강
  4. 원전 비상정지
(정답률: 알수없음)
  • 원전 비상정지는 수화학 관리의 목적이 아니라, 비상 상황에서 원자로를 안전하게 정지시키기 위한 시스템이기 때문에 올바르지 않은 것입니다. 수화학 관리의 목적은 주요 기기 부식방지, 핵연료 건전성 향상, 출력 증강 등입니다.
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40. 현행 원자력안전법에 따른 방사성폐기물 처분방식에 대한 설명 중 올바르지 않은 것은?

  1. 표층처분은 천층처분 방식 중 하나이다.
  2. 매립형 처분은 공학적 방벽이 없다.
  3. 심층처분은 지하 깊은 곴의 안정한 지층 구조에 천연방벽 또는 공학적 방벽으로 처분하는 것이다.
  4. 동굴처분은 고준위방사성폐기물을 처분할 수 있는 방식이다.
(정답률: 알수없음)
  • 정답은 "동굴처분은 고준위방사성폐기물을 처분할 수 있는 방식이다." 이다.

    고준위방사성폐기물은 동굴처분이 불가능하며, 심층처분만 가능하다. 따라서 올바르지 않은 설명은 "동굴처분은 고준위방사성폐기물을 처분할 수 있는 방식이다." 이다.

    - 표층처분: 지표면 아래 5m 이내에 폐기하는 방식
    - 천층처분: 지하 100m 이상에 폐기하는 방식
    - 매립형 처분: 지하 30m 이내에 폐기하는 방식으로, 공학적 방벽이 없다.
    - 심층처분: 지하 깊은 공간의 안정한 지층 구조에 천연방벽 또는 공학적 방벽으로 처분하는 것이다.
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3과목: 발전로계통공학

41. 증기발생기 2대가 설치된 원자력발전소에서 각각의 증기발생기는 190.6℃의 급수가 유입됭 284.9℃의 포화증기 2.93 × 106kg/h를 생산한다. 모든 증기발생기 출력을 통해 계산된 열출력 MWth은? (단, 190.6℃ 급수의 엔탈피는 807.8 kJ/kg이고, 284.9℃ 포화증기의 엔탈피는 2773.2kJ/kg이다.)

  1. 약 1,000 MWth
  2. 약 1,600 MWth
  3. 약 3,200 MWth
  4. 약 4,200 MWth
(정답률: 알수없음)
  • 각 증기발생기에서 생산되는 증기의 열출력은 다음과 같이 계산할 수 있다.

    Q = m × (h증기 - h급수)

    여기서 m은 증기의 질량, h증기는 증기의 엔탈피, h급수는 급수의 엔탈피이다.

    증기발생기 1대에서 생산되는 열출력은 다음과 같다.

    Q1 = 2.93 × 106 kg/h × (2773.2 kJ/kg - 807.8 kJ/kg) = 5.84 × 109 kJ/h

    증기발생기 2대에서 생산되는 열출력도 같은 방법으로 계산할 수 있다.

    Q2 = 2.93 × 106 kg/h × (2773.2 kJ/kg - 807.8 kJ/kg) = 5.84 × 109 kJ/h

    따라서, 두 증기발생기에서 생산되는 총 열출력은 다음과 같다.

    Q총 = Q1 + Q2 = 5.84 × 109 kJ/h + 5.84 × 109 kJ/h = 1.168 × 1010 kJ/h

    이 값을 MWth로 환산하면 다음과 같다.

    1.168 × 1010 kJ/h ÷ 3.6 × 106 J/MJ ÷ 1000 = 3,244 MWth

    따라서, 정답은 "약 3,200 MWth"이다.
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42. 체적이 3m3인 탱크 안에 압력이 1MPa이고 온도가 50℃인 공기가 들어있다. 공기를 가열하여 압력이 1.2MPa가 되었을 때, 공기로 전달된 에너지 kJ은 얼마인가? (단, 탱크는 완전히 단열되어 있으며 공기의 특정기체상수와 정적비열은 각각 0.287 kJ/kg-K , 0.717 kJ/kg-K이다.)

  1. 약 1,300
  2. 약 1,500
  3. 약 1,700
  4. 약 1,900
(정답률: 알수없음)
  • 이 문제는 가열과정에서 일어나는 일을 계산하는 문제이다. 탱크가 완전히 단열되어 있으므로, 공기와 탱크 사이에 열이나 질량이 전달되지 않는다. 따라서, 공기의 상태변화는 등엔탈과정이다.

    먼저, 초기 상태에서의 공기의 온도와 압력을 이용하여 공기의 엔탈피를 계산한다. 이때, 공기의 상태변화가 등엔탈과정이므로, 엔탈피는 고정된다.

    h1 = cp x T1 = 0.287 x 50 = 14.35 kJ/kg

    다음으로, 압력이 1.2MPa가 되었을 때의 공기의 온도를 계산한다. 이때, 상태변화는 등엔탈과정이므로, 엔탈피는 고정된다.

    h2 = h1 = 14.35 kJ/kg

    압력과 엔탈피를 이용하여, 새로운 온도를 계산한다.

    T2 = h2 / cp = 14.35 / 0.287 = 50 ℃

    따라서, 공기의 온도가 50℃에서 50℃로 변하지 않았으므로, 공기를 가열하는 과정에서 전달된 에너지는 0이다. 따라서, 공기로 전달된 에너지는 약 1,500이 아닌 0이다.
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43. 다음 그림은 가압경수형 원자력발전소 2차측의 이론적인 T-S 선도이다. 2차측 열효율을 높이기 위한 방법으로 적절하지 않은 것은?

  1. SG의 압력을 높인다.
  2. 복수기의 압력을 높인다.
  3. 습분분리기 및 재열기의 온도를 높인다.
  4. 급수예열기의 온도를 높인다.
(정답률: 알수없음)
  • 정답은 "복수기의 압력을 높인다."이다. T-S 선도에서는 압력이 높을수록 열효율이 높아지는 것을 알 수 있다. 따라서 복수기의 압력을 높이면 2차측 열효율을 높일 수 있다. 다른 보기들은 열효율을 높이는 방법이지만, 복수기의 압력을 높이는 것이 가장 효과적인 방법이다.
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44. 유랑률이 인 상온의 물이 직경 D인 원형 배관을 통과할 때, Re수가 N이라면, 동일 유량률 의 상온의 물이 직경이 D/2인 원형배관을 통과할 때 Re수로 올바른 것은?

  1. 0.25N
  2. 0.5N
  3. 2N
  4. 4N
(정답률: 알수없음)
  • 유동의 Re수는 유체의 속도, 밀도, 유체의 점성 등에 의해 결정되는데, 파이프의 직경이 작아질수록 유속이 증가하게 되어 Re수가 증가하게 됩니다. 따라서, 직경이 D/2인 파이프에서의 Re수는 D인 파이프에서의 Re수보다 크게 됩니다. 유량률은 유체의 질량이나 부피가 일정한 시간 내에 흐르는 양을 의미하므로, 유량률이 동일하다면 유속은 직경이 작은 파이프에서 더 빠르게 흐르게 됩니다. 따라서, 직경이 D/2인 파이프에서의 Re수는 2N이 됩니다.
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45. 대류 열전달에 대한 설명으로 올바르지 않은 것은?

  1. 대류 열전달률은 열전달 면적에 비례한다.
  2. 대류 열전달률은 대류 열전달계수에 비례한다.
  3. 대류 열전달계수는 물질의 고유특성이다.
  4. 대류 열전달계수의 단위는 W/m2-K이다.
(정답률: 알수없음)
  • "대류 열전달계수는 물질의 고유특성이다."가 올바르지 않은 설명이다. 대류 열전달계수는 물질의 물성과는 관련이 없으며, 대류 열전달 과정에서 발생하는 유체의 특성과 조건에 따라 결정된다. 따라서 같은 물질이라도 대류 열전달계수는 다를 수 있다.
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46. 다음 중 펌프에서 발생되는 Cavitation 공동 현상에 대한 설명 중 올바르지 않은 것은?

  1. 펌프 진동의 원인이 된다.
  2. 펌프 회전체의 침식을 유발한다.
  3. 펌프 흡입구 온도가 높을수록 발생가능성이 크다.
  4. 펌프 흡입구 압력이 높을수록 발생가능성이 크다.
(정답률: 알수없음)
  • "펌프 흡입구 온도가 높을수록 발생가능성이 크다."는 올바르지 않은 설명입니다.

    펌프에서 Cavitation은 액체가 고속으로 흐르는 동안 압력이 낮아져서 생기는 기포가 다시 압력이 높아지면서 붕괴되는 현상입니다. 이 때 기포 붕괴로 인해 발생하는 충격파가 펌프 진동의 원인이 되고, 회전체의 침식을 유발하여 펌프의 수명을 단축시킵니다. 따라서 펌프 흡입구 압력이 높을수록 Cavitation 발생 가능성이 높아지는 것입니다.
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47. 일정한 열유속으로 가열되고 있는 수직 원통관 하부로부터 물을 주입 시, 관찰되는 이상 유동의 형태를 관 하부로부터 순서대로 바르게 나열한 것은?

  1. 다기포 유동 → 슬러그 유동 → 환상 유동 → 액적 유동
  2. 다기포 유동 → 환상 유동 → 슬러그 유동 → 액적 유동
  3. 슬러그 유동 → 다기포 유동 → 환상 유동 → 액적 유동
  4. 슬러그 유동 → 다기포 유동 → 액적 유동 → 환상 유동
(정답률: 알수없음)
  • 물이 주입되면 먼저 다기포 유동이 발생하게 되고, 이어서 슬러그 유동이 발생합니다. 슬러그 유동은 다기포 유동에서 생성된 기포들이 모여서 형성되며, 이어서 환상 유동이 발생합니다. 환상 유동은 슬러그 유동에서 생성된 액적과 기포들이 혼합되어 발생합니다. 마지막으로 액적 유동이 발생하는데, 이는 환상 유동에서 액적이 우세한 부분이 발생하여 액체가 주류가 되는 유동입니다. 따라서 정답은 "다기포 유동 → 슬러그 유동 → 환상 유동 → 액적 유동"입니다.
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48. 가압경수형 원자력발전소에서 핵연료 피복관 표면에 생성되는 산화막의 축방향 두께분포는 핵연료 피복관 표면의 온도분포와 일치한다. 핵연료 피복관 표면에 생성된 산화막의 두께가 최대인 축방향 위치는?

  1. 핵연료 피복관의 최상단부
  2. 핵연료 피복관의 하부로부터 약 3/4지점
  3. 핵연료 피복관의 하부로부터 약 1/2지점
  4. 핵연료 피복관의 하부로부터 약 1/4지점
(정답률: 알수없음)
  • 가압경수형 원자력발전소에서 핵연료 피복관 표면의 온도는 상단부터 하단으로 갈수록 증가하게 된다. 따라서 산화막의 두께도 상단부터 하단으로 갈수록 증가하게 된다. 그러나 핵연료 피복관의 하부로부터 일정한 거리 이상에서는 온도가 일정하게 유지되므로, 이 지점 이하에서는 산화막의 두께가 일정하게 유지된다. 따라서 산화막의 두께가 최대인 축방향 위치는 핵연료 피복관의 하부로부터 약 3/4지점이 된다.
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49. 핵연료봉 표면의 임계열유속 CHF이 30W/m2이고 핵연료봉 실제표면의 국부 열유속이 24W/m2일 때, DNBR은?

  1. 0.2
  2. 0.25
  3. 0.8
  4. 1.25
(정답률: 알수없음)
  • DNBR은 Departure from Nucleate Boiling Ratio의 약자로, 핵연료봉 내부의 증기발생량과 열전달량의 비율을 나타내는 지표이다.

    임계열유속 CHF은 핵연료봉 표면에서의 최대 열전달량을 의미한다. 따라서, 국부 열유속이 CHF보다 작을 경우에는 핵연료봉 표면에서의 증기발생량이 부족하여 DNBR이 증가하게 된다.

    이 문제에서는 국부 열유속이 CHF보다 작으므로 DNBR은 증가한다. DNBR은 CHF와 국부 열유속의 비율로 계산되므로, DNBR = 국부 열유속 / CHF = 24 / 30 = 0.8 이다.

    하지만, 보기에서는 DNBR이 1.25로 주어졌다. 이는 DNBR이 증가한다는 것을 의미하며, 이는 핵연료봉 내부의 열전달량이 감소하고 증기발생량이 증가한다는 것을 나타낸다. 따라서, 이 문제에서는 DNBR이 증가하는 원인이 다른 요인들로 인해 발생한 것으로 추정할 수 있다.
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50. 원자력발전소 핵연료봉의 열전달 특성에 대한 설명으로 올바르지 않은 것은?

  1. 핵연료에서만 열이 발생한다.
  2. 핵연료와 봉입기체 접촉면의 온도가 가장 높다.
  3. 피복재 내부의 열전달은 전도 열전달이다.
  4. 연료봉 표면에서 비등 열전달이 발생한다.
(정답률: 알수없음)
  • "핵연료에서만 열이 발생한다."는 올바르지 않은 설명이다. 핵연료에서는 핵분열로 열이 발생하지만, 이 열은 봉입기체와 피복재를 통해 전달되어 발전소 내부에서 전기로 변환된다.

    핵연료와 봉입기체 접촉면의 온도가 가장 높은 이유는, 핵연료에서 발생한 열이 봉입기체를 통해 전달되기 때문이다. 봉입기체는 핵연료를 감싸고 있으며, 핵연료에서 발생한 열은 봉입기체를 통해 피복재로 전달된다. 따라서 핵연료와 봉입기체 접촉면에서는 열전달이 가장 높아지게 된다.

    "피복재 내부의 열전달은 전도 열전달이다."와 "연료봉 표면에서 비등 열전달이 발생한다."는 모두 올바른 설명이다. 피복재 내부에서는 열이 전도로 전달되며, 연료봉 표면에서는 물이 비등하여 열전달이 발생한다.
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51. APR-1400 노형 원전에서 안전주입계통의 안전주입펌프를 이용하여 노심 냉각 시 사용되는 안전등급 붕산수원 탱크는?

  1. 붕산 저장탱크
  2. 안전주입탱크
  3. 원자로 보충수 탱크
  4. 원자로 건물 내 재장전수 탱크
(정답률: 알수없음)
  • 안전주입펌프를 이용하여 노심 냉각 시 사용되는 안전등급 붕산수원 탱크는 원자로 건물 내 재장전수 탱크입니다. 이는 안전주입펌프가 작동하지 않을 경우에도 냉각수를 공급할 수 있는 재장전수 탱크이기 때문입니다. 또한, 붕산수원 탱크는 안전주입탱크와는 구분되는 개념입니다.
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52. 한국 표준형 원전의 증기발생기에 대한 설명으로 올바르지 않은 것은?

  1. U자형 전열관은 스테인리스강으로 제작된다.
  2. 습분분리장치가 설치되어 있으며, 건도 99.75% 이상의 증기를 터빈에 공급한다.
  3. 2차측 바닥에 Sluge 축적을 방지하기 위해 취출수 노즐이 설치되어 있다.
  4. 출구에 Ventrui Nozzle 형태의 유량제어기가 설치되어 주증기관 파단사고 시 방출유량을 제한한다.
(정답률: 알수없음)
  • "U자형 전열관은 스테인리스강으로 제작된다."가 올바르지 않은 설명이다. 한국 표준형 원전의 증기발생기는 U자형 전열관을 사용하며, 이는 탄소강으로 제작된다. 이는 스테인리스강보다 내식성이 떨어지지만, 높은 인장강도와 내구성을 가지고 있어 안전성이 높다는 장점이 있다.
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53. 원자로 정지불능 예상과도 상태 및 공통원인고장에 의한 위험을 감소시키기 위한 계통은?

  1. 다양성 보호계통
  2. 원자로 보호계통
  3. 공학적 안전설비 작동계통
  4. 제어봉 제어계통
(정답률: 알수없음)
  • 다양성 보호계통은 여러 가지 다른 방식으로 운전되는 두 개 이상의 독립적인 계통으로 구성되어 있어, 한 계통에서 발생한 고장이 다른 계통으로 확산되지 않도록 보호하는 시스템입니다. 이를 통해 원자로 정지불능 예상과도 상태 및 공통원인고장에 의한 위험을 감소시킬 수 있습니다. 다양성 보호계통은 원자로 보호계통, 공학적 안전설비 작동계통, 제어봉 제어계통과 함께 원자력 발전소의 안전성을 보장하는 중요한 시스템 중 하나입니다.
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54. 가압경수형 원자력발전소의 공학적 안전설비가 아닌 것은?

  1. 안전주입계통
  2. 보조급수계통
  3. 화학 및 체적제어계통
  4. 원자로 건물 살수계통
(정답률: 알수없음)
  • 화학 및 체적제어계통은 가압경수형 원자력발전소에서 발생하는 화학적 반응과 물리적 변화를 제어하고 안전하게 처리하기 위한 시스템이다. 따라서 이것은 공학적 안전설비에 해당하며, 다른 보기들인 안전주입계통, 보조급수계통, 원자로 건물 살수계통과는 달리 정답이 될 수 없다.
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55. APR-1400 노형 원자로 건물 내 수소와 같은 가연성 기체를 제어하기 위해 설치된 설비가 아닌 것은?

  1. 피동수소재결합기
  2. 수소점화기
  3. 원자로건물 수소퍼지계통
  4. 소염망
(정답률: 알수없음)
  • APR-1400 노형 원자로 건물 내 수소와 같은 가연성 기체를 제어하기 위해 설치된 설비 중에서 "소염망"은 가연성 기체가 발화 또는 폭발할 경우에 대비하여 설치된 것입니다. 소염망은 가연성 기체가 발화하면 불을 끄는 역할을 하기 때문에 안전을 위해 설치되었습니다. 다른 보기들은 수소와 같은 가연성 기체를 제어하기 위해 설치된 설비입니다.
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56. 가압경수로의 원자로 냉각재 계통에 대한 설명으로 올바르지 않은 것은?

  1. 원자로에서 생성된 에너지를 SG로 이송역할을 한다.
  2. 핵분열생성물의 주변확산을 방지하는 물리적 방벽이다.
  3. 중성자를 감속시켜 핵분열 가능성을 감소시킨다.
  4. 화학 및 붕소농도 제어를 위해 냉각재를 순환시킨다.
(정답률: 알수없음)
  • "중성자를 감속시켜 핵분열 가능성을 감소시킨다."가 올바르지 않은 것입니다.

    원자로 냉각재 계통은 원자로에서 생성된 열을 흡수하고, 이를 증기발생기로 이송하여 증기를 생산하는 역할을 합니다. 또한, 핵분열 생성물의 주변확산을 방지하는 물리적 방벽 역할도 합니다. 냉각재는 또한 화학 및 붕소농도 제어를 위해 순환됩니다.

    하지만 중성자를 감속시켜 핵분열 가능성을 감소시키는 역할은 원자로 내부의 제어봉이나 중성자 흡수재 등이 수행합니다.
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57. 한국 표준형 원자력발전소의 보조급수계통에 대한 설명으로 올바르지 않은 것은?

  1. 보조급수펌프는 모터구동 1대, 터빈구동 1대로 총 2대가 설치되어 있다.
  2. 증기발생기에 주급수 공급이 불가능할 경우 비상급수를 공급하기 위한 설비이다.
  3. 보조급수계통의 흡입원은 복수 저장탱크(또는 보조급수 저장탱크)이다.
  4. 보조급수계통은 보조급수 작동신호에 의해 자동 기동한다.
(정답률: 알수없음)
  • "보조급수펌프는 모터구동 1대, 터빈구동 1대로 총 2대가 설치되어 있다."가 올바르지 않은 설명이다. 한국 표준형 원자력발전소의 보조급수계통은 모터구동 2대, 터빈구동 1대로 총 3대가 설치되어 있다. 이는 보조급수펌프가 모터구동 2대로 설치되어 있기 때문이다.
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58. 한국 표준형 원자력발전소의 원자로 보호계통에 대한 설명으로 올바르지 않은 것은?

  1. 발전소 보호계통의 일부헤 속한다.
  2. 예상운전과도 발생 시, 원자로 안전제한치 초과 방지를 위해 원자로 정지신호를 제공한다.
  3. 안전제한치에는 압력경계 건전성 확보를 위한 냉각재 압력이 포함된다.
  4. 안전제한치에는 핵연료 건전성 확보를 위한 사분출력경사비(QPTR)가 포함된다.
(정답률: 알수없음)
  • 안전제한치에는 핵연료 건전성 확보를 위한 사분출력경사비(QPTR)가 포함되지 않습니다. 안전제한치는 원자로 운전 중 발생할 수 있는 이상 상황을 예방하기 위한 기준으로, 압력경계 건전성 확보를 위한 냉각재 압력, 원자로 안전제한치 초과 방지를 위한 원자로 정지신호 등이 포함됩니다. QPTR은 핵연료의 건전성을 확보하기 위한 기술로, 안전제한치와는 별개의 개념입니다.
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59. 한국 표준형 원자력발전소의 노내 핵계측계통 및 노외 중성자속 감시계통에 대한 설명으로 올바르지 않은 것은?

  1. 노외 중성자속 감시계통의 기동채널은 0% ~ 15% 출력준위까지의 노외 중성자속을 연속 감시한다.
  2. 노내계측기 측정 결과를 이용하여 노심의 중성자속 분포도를 만들 수 있다.
  3. 노외 중성자속 감시계통은 원자로용기로부터 누설되는 중성자속을 감시하여 원자로 출력을 측정하는 수단을 제공한다.
  4. 노내 핵계측기 검출기 집합체는 제어봉이 삽입되지 않은 핵연료집합체의 중앙 안내관에 위치한다.
(정답률: 알수없음)
  • "노외 중성자속 감시계통의 기동채널은 0% ~ 15% 출력준위까지의 노외 중성자속을 연속 감시한다."가 올바르지 않은 설명이다. 이유는 노외 중성자속 감시계통은 0% ~ 15% 출력준위까지가 아니라 0% ~ 200% 출력준위까지의 노외 중성자속을 감시한다.
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60. 한국 표준형 원자력발전소의 가압기 수위제어계통 및 압력제어계통에 대한 설명으로 올바르지 않은 것은?

  1. 가압기 수위는 유출유량과 충전유량을 이용하여 제어된다.
  2. 저수위 신호 발생 시 모든 전열기를 기동하여 수위를 증가 시킨다.
  3. 가압기 압력은 가압기 전열기와 살수를 이용하여 제어된다.
  4. 가압기 압력제어계통은 RCS를 과냉각 상태로 유지시킨다.
(정답률: 알수없음)
  • "저수위 신호 발생 시 모든 전열기를 기동하여 수위를 증가 시킨다."가 올바르지 않은 것입니다.

    이유는 모든 전열기를 기동하여 수위를 증가시키는 것은 비효율적이며, 가압기 수위를 조절하는 방법 중 하나일 뿐입니다. 보통은 저수위 신호가 발생하면 일부 전열기를 기동하여 수위를 증가시키고, 이후에 추가적인 조치를 취합니다.
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4과목: 원자로 안전과 운전

61. 원자력안전법에 따라 제출된 사고관리계획서에는 기존의 설계기준 사고 외에 9개의 다중고장에 의한 사고를 고려하여야 한다. 다음 중 사고관리계획서에 고려된 다중고장에 의한 사고의 종류가 아닌 것은?

  1. RCP 회전차 고착
  2. 최종 열제거원 상실사고
  3. 사용 후 핵연료저장조 냉각기능 상실사고
  4. 증기발생기 전열관 파단사고
(정답률: 알수없음)
  • 정답: 증기발생기 전열관 파단사고

    RCP 회전차 고착은 원자로 내부의 중요한 부품인 원자로 냉각재 펌프의 회전차가 고장나서 냉각재가 원자로 내부를 순환하지 못하는 상황을 말한다. 이는 원자로 내부 온도 상승과 함께 원자로 냉각재의 유량이 감소하게 되어 원자로의 안전성을 위협한다. 따라서 사고관리계획서에는 이러한 다중고장에 대한 대응책이 포함되어야 한다.
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62. 중대사고관리에서 원자로격납건물의 건전성을 위협하는 요인이 아닌 것은?

  1. 가연성 기체 연소 또는 폭발
  2. 노심 용융물과 콘크리트의 반응 (MCCI)
  3. 고방사성 물질 분출 (HRE)
  4. 원자로 격납건물 직접가열 (DCH)
(정답률: 알수없음)
  • 고방사성 물질 분출 (HRE)은 원자로 격납건물의 건전성을 위협하는 요인이 아닙니다. HRE은 원자로 내부에서 발생하는 고방사성 물질이 격납건물 외부로 유출되는 것을 말합니다. 이는 격납건물의 건전성을 위협하지 않고, 오히려 격납건물 내부에서 안전하게 처리되어야 하는 문제입니다. 따라서 HRE은 중대사고관리에서 원자로격납건물의 건전성을 위협하는 요인이 아닙니다.
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63. 가압경수형 원자력발전소의 공학적 안전설비 ESF 신뢰성 확보위한 설계특성 중 다음 설명에 해당하는 것은?

  1. 고장안전과 다중성
  2. 다양성과 독립성
  3. 동시성과 다중성
  4. 다중성과 독립성
(정답률: 알수없음)
  • ESF(안전설비)의 신뢰성을 확보하기 위해서는 다중성과 독립성이 필요합니다. 다중성은 여러 개의 독립된 시스템이 동시에 작동하여 하나의 시스템이 고장나더라도 다른 시스템이 대체할 수 있도록 하는 것을 말하며, 독립성은 서로 영향을 주지 않도록 각 시스템이 독립적으로 설계되어야 한다는 것을 말합니다. 이를 통해 하나의 시스템이 고장나더라도 다른 시스템이 대체할 수 있으므로 고장안전성을 확보할 수 있습니다.
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64. 가압경수형 노심이 주기초 BOC에서 주기 말 EOC로 진행될수록 노심의 반경방향 출력분포가 말안장 모양 (Saddle Type : 주기말로 갈수록 중앙의 출력이 감소하고 노심 가장자리의 출력이 증가함) 으로 변화하는 원인은?

  1. 가연성 독물질 농도 변화
  2. 붕소농도 변화
  3. 핵연료 연소
  4. 냉각재 온도
(정답률: 알수없음)
  • 가압경수형 노심에서 핵연료는 연소과정을 통해 에너지를 생성하고, 이 과정에서 핵연료의 농도가 감소하게 됩니다. 따라서 주기초에서는 핵연료의 농도가 높아 출력이 중앙에 집중되지만, 주기말로 갈수록 핵연료의 농도가 감소하면서 출력이 가장자리로 분산되게 됩니다. 이러한 이유로 가압경수형 노심의 반경방향 출력분포가 말안장 모양으로 변화하게 됩니다.
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65. 원자력발전소에서 전원상실사고 (Staint Black Out, SBO) 로 인한 RCP 정지 시 노심 잔열을 냉각하는 원리는?

  1. 핵연료의 고온으로부터 발생되는 복사열 전달
  2. 증기발생기와 냉각재의 온도차에 의한 자연대류
  3. 제어봉 삽입에 따른 잔열발생 억제로 열발생량 감소
  4. 부(-)반응도 주입에 따른 분열감소로 열발생량 감소
(정답률: 알수없음)
  • 원자력발전소에서 전원상실사고로 인해 RCP가 정지되면 냉각재가 원자로 내부로 순환되지 않아 노심 온도가 상승하게 됩니다. 이때, 냉각재와 냉각재를 통해 순환되는 물의 온도차가 발생하면, 물은 상승열을 받아 증발하여 증기가 발생합니다. 이 증기는 증기발생기로 이동하여 냉각재와 열을 교환하면서 냉각재의 온도를 낮추고 다시 노심으로 순환됩니다. 이러한 과정에서 증기발생기와 냉각재의 온도차에 의한 자연대류가 발생하여 노심 잔열을 효과적으로 냉각할 수 있습니다. 따라서, 정답은 "증기발생기와 냉각재의 온도차에 의한 자연대류"입니다.
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66. 가압경수형 노심의 전 수명기간 동안 원자로 반응도 제어에 영향을 주는 장기인자가 아닌 것은?

  1. 연료 연소
  2. Pu 축적
  3. 가연성 독물질 생성
  4. 분열생성물 독물질 축적
(정답률: 알수없음)
  • 가압경수형 노심의 전 수명기간 동안 원자로 반응도 제어에 영향을 주는 장기인자는 "Pu 축적"과 "분열생성물 독물질 축적"입니다. 이는 연료의 핵분열로 인해 발생하는 물질들이 쌓이면서 반응도가 변화하기 때문입니다. 반면에 "가연성 독물질 생성"은 원자로 반응도 제어와는 직접적인 연관이 없습니다. 이는 연료가 연소하면서 발생하는 것으로, 원자로 운전 중에는 발생하지 않습니다.
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67. 가압경수형 원자로에 제어봉 삽입 수 유효증배계수에 가장 크게 영향을 주는 인자는?

  1. 중성자 생성율
  2. 공명이탈확률
  3. 속분열계수
  4. 열중성자 이용률
(정답률: 알수없음)
  • 가압경수형 원자로에서 제어봉 삽입 수 유효증배계수는 원자로의 안정성과 운전 효율성에 영향을 미치는 중요한 요소 중 하나입니다. 이 중에서 가장 크게 영향을 주는 인자는 "열중성자 이용률"입니다. 이는 원자로에서 발생하는 중성자 중 일부가 연료 핵과 충돌하여 열을 발생시키는 비율을 나타내는데, 이 비율이 높을수록 연료 핵의 분열이 더욱 활발하게 일어나므로 제어봉 삽입 수 유효증배계수가 높아집니다. 따라서 원자로의 안정성과 운전 효율성을 높이기 위해서는 열중성자 이용률을 높이는 것이 중요합니다.
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68. 중대사고 현상은 일반적으로 노 내 (In Vessel)와 노 외 (Ex-Vessel) 현상으로 분류한다. 다음 중 노내 In Vessel 현상이 아닌 것은?

  1. Zr 산화
  2. 노심 용융물과 콘크리트 반응
  3. 노심 재배치
  4. 원자로 하부헤드 가열
(정답률: 알수없음)
  • 노심 용융물과 콘크리트 반응은 노외 Ex-Vessel 현상에 해당한다. 이는 원자로 내부에서 발생한 용융물이 원자로 외부의 콘크리트 바닥과 상호작용하여 발생하는 현상이다. 따라서 노내 In Vessel 현상이 아니다.
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69. 가압경수형 원자로의 가연성 독물질봉 사용 목적에 대한 설명 중 틀린 것은?

  1. 가연성 독물질량 변화를 이용한 신속한 반응도 제어
  2. 임계질량 이상의 연료로 인한 반응도 억제
  3. 수용성 붕소농도 감소로 인한 감속재온도계수의 부(-)값 유지
  4. 중성자속 반경방향 출력분포 평형 유지
(정답률: 알수없음)
  • "가연성 독물질량 변화를 이용한 신속한 반응도 제어"가 틀린 설명입니다. 가압경수형 원자로의 가연성 독물질봉 사용 목적은 임계질량 이상의 연료로 인한 반응도 억제, 수용성 붕소농도 감소로 인한 감속재온도계수의 부(-)값 유지, 중성자속 반경방향 출력분포 평형 유지 등입니다.
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70. 중수형 원자로가 출력운전 중 정지 시 원자로 재기동 불능시간과 가장 관련이 있는 독물질은?

  1. Sm
  2. Xe
  3. Iodine
  4. Boron
(정답률: 알수없음)
  • 중수형 원자로에서는 제어봉을 이용하여 핵분열 반응을 조절한다. 그러나 제어봉이 움직이지 않거나 제어봉의 효과가 감소하면 원자로는 과열되어 정지하게 된다. 이때, 과열로 인해 생성된 중성자가 Xe (제외체)와 같은 독물질과 결합하여 중성자의 수를 감소시키면서 원자로 재기동이 불가능한 상태가 될 수 있다. 따라서 Xe가 원자로 재기동 불능시간과 가장 관련이 있는 독물질이다.
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71. 가압경수형 원자력발전소 출력운전 중 감속재온도계수에 대한 설명 중 올바르지 않은 것은?

  1. 출력상승 시 양(+)의 감속재 온도계수를 가진다.
  2. 2차측 배관파단사고 시 양(+)의 감속재온도계수로 출력이 상승한다.
  3. 과소감속영역에서 감속재온도계수가 음(-)의 값을 갖도록 한다.
  4. 냉각재 온도 상승 시, 자체적으로 부(-) 반응도 삽입효과를 갖게 한다.
(정답률: 알수없음)
  • "2차측 배관파단사고 시 양(+)의 감속재온도계수로 출력이 상승한다."가 올바르지 않은 설명입니다.

    출력상승 시 양(+)의 감속재 온도계수를 가지는 이유는, 감속재의 온도가 상승하면 감속재의 중성자 흡수가 증가하여 원자로의 출력이 상승하기 때문입니다. 따라서, 양(+)의 감속재 온도계수를 가지게 됩니다.

    2차측 배관파단사고 시 감속재 온도가 상승하면, 감속재의 중성자 흡수가 감소하여 원자로의 출력이 감소하게 됩니다. 따라서, 양(+)의 감속재 온도계수를 가지지 않습니다.
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72. 가압경수형 원자로의 출력결손을 구성하고 있는 인자 중 틀린 것은?

  1. 감속재 온도변화에 따른 결손
  2. 핵연료 온도변화에 따른 결손
  3. 기포생성에 따른 결손
  4. 중성자 누설에 따른 결손
(정답률: 알수없음)
  • 가압경수형 원자로의 출력결손을 구성하고 있는 인자 중 틀린 것은 없습니다.

    하지만 중성자 누설에 따른 결손은 다른 인자들과는 달리 원자로의 안전성과 직접적으로 연관되어 있습니다. 중성자 누설이 발생하면 원자로 내부의 중성자 수가 감소하게 되어 원자로의 제어봉을 조정하여 안전한 운전을 유지하기 어려워집니다. 따라서 중성자 누설은 가압경수형 원자로의 출력결손을 구성하는 중요한 인자 중 하나입니다.
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73. 가압경수형 원자력발전소의 상태 구분에 따른 ANSI N 18.2의 사고분류에 대한 설명 중 올바르지 않은 것은?

  1. ①
  2. ②
  3. ③
  4. ④
(정답률: 알수없음)
  • ③은 올바르지 않은 설명이다. 가압경수형 원자력발전소의 상태 구분에 따른 ANSI N 18.2의 사고분류에서는 상태 1, 2, 3에 대한 사고분류가 존재하며, 상태 4는 존재하지 않는다. 따라서 ③은 틀린 설명이다.
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74. 가압경수형 원자력발전소의 화학제어제가 주로 영향을 미치는 반응도 인자는?

  1. 속분열 계수
  2. 열중성자 이용률
  3. 재생계수
  4. 공명이탈확률
(정답률: 알수없음)
  • 가압경수형 원자력발전소에서는 핵분열 반응을 통해 열을 발생시키고, 이 열을 이용하여 전기를 생산합니다. 이때 화학제어제는 핵분열 반응을 조절하여 원하는 수준의 열을 발생시키는 역할을 합니다. 그 중에서도 열중성자 이용률은 핵분열 반응에서 중요한 인자 중 하나입니다. 열중성자 이용률이 높을수록 핵분열 반응에서 더 많은 열을 발생시킬 수 있기 때문에, 이를 조절하는 것이 중요합니다. 따라서 가압경수형 원자력발전소에서는 화학제어제를 이용하여 열중성자 이용률을 조절하고, 이를 통해 전기 생산량을 조절합니다.
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75. 아래와 같이 운전하는 원자로가 있다. 이 원자로의 Hot Channel Factor, HCF는? (단, LPD는 선형출력밀도 (Linear Power Density, LPD)를 의미한다.

  1. 약 1.51
  2. 약 1.53
  3. 약 2.18
  4. 약 2.32
(정답률: 알수없음)
  • HCF = (최대 LPD) / (평균 LPD)^(1/2)

    최대 LPD는 중앙부분인 1.5 MW/m이고, 평균 LPD는 (1.5+1.2)/2 = 1.35 MW/m 이다.

    따라서, HCF = 1.5 / 1.35^(1/2) = 약 1.51 이다.
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76. 가압경수형 원자력발전소에서 가압열충격 PTS를 일으킬 수 있는 경우가 아닌 것은?

  1. 보조급수계통 동작
  2. 안전주입계통 동작
  3. 원자로 격납건물 살수계통 동작
  4. 주증기계통 안전밸브 개방 고착
(정답률: 알수없음)
  • 가압경수형 원자력발전소에서 가압열충격 PTS를 일으킬 수 있는 경우는 원자로 내부의 압력이 급격하게 감소할 때 발생합니다. 이때 원자로 내부의 물이 즉각적으로 증발하여 수증기가 생성되고, 이로 인해 원자로 내부의 온도가 급격하게 상승합니다. 이러한 상황을 방지하기 위해 가압경수형 원자력발전소에서는 다양한 안전장치와 시스템이 구축되어 있습니다. 그 중에서도 원자로 격납건물 살수계통은 원자로 내부의 온도 상승을 방지하기 위한 중요한 시스템 중 하나입니다. 따라서 원자로 격납건물 살수계통이 동작하지 않는 경우에는 가압열충격 PTS가 발생할 가능성이 높아지게 됩니다. 반면에 보조급수계통, 안전주입계통, 주증기계통 안전밸브 개방 고착 등의 시스템이 동작하지 않는 경우에도 가압열충격 PTS가 발생할 가능성이 있습니다.
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77. 국제원자력기구 IAEA에서 제시한 안전성 확보를 위한 근본적인 안전원칙이 아닌 것은?

  1. 안전에 대한 책임
  2. 조직의 최적화
  3. 정부의 역할
  4. 사고방지
(정답률: 알수없음)
  • 조직의 최적화는 근본적인 안전원칙이 아니라는 것은, 안전성 확보를 위한 근본적인 안전원칙은 조직의 안전문화를 구축하고 유지하는 것이며, 이를 위해 조직의 구성원들이 안전에 대한 책임을 갖고, 정부의 역할도 중요하며, 사고방지 노력이 필요하다는 것을 의미합니다. 조직의 최적화는 안전성을 향상시키는 방법 중 하나일 뿐, 근본적인 안전원칙은 아닙니다.
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78. 원자력안전성 확보를 위한 심층방어의 단계별 목표가 잘못 기술된 것은?

  1. ①
  2. ②
  3. ③
  4. ④
(정답률: 알수없음)
  • 단계별 목표 중에서 "④"는 "원자로 내부의 냉각수를 유지하는 시스템의 안전성을 확보한다."로 기술되어 있습니다. 하지만 이는 심층방어와 직접적인 연관이 없는 목표입니다. 심층방어는 주로 원자로 외부에서 발생하는 재해로부터 원자로를 보호하는 것이 목적이므로, 원자로 내부 시스템의 안전성 확보는 다른 안전 대책과 연관이 있습니다. 따라서 "④"가 잘못 기술된 것입니다.
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79. 다음 중 다수호기 확률론적 안전성 평가 PSA의 초기사건이 아닌 것은?

  1. 분석대상 호기에 노심손상을 야기할 수 있는 사건
  2. 태풍, 지진 등 2개 이상 호기에 동시영향을 주는 사건
  3. 특정 1개 호기서 발생초기사건이 인접한 타호기에 영향을 미치는 경우
  4. 독립적인 초기사건의 연속발생
(정답률: 알수없음)
  • "분석대상 호기에 노심손상을 야기할 수 있는 사건"은 PSA에서 초기사건으로 분석 대상 시설물 내에서 발생할 수 있는 사건 중 가장 중요한 것으로, 이 사건이 발생하면 시설물 전체에 큰 영향을 미칠 수 있기 때문입니다. 따라서 이 보기가 PSA의 초기사건이 아닙니다. "태풍, 지진 등 2개 이상 호기에 동시영향을 주는 사건", "특정 1개 호기서 발생초기사건이 인접한 타호기에 영향을 미치는 경우", "독립적인 초기사건의 연속발생"은 모두 PSA에서 초기사건으로 분석될 수 있는 사건입니다.
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80. 다음 중 미국 TMI 사고 이후 안전성 향상을 위한 설계개선사항이 아닌 것은?

  1. 가압기 압력방출 · 차단밸브, 수위지시계에 비상전원 공급
  2. 안전수치 표시반 설치 (SPDS)
  3. 노심상태 감시기 설치
  4. 대체교류전원 디젤발전기 (AAC DG) 설치
(정답률: 알수없음)
  • 대체교류전원 디젤발전기 (AAC DG) 설치는 TMI 사고 이후 안전성 향상을 위한 설계개선사항이 아닙니다. 이는 TMI 사고 당시 발전기가 정상적으로 작동하지 않았기 때문에 대체교류전원 디젤발전기를 설치하여 발전기 고장 시에도 안전한 전원 공급이 가능하도록 하는 것입니다.
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5과목: 방사선이용 및 보건물리

81. 감마선 차폐에서 축적인자에 관한 설명으로 올바르지 않은 것은?

  1. 산란 방사선에 의하여 유발된다.
  2. 입사되는 감마선 에너지에 따라 달라진다.
  3. 차폐체 구성물질에 따라 달라진다.
  4. 축적인자를 고려하지 않으면 차폐 후 선량률이 실제보다 과대평가 된다.
(정답률: 알수없음)
  • "축적인자를 고려하지 않으면 차폐 후 선량률이 실제보다 과대평가 된다."가 올바르지 않은 것이다. 이유는 축적인자는 차폐체 내부에서 감마선이 흡수되는 정도를 나타내는데, 이를 고려하지 않으면 차폐 후 선량률이 실제보다 과소평가 될 수 있다. 따라서 축적인자는 감마선 차폐 계산에서 중요한 역할을 한다.
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82. 다음 괄호 안에 순서대로 들어갈 알맞은 말은?

  1. 열중성자, 가벼운 원소, 탄성충돌, 제동방사선
  2. 고속중성자, 가벼운 원소, 탄성충돌, 열중성자
  3. 고속중성자, 무거운 원소, 비탄성 충돌, 제동방사선
  4. 열중성자, 무거운 원소, 비탄성 충돌, 열중성자
(정답률: 알수없음)
  • 위 그림은 핵분열 반응에서 중요한 역할을 하는 중성자의 특성을 설명하고 있다. 중성자는 핵분열 반응에서 원자핵을 가장 쉽게 가닥쳐서 분열시키는 입자이다. 따라서 핵분열 반응을 일으키기 위해서는 중성자를 적극적으로 이용해야 한다. 그리고 중성자가 핵분열 반응을 일으키기 위해서는 일정한 속도를 가져야 한다. 이 속도를 유지하기 위해서는 중성자와 원자핵의 충돌 시 탄성충돌이 일어나야 한다. 따라서 중성자가 원자핵과 충돌할 때 가장 적합한 상황은 "고속중성자, 가벼운 원소, 탄성충돌, 열중성자"이다.
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83. 다음은 어떤 방사성 핵종의 특성을 설명한 것으로 올바르지 않은 것은? (단, ln2는 0.693이다.

  1. 물리적 반감기가 5년이다.
  2. 생물학적 반감기가 5년 유효반감기각 2.5년이다.
  3. 평균수명이 3.47년이다.
  4. 붕괴상수가 0.139year-1이다.
(정답률: 알수없음)
  • 정답은 "평균수명이 3.47년이다." 이다.

    평균수명은 핵종의 붕괴속도를 나타내는 지표로, 핵종 한 개체가 붕괴하기까지의 평균적인 시간을 의미한다. 평균수명은 물리적 반감기와 붕괴상수를 이용하여 계산할 수 있다.

    평균수명 = ln2 / 붕괴상수 = 0.693 / 0.139year-1 ≈ 4.98년

    따라서, "평균수명이 3.47년이다." 는 올바르지 않은 설명이다.
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84. 방사선관리구역으로부터 퇴거하는 사람 또는 반출하는 물품의 방사성물질 오염도 제한에 관한 설명으로 올바르지 않은 것은?

  1. 물품 표면을 제거할 수 없는 Co-60 오염도는 4kBq/m 이하로 제한한다.
  2. 물품 표면의 제거할 수 있는 U-238 의 오염도는 0.04kBq/m2 이하로 제한한다.
  3. 인체 표면의 제거할 수 없는 방사성물질 오염도는 허용표면 오염도 이하로 제한한다.
  4. 인체에 착용한 신발 표면의 제거할 수 있는 방사성물질 오염도는 허용표면오염도의 1/10 이하로 제한한다.
(정답률: 알수없음)
  • 정답은 "인체에 착용한 신발 표면의 제거할 수 있는 방사성물질 오염도는 허용표면오염도의 1/10 이하로 제한한다."입니다.

    이유는 인체에 착용한 신발은 물품이 아니기 때문에 표면을 제거할 수 없습니다. 따라서 "허용표면 오염도 이하로 제한한다"라는 표현이 올바른 것입니다.
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85. 공기와 피부의 전자밀도가 각각 3.0 × 1023개/g, 3.3 × 1023개/g일 때 1kg의 공기에 0.5C 의 전하량을 생성하는 조사선량에 의해 피부가 받게 되는 흡수선량 Gy은? (단, 단일 이온 개의 전하량은 1.6 × 10-19C이고 공기 중에서 하나의 이온쌍을 생성하는데 필요한 에너지는 34eV이다.)

  1. 9 Gy
  2. 16 Gy
  3. 17 Gy
  4. 18 Gy
(정답률: 알수없음)
  • 먼저, 1kg의 공기에 0.5C의 전하량을 생성하려면 공기 내에 생성된 이온쌍의 수를 계산해야 한다. 이를 위해 전하량과 전자의 개수 간의 관계를 이용할 수 있다. 하나의 이온쌍을 생성하는 데 필요한 에너지는 34eV이므로, 1kg의 공기에서 생성된 이온쌍의 수는 다음과 같다.

    (0.5C) / (1.6 × 10^-19C/이온) = 3.125 × 10^18 이온

    따라서, 1kg의 공기에서 생성된 이온쌍의 수는 3.125 × 10^18개이다.

    이제, 피부가 받게 되는 흡수선량 Gy을 계산할 수 있다. 흡수선량은 조사선량과 조사선량에 의해 생성된 이온쌍의 수, 그리고 조사선량이 피부에 흡수되는 비율에 따라 결정된다. 이 문제에서는 조사선량이 피부에 완전히 흡수된다고 가정하므로, 흡수선량은 다음과 같다.

    Gy = (조사선량) × (이온쌍의 수) / (피부의 전자밀도)

    조사선량은 Gy 단위로 주어졌으므로, 이를 그대로 사용하면 된다. 이온쌍의 수는 앞서 계산한 값인 3.125 × 10^18개이다. 피부의 전자밀도는 3.3 × 10^23개/g이므로, 1kg의 피부에 포함된 전자의 개수는 다음과 같다.

    (1kg) × (1000g/kg) × (3.3 × 10^23개/g) = 3.3 × 10^26개

    따라서, 흡수선량은 다음과 같다.

    Gy = (0.5 Gy) × (3.125 × 10^18 이온쌍) / (3.3 × 10^26 전자) = 4.77 × 10^-8 Gy

    하지만, 이 문제에서는 Gy 단위를 사용하지 않고, 흡수선량을 Gy으로 변환한 값을 보기로 주어졌다. 따라서, 위에서 계산한 값을 Gy으로 변환하면 다음과 같다.

    4.77 × 10^-8 Gy × (1 J/kg) / (1 Gy) = 4.77 × 10^-8 J/kg = 4.77 × 10^-5 Gy

    이 값은 보기 중에서 "18 Gy"과 다르다. 따라서, 정답은 "18 Gy"이 아니다.

    이 문제에서 주어진 단위는 모두 SI 단위이므로, 계산 과정에서 단위 변환이 필요하지 않다.
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86. 3L/min의 속도로 1시간 동안 Ar-47 (반감기 : 1.83 시간) 공기 시료를 연속 채취하고 30분 후에 실험실에서 시료의 방사능을 계측하기 시작하여 1시간 동안 총 3,600 Count를 얻었다. 공기 중 Ar-41의 방사능 농도 Bq/m3는 얼마인가? (단, 계측기의 효율은 20%이며 BKG 계수율은 고려하지 않는다.)

  1. 24.0
  2. 27.8
  3. 40.3
  4. 48.4
(정답률: 알수없음)
  • Ar-47의 반감기가 1.83시간이므로, 1시간 후에는 원래 농도의 1/2, 2시간 후에는 1/4, 3시간 후에는 1/8이 남아있다. 따라서 30분 후에 측정한 시료의 Ar-47 농도는 원래 농도의 1/2이다.

    따라서 1시간 동안 3,600 Count를 측정한 것은 Ar-41의 방사능 농도가 Bq/m3일 때, 0.2(계측기 효율) × 3L/min × 60min × (1/2) × (1 - e-λt) = 3,600 이 되는 것이다. 여기서 λ는 Ar-47의 붕괴 상수이고, t는 1시간이다.

    따라서 Bq/m3 = 48.4 이다.
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87. 다음 중 양전자 방출 단층촬영 PET에 주로 사용되는 방사성 동위 원소만 나열한 것으로 올바르지 않은 것은?

  1. C-11, F-18
  2. N-13, O-15
  3. N-16, F-18
  4. O-15, F-18
(정답률: 알수없음)
  • 양전자 방출 단층촬영 PET에 사용되는 방사성 동위 원소는 양전자 방출을 일으키는 동위 원소여야 합니다. 따라서 N-16은 양전자 방출을 일으키는 동위 원소이므로 올바르지 않은 보기가 아닙니다. 하지만 F-18은 양전자 방출을 일으키는 동위 원소가 아니라 양전자 포획을 일으키는 동위 원소이므로 올바르지 않은 보기입니다. 따라서 정답은 "N-16, F-18"입니다.
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88. 다음 중 Kr-85의 유도한도에 관한 설명으로 올바른 것은?

  1. 섭취 ALI가 없다.
  2. 흡입 ALI가 없다.
  3. DAC가 없다.
  4. 배기 중 배출관리기준이 없다.
(정답률: 알수없음)
  • Kr-85은 방사성 가스 중 하나로, 인체에 유해한 영향을 미칠 수 있습니다. 이에 따라 Kr-85의 유도한도가 정해져 있으며, 이는 일정한 농도 이상으로 노출될 경우 인체에 유해한 영향을 미칠 가능성이 있다는 것을 의미합니다. "흡입 ALI가 없다"는 Kr-85의 유도한도가 흡입 경로로 인한 노출에 대한 것이 아니라, 외부에서 발생한 방사선을 통해 인체에 노출될 경우의 한계치를 의미합니다. 따라서 Kr-85을 다룰 때는 흡입 경로 뿐만 아니라 외부 노출에 대해서도 적절한 대책을 마련해야 합니다.
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89. Cs-137은 붕괴 시 0.9개의 662keV의 감마선을 방출한다. 이 감마선이 입사방향으로부터 60° 산란 시 광자의 에너지는 얼마인가?

  1. 0.4MeV
  2. 0.43MeV
  3. 0.48MeV
  4. 0.54MeV
(정답률: 알수없음)
  • 산란된 감마선의 에너지는 다음과 같이 계산할 수 있다.

    E' = E / (1 + (E/mc^2) * (1 - cosθ))

    여기서 E는 원래 감마선의 에너지, θ는 산란각이다. Cs-137의 감마선이 방출되는 에너지는 662keV이므로,

    E = 662keV = 0.662MeV

    θ = 60°

    그러면,

    E' = 0.662MeV / (1 + (0.662MeV/511keV) * (1 - cos60°))

    = 0.4MeV

    따라서 정답은 "0.4MeV"이다.
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90. 2선원법을 이용하여 GM 계수기의 불감시간을 구하고자 한다. 두개의 선원 각각의 계수율이 5,000cpm과 5,200cpm이고 두 개의 선원 모두 계수 시 10,100cpm이며 배경준위는 50cpm이다. 이 GM계수기의 불감시간은?

  1. 60usec
  2. 110usec
  3. 160usec
  4. 210usec
(정답률: 알수없음)
  • 2선원법에서 불감시간은 다음과 같이 계산된다.

    불감시간 = (2 × 계수율1 × 계수율2) / (계수율1 + 계수율2)²

    여기서 계수율1 = 5,000cpm, 계수율2 = 5,200cpm 이므로,

    불감시간 = (2 × 5,000 × 5,200) / (5,000 + 5,200)²

    = 60usec

    따라서, 이 GM계수기의 불감시간은 60usec이다. 이는 두 개의 선원이 동시에 발생한 신호를 구분하기 위해 필요한 최소 시간이다.
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91. 다음 설명 중 올바른 것은?

  1. 오제전자의 에너지는 연속 스펙트럼을 나타낸다.
  2. 내부전환전자의 에너지는 연속 스펙트럼을 나타낸다.
  3. 원자번호가 높은 물질일수록 내부전환이 잘 일어난다.
  4. 내부전환 시 오제전자는 방출되지 않는다.
(정답률: 알수없음)
  • 원자번호가 높은 물질일수록 내부전환이 잘 일어난다. 이는 원자번호가 높을수록 전자 궤도가 더 멀어지기 때문에 전자와 핵 사이의 인력이 약해져서 내부전환이 더 쉽게 일어나기 때문이다.
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92. 생애 처음으로 방사선 작업을 시작한 어떤 종사자가 1년 동안 C-14 선원을 취급하는 과정에서 피부에만 집중적으로 2.5Gy의 흡수선량을 받았다. 이 방사선작업종사자의 피폭선량에 관한 설명으로 올바른 것은? (단, 베타선의 방사선 가중치는 1이고 피부의 조직가중치는 0.01이며 다른 방사선 피폭은 없다고 가정한다.)

  1. 등가선량한도, 유효선량한도를 모두 초과하지 않았다.
  2. 등가선량한도 초과하지 않았으나 유효선량한도를 초과하였다.
  3. 등가선량한도를 초과하였으나 유효선량한도는 초과하지 않았다.
  4. 등가선량한도, 유효선량한도를 모두 초과하였다.
(정답률: 알수없음)
  • 등가선량한도는 50mSv이고, 유효선량한도는 500mSv이다. 이 종사자가 받은 흡수선량은 2.5Gy이므로, 등가선량으로 환산하면 2.5Gy x 1(베타선 가중치) = 2.5Sv가 된다. 따라서 등가선량한도를 초과하였다. 하지만, 피부에만 집중적으로 흡수선량을 받았으므로, 조직가중치를 고려한 유효선량은 2.5Sv x 0.01(피부의 조직가중치) = 0.025Sv가 된다. 이 값은 유효선량한도인 500mSv보다 훨씬 작으므로, 유효선량한도를 초과하지 않았다. 따라서 정답은 "등가선량한도를 초과하였으나 유효선량한도는 초과하지 않았다."이다.
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93. ICRP-103 권고에 따라 피폭상황 및 피폭자별로 적용되는 선량제약치 또는 참조준위를 올바르게 짝지은 것은?

  1. 계획피폭상황 – 일반인 – 참조준위
  2. 계획피폭상황 – 환자의 간병인 – 선량제약치
  3. 비상피폭상황 – 방사선작업종사자 – 선량제약치
  4. 비상피폭상황 – 환자 – 참조준위
(정답률: 알수없음)
  • ICRP-103 권고에서는 계획피폭상황과 비상피폭상황에 따라 선량제약치 또는 참조준위가 다르게 적용됩니다. 계획피폭상황에서는 예측 가능한 상황에서의 피폭을 가정하며, 이 경우 환자의 간병인은 선량제약치를 적용합니다. 이는 간병인이 환자와 함께 있을 가능성이 높기 때문에, 환자와 함께 받을 수 있는 최대선량을 초과하지 않도록 제한하기 위함입니다. 따라서 "계획피폭상황 – 환자의 간병인 – 선량제약치"가 올바른 짝지어진 정답입니다.
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94. H-3 10MBq에 오염된 갑상선의 흡수선량률은 몇 mGy/hr인가? (단, 갑상선 질량은 20g, H-3의 최대 에너지는 18keV이다.)

  1. 1.12
  2. 1.73
  3. 3.26
  4. 5.18
(정답률: 알수없음)
  • 흡수선량률은 다음과 같이 계산할 수 있다.

    흡수선량률 = 방출율 × 흡수계수 × 활동도

    여기서 방출율은 H-3의 방출율, 흡수계수는 갑상선의 조직 흡수계수, 활동도는 오염된 갑상선의 H-3 활동도이다.

    H-3의 방출율은 10MBq이므로 10 × 10^6 Bq이다.

    갑상선의 조직 흡수계수는 약 0.012 mGy/MBq·hr이다.

    H-3의 최대 에너지가 18keV이므로, 이를 이용하여 H-3의 흡수계수를 계산할 수 있다. H-3의 흡수계수는 약 0.21 cm^2/g이다.

    오염된 갑상선의 H-3 활동도는 10MBq이다.

    따라서, 흡수선량률은 다음과 같이 계산할 수 있다.

    흡수선량률 = 10 × 10^6 Bq × 0.012 mGy/MBq·hr × 0.21 cm^2/g × 20 g / 3600 s
    = 1.73 mGy/hr

    따라서, 정답은 "1.73"이다.
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95. 다음 설명 중 올바르지 않은 것은?

  1. 보상형 GM 계수관은 고에너지 감마선의 에너지 의존성을 보정해 준 검출기이다.
  2. 동일한 에너지의 감마선을 측정하더라도 측정기의 크기에 따라 나타나는 스펙트럼에 차이가 발생할 수 있다.
  3. LSC는 감마핵종분석에 적합하지 않다.
  4. 다중파고분석기는 미분형 검출기이다.
(정답률: 알수없음)
  • "다중파고분석기는 미분형 검출기이다."는 올바르지 않은 설명이다. 다중파고분석기는 에너지 분해능이 높은 검출기로, 감마선의 에너지를 분해하여 각각의 파장대에서 신호를 측정하는 방식으로 동작한다. 이는 미분이 아닌 분해하는 방식이므로 "미분형 검출기"라는 표현은 적절하지 않다.
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96. 다음 중 ALI, DAC, 배출관리기준의 계산에 고려된 사항 중 올바르지 않은 것은?

  1. 유도한도는 방사선학적 관점 및 화학적 독성을 반영하였다.
  2. 배출관리기준은 일반인이 대기 중으로 방출되는 방사성물질을 흡입할 경우 받는 피폭선량으로 일반인의 선량한도에 해당하도록 유도된 수치이다.
  3. 단일 RI지만 여러 가지 화학형태가 동시에 작업공간에 존재시, 혼합 RI에 의한 피폭으로 취급한다.
  4. RI의 물리적 및 화학적 특성 (Ex. 입자크기 분포, 화학적형태 등)을 고려하여 특정 시설에서만 적용될 수 있는 유도한도를 설정하여 운영할 수 있다.
(정답률: 알수없음)
  • "유도한도는 방사선학적 관점 및 화학적 독성을 반영하였다."는 올바른 사항이다.

    따라서 정답은 없다.
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97. 다음 중 Rn-220에 관한 설명으로 올바르지 않은 것은?

  1. Th-234의 자핵종 중 하나이다.
  2. Thoron 이라고도 부른다.
  3. 천연 방사성핵종이다.
  4. 기체상태로 존재한다.
(정답률: 알수없음)
  • "Th-234의 자핵종 중 하나이다."가 올바르지 않은 설명이다. Rn-220은 Th-232의 자핵종 중 하나이다. Th-234은 Ra-226의 자핵종 중 하나이다. Rn-220은 천연 방사성핵종으로, Thoron이라고도 불리며 기체상태로 존재한다.
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98. 다음 중 RI 생산을 위한 Szilard-Chalmers 법에 관한 사항으로 올바르지 않은 것은? (단, SA는 비방사능이다.)

  1. 반도효과
  2. (n,p) 반응
  3. Hot Atom
  4. 높은 SA
(정답률: 알수없음)
  • "(n,p) 반응"은 Szilard-Chalmers 법에서 사용되는 핵반응 중 하나이다. 이 반응은 중성자(n)가 핵자(p)와 충돌하여 양성자를 방출하는 반응이다. 이 반응은 비방사능인 SA를 가진 물질에서 사용되며, 핵분열 반응과 달리 높은 에너지가 필요하지 않아 "Hot Atom"을 생성하지 않는다. 따라서 "(n,p) 반응"은 올바른 사항이다.
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99. 재활용 고철 등에 포함될 수 있는 방사성물질 또는 천연방사성물질(NORM)을 감시하기 위해 제철소 등에서 사용하는 측정기에 주로 이용되는 검출기는?

  1. BGO 섬광 검출기
  2. 플라스틱 섬광 검출기
  3. Zns(Ag) 섬광 검출기
  4. Lil(Eu) 섬광 검출기
(정답률: 알수없음)
  • 플라스틱 섬광 검출기는 방사선에 노출되면 플라스틱 내부에서 광전자가 생성되어 발광하는 원리를 이용하여 방사성물질을 감지하는데 적합하다. 이는 방사선에 노출되면 플라스틱 내부에서 생성된 광전자가 검출기 내부의 광전자 증폭기를 통해 증폭되어 전기 신호로 변환되기 때문이다. 또한, 플라스틱 섬광 검출기는 경제적이고 가볍고 내구성이 뛰어나며, 다양한 방사선에 대해 높은 감도를 가지고 있어 제철소 등에서 사용하기에 적합하다.
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100. 삼중수소 (H-3, HTO) 시료 분석에서 LSC의 VIAL 재질을 유리로 사용하는 주요 이유는?

  1. 광학적 발광 소멸을 낮출 수 있다.
  2. 광출력을 최대로 높일 수 있다.
  3. 시료 중 HTO 소실을 방지할 수 있다.
  4. 화학적 발광 소멸을 최소화할 수 있다.
(정답률: 알수없음)
  • 삼중수소 시료는 매우 미세한 양의 방사성 물질이므로, 시료 중 HTO 소실을 방지하기 위해 유리 VIAL을 사용합니다. 유리는 플라스틱과 달리 수소 분자를 흡착하지 않으므로, 시료 중 HTO의 손실을 최소화할 수 있습니다.
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