• Journal of Nuclear Fuel Cycle and Waste Technology(JNFCWT)
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• v.4 no.2
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• pp.171-178
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• 2006

Decommissioning cost estimation is a very important technique in designing and planning of nuclear facilities' decommissioning. Decommissioning cost estimation should be made according to the phases of decommissioning activities and installed components of nuclear facilities. In this paper, the basic framework necessary for decommissioning cost estimation is completed so that it could be used as a technique for decommissioning costs estimation by specifying cost items and group components and unit cost factors on which work time is calculated. Also, factors to be considered for decommissioning cost estimation of major activities and tasks are reviewed. Afterwards, these techniques will be utilized as a basic technology to establish methodology of decommissioning cost estimation and evaluation.

• Proceedings of the Korean Radioactive Waste Society Conference
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• 2007.05a
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• pp.215-216
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• 2007

원전에서 발생하는 중 저준위방사성폐기물(이하, "방폐물"이라 함)을 처분시설로 운반하는 것은 원전과 처분시설이 임해지역에 위치하고 있으므로 육상운반보다는 선박을 이용하는 해상운반이 효율적이다. 해상운반은 무엇보다 다량운반이 가능하며 이로 인하여 운반회수가 줄고, 인구밀집지역을 지나지 않아도 되기 때문에 방폐물의 운반에 대한 위험도가 상대적으로 적어 안전성 확보에 유리하다. 방폐물의 해상운반은 운반 도중 방사성물질의 위험으로부터 인간과 환경을 보호하기 위하여 국제원자력기구(IAEA)의 안전운반규정, 국제해사기구(IMO)의 국제해상위험물규칙, 국내 원자력법 등 국내외의 엄격한 기술기준에 따라 안전성이 철저하게 보장되어야만 한다. 한국수력원자력(주)(이하, "한수원"이라 함)는 원전(월성원전 제외)에서 처분시설까지 방폐물을 안전하고 효율적으로 운반하기 위하여 전용운송선박, 운반용기, 전용운반차량 및 원전 물량장 등으로 이루어지는 해상운반시스템을 구축하여 운영할 것이다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• v.27 no.3
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• pp.447-452
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• 1995

경·중수로 연계 핵연료 주기 (Direct Use of Spent PWR Fuel in CANDU : DUPIC ) 기술개발의 핵물질 보장조치(Safeguards)는 경수로 사용후 핵연료를 중수로에 재 활용하기 위한 DUPIC 공정에 대한 최적 보장조치 시스템을 구축하여, 국제 원자력 기구(IAEA) 및 국제 원자력 사회에서 핵 투명성확보 및 신뢰도를 향상시키는 것을 기술개발의 목적으로 하고 있다. DUPIC 공정은 고립된 차폐시설내의 고준위 방사선장 하에서 가동되므로 타 시설에 비해 핵 물질 전용 가능성은 희박하지만, 전 공정이 원격제어 되야 하고, 조업조건이 정복해야 하므로 기존의 보장조치 기술보다 더욱 발전된 계량관리시스템, 측정시스템 및 감시시스템 등을 개발하여야 한다. 이를 위해 본 연구에서는 각 항목에 대한 요소 분석 및 각 항목별 향후 연구방향에 대해 분석하였다. DUPIC 공정 전반에 대한 핵물질 계량관리를 위해 물질수지구역 (Material Balance Area : MBA) 및 주요측정 지점 (Key Measurement Point : KMP )을 설정하여 각 측정지점별 측정방법 및 재고검증(Inventory Verification) 방법을 분석하였다. 최적 측정시스템을 개발하기 위해 적용 가능한 비파괴분석 방법들을 분석한 결과, 핵분열성 물질 함량을 정량적으로 측정할 수 있는 수동적 중성자 측정법이 가장 적합하다는 결론을 얻었다. 또한, 감시시스템을 개발하기 위해 전용전략의 주요 요소 및 전용경로 등을 분석하였으며, 핵물질 및 시설에 대한 물리적 방호체제를 DUPIC시설에 적용하기 위하여 물리적 방호에 필요한 방호체제 요소를 분석하여 DUPIC 시설을 위한 가상적인 방호체제를 구축하였다.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1998.05b
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• pp.111-117
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• 1998

원자로 압력용기는 운전기간 동안 중성자 조사에 따른 재료의 기계적 성질이 변화되므로, 용기의 건전성 유지여부를 평가하기 위하여 조사시편을 이용한 주기적인 감시시험이 요구된다. 그러나 감시시편은 방사성 물질로서 일반 환경조건에서 시험이 불가능하다. 따라서 국내의 자력기술로 완공된 조사재시험시설의 핫셀 내에서 감시시험의 주요항목인 온도감시자, 충격, 인장, 파괴인성, 그리고 성분분석 등에 대한 시험을 수행하기 위하여 관련된 규정에 합하도록 장비 및 시험 평가기술을 개발하였다.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1995.05a
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• pp.824-828
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• 1995

월성원전에서 삼중수소에 의한 작업자 피폭 및 환경방출량을 가능한 한 낮게 유지하기 위해서는 계통중수중에 축적되는 삼중수소를 근원적으로 제거할 수 있는 삼중수소제거시설이 필수적이다. 삼중수소제거공정은 방사선 안전성과 에너지 효율 측면에서 액상촉매교환과 초저온증류공정의 복합공정이 가장 효과적인 것으로 알려지고 있다. 본 연구에서는 월성원전의 후속기를 고려하여 용량이 연간 8MCi의 삼중수소제거시설에 대한 최적설계를 수행하였다. 액상촉매교환공정에 대해서는 NTU-HTU법 그리고 초전온증류공정에는 Fenske-Underwood-Gilliland법을 이용하여 공정을 해석하였고 공정내 삼중소소의 재고량이 최소가 되는 최적의 설계변수들을 제시하였다.

• Journal of Nuclear Fuel Cycle and Waste Technology(JNFCWT)
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• v.9 no.3
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• pp.181-189
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• 2011

The smooth construction and operation of nuclear facilities requires understanding and support of both the local residents and the national people. It is essential that our country, which should maintain using nuclear energy for national energy security and economic growth, shall improve the social acceptance of nuclear energy. In order to identify the level of social acceptance of nuclear energy, this study investigated the perception of the local residents in Gyeongju and the public in other areas on a nuclear power plant and a low- and intermediate-level radioactive waste disposal facility through an individual interview. The subjects of the investigation were 450 persons. This study identified that perceptions of the respondents were somewhat dependent on the residential area, and derived the implications to be reflected in establishing the customized public-relation strategies.

• Nuclear industry
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• v.23 no.2 s.240
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• pp.53-77
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• 2003

일본은 현재 52기의 원자력발전소가 가동중에 있으며 3기가 건설중에 있다. 또한 원자 연료 사이클에 있어 요구되는 우라늄 농축, 방사성 폐기물의 매설 처분, 고준위 유리화 고화체 폐기물의 저장 및 관리, 재처리에 따른 각종 시설이 운영 또는 건설중에 있다. 이와 같이 원자력 이용의 발전에 따라 방사성 물질의 수송은 앞으로 더욱 활성화되고, 원자연료 사이클을 착실하게 추진하기 위해서도 방사성 물질의 안전 수송 확립은 필수적이어야 한다. 본 내용은 원자 연료 물질의 수송에 대하여, 수송을 어떻게 안전하게 수행하고 있는가, 그리고 안전성 확립과 합리화를 위한 문제점은 무엇인가에 대해 소개하고 있다.

• Proceedings of the Korea Society for Energy Engineering kosee Conference
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• 2003.05a
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• pp.425-430
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• 2003

일반적으로 원자력 관련 연구개발은 타 산업 및 사회에 미치는 파급효과가 크고, 참여 연구원 및 대중 안전에 대한 위험도가 높으며, 대규모의 투자비용이 요구되는 특성을 지니고 있다. 이러한 이유로 원자력 산업은 일찍이 품질보증 개념을 도입하여 원자력 시설의 안전한 이용을 도모하여 왔다. 최근에는 원자력 연구개발 분야에서도 연구결과의 신뢰도 확보 및 안전한 연구수행을 보장하기 위하여 품질보증 적용의 필요성이 강조되고 있다.(중략)

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1995.05b
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• pp.1067-1074
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• 1995

현재 상용규모 이상의 재처리시설을 보유하고 있거나 건설중인 국가는 5개국이며, 이들의 재처리 용량은 약 5,000톤/y에 이른다. 또한 프랑스 등 5개국이 현재 총 440톤/y의 혼합핵연료 가공시설을 보유하고 있으며, 영국, 일본 등이 대규모 시설을 추가로 건설중에 있다. 재순환 산업이 성숙되어 감에 따라 2005년 경에는 전 세계적으로 누증되어 가고 있는 플루토늄 재고상황도 안정될 것이다. 앞으로 경수로가 혼합핵연료 이용의 중심 역할을 하는 가운데 고속증식로 및 신형전환로 등에의 이용도 확대될 것으로 보인다. 이제까지 총 32기의 경수로가 혼합핵연료를 사용한 실적이 있는데, 플루토늄의 수급 상황을 감안 할 때 2005년경에 가면 68기 정도의 경수로에 혼합 핵연료의 사용이 요구된다. 플루토늄 자체가 유용한 에너지원일 뿐 아니라, 이의 소진 문제도 전 세계적으로 큰 부담이 되고 있는 만큼 사용 후 핵연료사용 확대는 당연한 요구이다. 이를 위해서는 재 순환 하부구조의 확충과 함께 이에 대한 대중의 거부감을 불식시키는 한편, 각국 정부는 안정적 인허가 환경을 조성함으로써 대규모 투자를 보장할 수 있는 여건을 마련해야 할 것이다.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1998.05a
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• pp.163-168
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• 1998

경수로 압력용기의 취화는 주로 고속 중성자에 기인한다. 경수로 압력용기를 모의한 PCA-REPLICA실험을 해석하여 원자력 시설의 구조재로 쓰이는 철의 핵자료 검증과 MATXS/TRANSX/DANTSYS 계산체제의 유용성을 확인하고자 하였다. 라이브러리는 JEF-2.2를 이용한 KAFAX-F22가 기본 자료로 이용되었고, 이밖에 ENDF/B-Vl.1과 JENDI.-3.2의 철 핵자료도 비교 검증하였다. 계산결과는 실험오차 등을 고려하면 측정치와 근접하는 경향을 보였고, 앞으로 개발될 차폐해석용 라이브러리 검증에 유용한 자료가 될 수 있겠다.