• 한국방사성폐기물학회:학술대회논문집
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• 한국방사성폐기물학회 2004년도 학술논문집
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• pp.247-247
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• 2004

가압 중수로형 원자력발전소에서는 원자로의 감속재 및 냉각재로 사용하는 중수(heavy water)로 인한 삼중수소(tritium)의 생성이 전체 방사선 준위 상승의 가장 중요한 원인이 되고 있다. 따라서 4기의 중수로가 운전 중인 우리나라에서도 월성원자력 발전소에 삼중수소 제거 설비(Tritium Removal Facility)가 건설 중에 있다. 이 시설로부터 99% 이상의 순도인 삼중수소가 회수되며, 회수된 삼중수소는 장기적인 저장을 위하여 안전하게 포장되어야 한다.(중략)

• 원자력산업
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• 제16권2호통권156호
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• pp.29-38
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• 1996

울진 1호기는 88년 9월 상업운전을 시작한 이래 96년 1월 현재 약 320다발의 사용후연료가 인출되어 연료저장조에 저장되어 있다. 이 저장량은 기존의 허용저장용량을 초과하는 양으로서 초과분은 지난해 3월 설치한 임시 저장대에 저장해 왔다. 최근 울진원자력본부에서는 현재 사용중인 저장조의 저장능력을 가능한 한도까지 확장하기 위해 기존 저장대를 고밀도 저장대로 교체$\cdot$설치하여, 2008년까지 발생되는 사용후연료를 저장할 수 있도록 하였다. 본 공사는 사용후연료 저장조에 고방사선 준위의 사용후연료가 저장되어 있는 상태에서 수행된 국내 최초의 공사로서, 수중작업을 수상작업으로 작업방법을 변경$\cdot$수행하였다. 그 추진경위와 의의 등을 살펴본다.

• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 1996년도 춘계학술발표회논문집(3)
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• pp.519-525
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• 1996

원자력발전소에서 발생하는 중·저준위 폐기물의 처분에 있어 안전성을 확보하기 위하여 폐기물내의 방사성물질의 이력 및 특성을 파악하여야 한다. 본 연구에서는 발전소에서 주기적으로 측정하는 냉각수내 핵종농도와 정화장치별 제염계수를 이용하여 방사성폐기물내의 핵종농도를 예측하였다. 본 방법은 순간제염계수 계산을 통하여 발전소 운전상황 변화를 반영하였으며, 최종정화장치 후단부 방출량을 통한 검증에 있어 평균제염계수를 사용한 경우보다 정확한 핵종누적량을 예측하였다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제22권4호
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• pp.416-422
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• 1990

현재 추진중인 중,저준위 방사성폐기물 영구 처분장은 현시점에서 적용중인 처리기술외에는 더 이상의 기술개발을 고려치 않고 폐기물 발생량을 추정하여 이를 근거로 하였는데, 당 연구소에서 개발중인 감용처리기술이 적용된다는 가정아래 향후 방사성 폐기물 관리계획을 검토하였다. 국내에서 발생되는 방사성 폐기물의 대부분을 차지하는 원자력 발전소 운전으로 인해 발생되는 폐기물에 대해서만 감용처리기술을 적용해도 해체폐기물이 본격적으로 발생되는 2018년 이전까지는 그 발생량이 55%까지 감소함을 알 수 있었다. 따라서 초기건설용량 25만 드럼규모의 처분장에 대해 그 운영기간은 7년이상 연장할 수 있을 것으로 예상되었다.

• 한국방사성폐기물학회:학술대회논문집
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• 한국방사성폐기물학회 2004년도 학술논문집
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• pp.334-335
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• 2004

원자력 관련시설에서는 방사선 오염공기가 시설 밖으로 누출되지 않도록 시설 내부를 상시 부압으로 유지하고, 또한 내부를 방사선 준위 별로 구분하여 구역 칸 차압을 유지하는 것이 중요하다. 환기설비 운영 중에 부압의 변동이 일어나기 쉬운데 HEPA 필터의 눈메꿈과 각 구역 간 출입문 개폐의 영향이 가장 크다. 환기계통운전에 있어서는 출입문 개폐상태 감시확인 및 HEPA 필터 등의 각 뱅크에 차압계를 설치하여 필터의 눈메꿈 상태를 주기적으로 측정하고 교체함으로써 방사성폐기물처리시설 내 부압 및 각 구역 간 차압을 일정하게 유지할 수 있었다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제22권4호
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• pp.371-379
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• 1990

제논의 공간적인 진동은 원자로의 운전에 지장을 초래할 수 있다. 본 연구에서는 가압경수로에서의 제논에 의한 불안정성을 분석하기 위하여, 보다 일반적이고 다중입력/다중출력 계통에 적합한 일반화된 Nyquist조건을 사용하는 진동수위주의 기술을 적용하였다. 또한 모드전개 방법에 의하여 선형화된 중성자속을 구했다. 이 모형으로 출력 준위, 제어봉 위치, 그리고 평균 노심 연소도둥의 노물리 변수의 변화에 따른 영광 1호기의 제논에 대한 축방향 안정성을 조사하였다. 결과로는, 출력 준위의 증가나 제어봉 삽입의 증가는 안정성을 저해하는 효과를 가져오고, 연소도가 증가할 수록 불안정한 것으로 나타났다.

• 방사성폐기물학회지
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• 제13권1호
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• pp.45-53
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• 2015

1978년 고리 1호기의 상업 운전을 시작으로 현재 우리나라에서는 총 23기의 원전이 운영 중에 있다. 운영 중인 원전으로부터 방사성폐기물이 계속 발생되고 누적되어 갈 것이다. 또한 원전의 수명 연장과 신규 원전의 추가 건설 이외에도 제염해체 연구시설 등 각종 원자력 시설에서 발생하는 방사성폐기물은 꾸준히 증가하고 있다. 우리나라는 최근 IAEA에서 권고하는 신 분류기준을 적용한 신분류기준에 대해 원자력안전위원회 고시를 개정하였다. 중·저준위폐기물을 IAEA 신 분류기준을 적용하여 세분화한다면, 약 98%를 차지하는 저준위 및 극저준위 방사성폐기물과 규제면제폐기물을 효과적으로 처분 할 수 있게 된다. 본 논문에서는 신 분류기준을 적용한 해외 적용 사례와 처분 방안 현황을 분석하여 국내에 적용 가능한 최적의 합리적인 적용 방안 및 해체 방사성폐기물량을 산정해 보고자 한다.

• Journal of Radiation Protection and Research
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• 제34권4호
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• pp.195-200
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• 2009

원전에서는 많은 종류의 방사성물질이 생성되어 일부는 환경으로 방사성유출물로서 배출되고 있다. 이러한 방사성유출물 중에서 탄소 동위원소인 Carbon-14는 자연에서 이미 높은 준위의 백그라운드를 형성하고 있기 때문에, 원전에서 Carbon-14가 배출되더라도 환경이나 일반인의 피폭방사선량에 미치는 영향이 미미하여 과거에는 배출감시와 환경감시를 수행하지 않았다. 그런데, 핵연료 제조기술 발달과 운전방법 개선으로 핵연료로부터 불활성기체와 입자방사성물질의 방출이 계속 감소하고 있다. 또한 방사선계측기술의 향상에 따라 삼중수소와 Carbon-14 같은 저준위 베타방사능 핵종의 검출준위가 낮아져, 이들 핵종이 일반인 선량평가에서 미치는 비율이 상대적으로 높아지고 있다. 본 논문은 원자력시설에서 발생하는 Carbon-14에 대해 미국의 기술보고서와 논문 등을 검토하여 배출관리와 환경 영향평가에 대한 방사선감시의 기술적 배경을 조사하였다. 이를 바탕으로 Carbon-14 방사성핵종의 배출감시 방안에 대한 타당성을 제시하고자 하였다.

• 에너지공학
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• 제5권2호
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• pp.146-152
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• 1996

열출력 108MW$_{th}$ 급의 소형 원자로심을 설계하였다. 설계 제한 조건으로 2년의 재장전 주기, 무붕산 운전, 저출력 밀도를 채택하였고, 핵연료의 설계는 울진 3 & 4호기의 핵연료집합체 사양을 그대로 채택하였다. 노심 출력준위 제어는 제어봉만으로 가능하도록 하였으며, CASMO-3와 KINS-3를 통해 설계된 초기노심이 주기길이, 첨두계수, 감속재 온도계수, 출력계수 등의 설계 한계치를 만족하는지 확인하였다. 설계 결과, 한국형 표준원전 핵연료집합체를 장전하는 유조선급의 선박용 소형원자로를 무붕산 운전 조건으로 설계 가능함을 알 수 있었다. 단 가연성 독봉을 축방향으로 농축도를 달리하여 장전할 필요가 있으며, 독봉과 제어봉을 설계 한계까지 사용하여야 함을 알았다. 충분한 정지 반응도를 얻기위해 3개의 제어봉군 이외에 추가적인 정지제어봉군이 노심 외곽에 배치되는 안이 제기되었다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제26권1호
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• pp.119-125
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• 1994

핵연료봉의 과도상태 출력준위는 핵연료봉의 과도상태 거동에서 가장 중요한 변수중의 하나이다. 핵연료 성능 데이타베이스의 분석과 핵연료의 과도상태 거동에 영향을 줄 수 있는 핵연료봉 출력이력, 속중성자속, 농축도 및 주기길이 등의 인자들의 민감도 분석을 통해서, ANS 과도조건 I 및 II에서 핵연료봉의 기계적 건전성이 유지되는 허용가능 과도상태 출력을 구하기 위해 일반적으로 적용이 가능한 방법론이 유도되었으며, 이를 통해 17$\times$17 KOFA 핵연료봉의 허용가능 과도상태 출력이 연소도의 함수로써 결정되었다. 이 방법론을 도입함으로써, 현재와 같이 매 주기마다 핵연료봉 과도상태 설계분석을 수행할 필요가 없이 단지 해당주기에서의 과도상태 최대 출력준위 평가로써 핵연료봉의 과도상태 설계를 대체할 수 있으며, 17$\times$17 KOFA 핵연료에 대하 낮은 연소도영역에서 기존의 최대 허용 과도상태 출력 준위인 591 w/cm보다 큰 최대 689.5 w/cm까지 허용함으로써 원자로 운전에 유연성을 줄 수 있다.