• 터널과지하공간
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• 제29권2호
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• pp.75-88
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• 2019

우리나라는 1978년 4월 고리1호기를 시작으로 지금까지 총 24기의 원전을 가동하고 있으며 2기의 원전이 건설 중이다. 원자력 발전이 지속됨에 따라 원자력발전소에서 발생하는 방사성 폐기물의 양도 늘어나게 되어 이를 영구처분하기 위한 다양한 방법이 제안되어 왔다. 국내에서는 심층처분(DGD)을 중심으로 연구가 진행되어 왔으나 심부 시추공을 활용하는 심부시추공 처분(DBD) 역시 대안으로 고려할 필요가 있다. 본 논문에서는 기술 선진국의 선행 연구결과를 종합하여 심부시추공 처분에 요구되는 요소기술들을 소개하고 이를 국내에 적용하기 위한 적용성 평가를 수행하였다. 시추공 설계, 처분부지 등에 대한 개념적 연구를 수행하였으며 마지막으로 실제 처분을 위하여 향후 요구되는 기술적 과제에 대하여 정리하였다.

• Journal of Radiation Protection and Research
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• 제14권2호
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• pp.1-9
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• 1989

방사선 방어를 위한 방안을 결정하는데 도움을 주기 위해서는 각종 방사선 방어 최적화 방안들 사이에 정량적인 비교를 할 수 있는 해석적 방법이 필요하다. 본 논문에서는 발전소에서 행해지고 있는 검사, 시험 및 보수가 방사선 방어에 미치는 영향을 평가할 수 있는 동적 마코프 모델의 개념을 도입하였다. 마코프 모델의 응용을 다루기 위해 예로 든 증기발생기 전열관 파열에서는 고리 2호기와 외국의 자료에 기초해 비용과 피폭 선량을 줄이기 위한 증기발생기의 최적 검사주기를 산출하였으며 그 결과 피폭 선량은 비용에 비해 그 기여도가 매우 낮은 것으로 나타났다. 예제 계산이 이용된 마코프 모델은 자료를 좀 더 보강함으로써 국내 발전소에도 쉽게 적용할 수 있으며 방사선 방어의 최적화를 위한 여러 가지 대안의 비교 우위를 평가하는 데에도 이용할 수 있다.

• 방사성폐기물학회지
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• 제2권1호
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• pp.41-51
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• 2004

원전 작업자 방사선량의 효과적인 저감을 위해서는 발전소 내에 축적된 작업자 피폭선량자료들을 분석하는 것이 반드시 필요하다. 자료의 분석을 통해, 발전소에서 수행되는 방사선작업들 중 반복적으로 고피폭을 유발하는 작업들을 파악하는 것이 필요하며, 본 연구에서는 이러한 반복성고피폭작업들을 도출하기 위한 방법론으로 백분위수 순위합 방법을 제안한다. 이는 비모수통계학 이론에 근거한 방법론으로, 본 연구에서는 이 방법을 이용하여 고리 3,4 호기 작업자 피폭선량 자료를 분석, 고피폭작업들을 도출하였다. 도출 결과는 통계적으로 검증되며, 그 결과 백분위수 순위합 방법의 효과 및 타당성을 입증하였다.

• 방사성폐기물학회지
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• 제17권4호
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• pp.437-445
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• 2019

고리1호기의 영구정지 이후 해체공정에 대해 관심이 집중되고 있다. 방사선관리구역 내부 방사화구조물의 해체는 2026년 이후 본격적으로 진행될 예정이다. 원자로와 내부구조물은 원자력발전소의 구조물 중 가장 높은 수준의 방사능을 갖고 있으며 1차측의 대표적인 중량물로, 절단해체 과정에서 방사선학적 측면과 산업안전 측면에서 주의가 요구된다. 효율적인 해체 폐기물 관리를 달성하기 위해 원자로와 내부구조물의 절단해체공정에 대한 연구가 수행되었다. 방사화 평가결과 내부구조물의 노심 측면부와 상/하부의 일부는 중준위 폐기물로 평가되었고 이외의 구성품은 저준위로 평가되었다. 상대적으로 방사화가 많이 되고 복잡한 형상을 갖는 내부구조물의 경우 작업자의 피폭을 저감하기 위해 수중에서 다양한 절단방법을 통해 원격절단하는 방안이 제안되었고, 절단물은 약 19개의 극저준위/저준위 포장용기와 9개의 중준위 포장용기에 적재될 것으로 예상되었다. 방사화 평가결과 원자로의 노심 측면부는 저준위 폐기물로 평가되었고 이외의 부분은 극저준위 또는 자체처분수준의 폐기물로 확인되었다. 상대적으로 방사화가 적게 된 원자로의 경우 열적절단 방법을 사용해 현재위치에서 인양하며 공기중에서 원격절단하는 방안이 제안되었고, 절단물은 약 42개의 극저준위/저준위 포장용기에 적재될 것으로 예상되었다.

• 방사성폐기물학회지
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• 제17권1호
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• pp.15-28
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• 2019

고리 1호기는 원전해체 계획에 따라 영구정지 이후 가능한 한 빠른 시일 내에 원자로냉각재계통의 화학제염을 수행할 계획으로, 계통제염 기술 확보를 위해 한수원에서는 2014년부터 '원전 해체설계를 위한 냉각재계통 및 기기제염 상용기술개발' 연구과제를 통해 화학제염기술을 개발하고 있다. 본 연구를 위해 Lab. 규모 계통제염 공정장치를 제작하였으며, 계통제염 대상의 주요재료인 STS304, 316, 410, Alloy600, SA508을 사용하여 화학제염 공정실험을 수행하였다. 화학제염 공정실험의 목적은 산화-환원공정의 최적시간, 최적제염제 및 공정횟수를 도출하기 위함이다. 화학제염 공정실험은 과망간산-옥살산 기반의 단위공정 및 연속공정 실험, 과망간산+질산-옥살산 기반의 연속공정 실험으로 나누어 수행하였다. 그 결과 단위공정실험을 통해 최적공정 시간인 산화공정 5시간, 환원공정 4시간을 도출하였으며, 연속공정실험을 통해 최적제염제와 공정횟수를 도출하였다. 최적제염제는 산화제의 경우 $200mg{\cdot}L^{-1}$ 과망간산 + $200mg{\cdot}L^{-1}$ 질산이고, 환원제는 $2000mg{\cdot}L^{-1}$ 옥살산이며, 공정횟수는 STS304와 SA508의 경우 2 cycle, Alloy600의 경우 3 cycle 이상 수행하는 것이 적절할 것으로 평가되었다.

• Journal of Radiation Protection and Research
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• 제24권4호
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• pp.215-223
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• 1999

PWR 원전 증기발생기 수실의 방사선장 특성과 그곳에서 작업하는 종사자의 유효선량을 몬테칼로 시뮬레이션으로 평가하였다. 선원항으로는 고리1호기 증기발생기 방사화물 분석결과가 사용되었으며 유효선량 평가에는 MCNP4A코드와 MIRD형 성별 수학적 인형 모의피폭체가 사용되었다. 수실 내부 방사선장은 U튜브 영역에서 내려오는 방사선이 지배적이었으며 극각에 대해 근사적으로 코사인 분포를 나타내었다 유효선량률은 표준성인과 체격이 작은 성인(이 목적으로 15세 모의피폭체가 사용되었다.)의 경우 각각 36.22$mSvh^{-1}$와 37.06$mSvh^{-1}$로서 체격의 영향은 경미했다. 한편, 모의피폭체의 머리, 가슴 및 하복부에 해당하는 위치에서 평가된 조사선량률과 에너지스펙트럼에 대해 ICRU47에서 주어진 주위선량당량 환산계수를 이용해 평가한 등가선량률은 각각 119, 71, 및 58 $mSvh^{-1}$로 나타났다. 따라서 개인선량계 판독에서 얻는 심부선량 또는 유효선량은 앞서 계산한 유효선량률의 2배 정도가 될 것으로 보인다. 이 사실은 일반적인 개인선량계의 경사입사 방사선에 대한 과대/과소 평가 특성과 함께 비정규, 고선량률 방사선장에 종사하는 작업자의 선량계측 계획 및 결과의 해석에 매우 신중해야 함을 알려준다.

• 방사성폐기물학회지
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• 제9권4호
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• pp.237-245
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• 2011

후쿠시마 사고 이후 사용후핵연료 저장시설 안전성 재검증 필요성이 증대되고 있는 가운데, 재검증 결과의 신뢰성 향상을 위해 열부하 평가결과의 정확도 향상이 요구되고 있다. 이를 위한 기초연구로 본 연구에서는 상대적으로 중요성이 저평가되었던, 저장시나리오, 연소조건 관련 인자와 같이 붕괴열 및 열부하 평가 영향인자를 도출하고, 고리 4호기를 대상으로 ORIGEN2 코드를 이용해 그 효과를 평가하였다. 대표 저장시나리오에 대한 열부하 평가 결과, 최후 방출 핵연료의 붕괴열은 시나리오에 따라 전체 열부하의 최대 80.42%를 차지해 저장시설 열부하에 지배적인 영향을 미침이 확인되었다. 또한 연소조건 인자로 선택된 축 방향 연소 효과, 연소이력, 비출력 효과에 대한 민감도 분석 수행 결과, 냉각기간이 짧을수록 각 인자의 붕괴열에 대한 영향이 커지는 것으로 확인되었다. 각 인자별로는 비출력, 연소이력, 축 방향 연소 효과의 순으로 붕괴열에 대한 영향력이 컸으며, 특히 비출력의 경우 방출 직후 평균값의 0.34에서 1.66배, 방출 1년 후에는 평균 대비 0.55에서 1.37배까지 붕괴열 변화를 초래함이 확인되었다. 즉, 저장시설의 열부하 평가와 같이 냉각기간이 짧은 핵연료에 대한 해석 시 비출력, 연소이력과 같은 연소조건인자가 해석결과에 매우 큰 차이를 초래할 수 있으므로, 해석결과의 정확도 향상을 위해 기존 해석자의 공학적 판단에 의거한 임의 인자 대표성 핵연료 선택방식 대신 실제 운전 데이터의 적용 등이 필요할 것으로 보인다. 본 연구 결과는 향후 열부하 해석 결과의 정확도 향상 및 불확실도 평가를 위한 기초자료로 활용될 수 있을 것으로 사료된다.

• 방사성폐기물학회지
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• 제16권4호
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• pp.441-454
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• 2018

2017년 고리 1 호기 영구정지를 계기로 국내 원자력발전소의 해체가 점차 가시화되고 있다. 앞으로 원전 해체가 본격적으로 추진될 경우 원전 1기 당 약 16만 t의 콘크리트 폐기물이 발생될 것으로 예측되었으며, 이들 콘크리트 폐기물은 대부분 오염준위가 매우 낮아 자체처분 대상으로 고려될 수 있다. 따라서, 국내 자체처분 폐기물(원자력안전위원회 고시 2017-65호에 따른 자체처분 허용농도 또는 자체처분 허용선량을 만족하는 폐기물)에 대한 현행 규제체계가 대량의 콘크리트 폐기물에 대한 무제한적 자체처분에 대해서도 유효성을 유지할 수 있는지를 사전에 확인할 필요가 있다. 이와 관련, 국내 자체처분 규정 개발 시 참조기준인 IAEA SRS No. 44를 심층분석하고, 국내 산업계 현황을 반영한 입력값과 계산식을 이용하여 4가지 자체처분 시나리오에 대한 예상 피폭방사선량을 평가하였다. 그 결과, 재활용 시나리오에 대한 예상선량은 대부분 정상 시나리오에 대한 자체처분 선량 기준(즉, $0.01mSv{\cdot}y^{-1}$)보다 낮은 것으로 평가되었으나, 성토 후 거주 시나리오의 경우 보수적인 가정을 적용하면 자체처분 선량 기준을 초과할 가능성도 배제할 수 없는 것으로 나타났다. 따라서, 대량의 해체 콘크리트 폐기물의 안전하고 지속가능한 자체처분을 위해서는 폐기물 처리업체 다변화, 성토 시나리오에 대한 보다 구체적인 평가, 성토를 통한 자체처분에 대한 부분적 제한조건 설정 등을 고려할 수 있다.

• 에너지공학
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• 제29권1호
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• pp.63-74
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• 2020

영구정지 후 해체가 계획된 고리 1호기 원자력발전소는 해체 과정에서 다양한 종류의 방사성폐기물이 대량으로 발생할 것으로 예상되고 있다. 이 중 가장 많은 발생량을 차지할 것으로 예상되는 콘크리트 방사성폐기물에 대하여 기존 폐기물의 처분 현황 및 법적 제한사항등을 분석하여 적절하고 효율적인 처분방법을 마련하는 것은 중요한 사안일 것으로 판단된다. 콘크리트 방사성폐기물은 다양한 준위의 폐기물들이며, 이 중 규제해제 준위에 해당되어 자체처분이 가능한 폐기물은 바이오실드 콘크리트이다. 본 논문에서는 방사화 평가 결과를 바탕으로 자체처분이 가능한 폐기물을 자체처분 평가 코드인 RESRAD 코드 프로그램을 이용하여 자체처분 안전성 평가를 수행하였다. 대상 폐기물의 자체처분 시나리오를 선정하고 자체처분시 개인별 피폭선량을 계산하여 국내 원자력안전법에서 규정하는 자체처분 기준 제한치의 만족 여부를 판단하였다. 평가 결과, 전체적으로 상당히 낮은 결과 값을 보이며 기준 제한치를 만족하는 결과를 나타내었다. 이러한 자체처분 안전성 평가 결과를 바탕으로 규제해제 대상으로서 자체처분 가능한 바이오실드 콘크리트 폐기물에 대한 적절한 처분방법을 제시하였다.

• 한국화재소방학회논문지
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• 제34권3호
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• pp.134-140
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• 2020

국내 원전은 심층화재방어 개념에 따라 화재 발생 시 원전 외부로 방사능의 누출을 억제하고 발전소의 안전정지기능이 유지되어야 한다. 또한 화재방호 설비가 노형별 화재방호 설계 요건에 맞게 설치되어 운전 중 요구하는 설계기능이 유지되고 있는지 관련 규정에 따라 정기적인 시험으로 건전성을 확인한다. 현재 국내 원전은 원자력안전법과 국내외 소방관계법을 동시에 적용하고 있으며 특히 이러한 법규 환경과 더불어 2017년 국내 최초 영구 정지된 고리1호기에도 유사한 규정이 적용될 것으로 사료된다. 하지만 향후 단계적인 해체원전의 증가를 고려하여 해체특성을 고려한 화재방호 세부 규제규정이 마련되어 체계적으로 해체원전의 화재방호프로그램이 정착되는 기반을 마련할 필요가 있다. 따라서 원전을 다수 운영 중인 미국, 일본, 캐나다 및 유럽 국가들의 원자력 법령체계를 검토하였고, 해외 해체 원전에 활용되고 있는 미국 영구정지 및 해체원전의 화재방호 규제지침인 Reg Guide 1.191의 규제 요건을 고려한 해체원전의 화재방호프로그램 법령체계 마련을 위한 방향을 제시하였다. 본 연구에서는 해체원전의 화재방호프로그램 최적화 및 화재분야의 원전 해체 기반기술 확보를 위해 화재방호 규정 마련을 위한 방향을 제시하고자 한다.