• 방사성폐기물학회지
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• 제6권1호
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• pp.65-72
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• 2008

사용후핵 연료 심지층 처분의 목적은 그 독성이 인간 및 자연환경에 영향을 미치지 않도록 장기간 동안 격리하고, 방사성물질의 누출을 지연시키는 것이다. 이러한 심지층 처분장 설계시 주요한 요건은 처분시스템의 건전성 유지를 위하여 폐기물로부터 발생된 열로 인하여 완충재의 온도가 $100\;^{\circ}C$를 넘지 않도록 하는 것이다. 따라서, 원자력 발전소에서 방출된 후의 사용후핵연료 냉각기간은 심지층 처분장 설계시 효율 및 경제성을 위한 중요한 고려인자이다. 본 연구에서는 가장 적절한 사용후핵연료 냉각기간 설정을 위하여 처분시스템 온도요건을 만족하는 심지층 처분장 배치에 필요한 처분터널-처분공 간격 및 그에 따른 면적, 열하중에 대한 분석을 수행하였다. 이를 위하여, 기준 처분개념을 바탕으로 사용후핵연료의 냉각기간 및 처분터널/처분공 간격을 다양하게 설정하여, 처분시스템에서의 열적 안정성을 해석하고 그 결과를 비교분석하였다. 그리고 분석 결과를 바탕으로 처분면적 측면에서 효율적인 사용후핵연료 냉각기간을 도출하였다. 그 결과, 사용후핵연료의 냉각기간이 짧을수록 처분장에서 설계온도 제한치 범위내 최고온도에 이르는 시간은 빨라지고, 사용후핵연료 냉각기간이 길수록 처분장에서 온도상승 및 하강속도는 완만해지는 것으로 나타났다. 또한, 본 연구에서 고려대상으로 삼은 처분장 규모와 사용후핵연료를 심지층에 처분한다고 할 때 그 냉각기간을 40-50년으로 함이 적합한 것으로 나타났다.

• 한국식품과학회지
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• 제36권1호
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• pp.183-187
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• 2004

본 연구는 국내에서 생산된 식품과 수입식품에 대한 방사능 오염실태를 조사하고 그 결과를 바탕으로 식품에 대한 방사능 오염의 기준 및 규격 설정을 위한 기초자료 생산을 목표로 수행되었다. 조사 대상시료는 국민식생활에 근거하여 곡류, 두류, 근채류, 인삼류, 어패류, 육류 등으로 선정하였다. 국내 생산된 식품 중에서 쌀, 대두, 감자, 쇠고기의 경우는 지역별 오염실태 차이를 파악하기 위해 국내 원자력발전소 주변지역에서 시료를 구입하였다. 모든 시료는 건조하여 회화시킨 후 사용하였으며, 방사능 농도는 감마핵종분석기를 이용하여 측정하였다. 인공방사능인 Cs-137의 방사능농도는 곡류의 경우는 0.025-0.053 Bq/kg-fresh, 두류는 0.045-0.500Bq/kg-fresh, 근채류(감자)는 0.062-0.105 Bq/kg-fresh, 인삼류는 0.025-1.151 Bq/kg-fresh, 육류(쇠고기)는 0.021-0.145 Bq/kg-fresh, 어패류는 0.046-0.155 Bq/kg-fresh의 범위를 나타냈으며, 다. 본 조사 결과 2002년도에 채취된 국내에서 생산된 식품 중 Cs-137의 농도는 지역별로 큰 차이를 나타내지 않았으며, 식품 중의 방사능 잠정허용기준치인 370Bq/kg에 훨씬 못 미치는 무시할 정도의 값으로 나타났다. 또한, 수입식품 중 2002년도에 채취된 시료인 쌀(태국산), 밀(미국산), 대두(러시아산), 홍합(뉴질랜드산), 수삼(중국산), 쇠고기(호주산, 미국산)의 경우도 국내산과 큰 차이를 나타내지 않았다. 그러나 조사항목 중 중국에서 수입된 인삼(건삼) 중의 방사능 농도가 다른 식품시료에 비해 상대적으로 높다는 것은 특이할 만한 사항이다.

• 방사성폐기물학회지
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• 제7권1호
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• pp.1-7
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• 2009

본 논문은 국내에서 가동되고 있는 3개 로형의 원자로 냉각재로부터 유기 및 무기 $^{14}C$의 특성을 평가하는데 초점을 맞추었다. 주목적은 국내 원전 부지에서 환경으로 방출되는 $^{14}C$에 대한 신뢰할 만 한 특성을 평가하는데 있다. $^{14}C$는 방사성핵종 인벤토리 중 가장 중요한 핵종중의 하나로서 처분장에서의 방출 시나리오에서 가장 중요한 선량 기여 핵종중의 하나이다. $^{14}C$는 반감기가 5,730 년인 순수 베타방출체로써 환경으로의 이동성이 높을 뿐 아니라 생물학적인 유용성이 높다. 최근의 연구결과에 의하면, 유기화합물 형태의 $^{14}C$는 환원환경 하에서 원자로 냉각재내에서 주종을 이루고 있는 것으로 밝혀졌으며 그 외의 유기화합물인 formaldehyde, formic acid 및 acetate도 함께 형성되는 것으로 알려졌다. 그러나 정지화학 처 리 기간인 산성 산화환경 하에서는 산화성 탄소형태로 바뀌면서 $^{14}CO_2$나 $H^{14}CO_3^-$형으로 바뀌어 지는 것으로 나타났다. 본 연구에서는 원자력발전소의 다양한 처리계통의 시료에 대해 유기 및 무기화학형의 $^{14}C$ 농도를 측정, 평가하였다 원자로 계통 내에서의 $^{14}C$ 인벤토리는 약 3.1 GBq/kg로 나타났으며 냉각재 계통 내에서는 주로 유기화학형 이 주종을 이루고 있었으며 무기화학형은 10% 이내인 것으로 나타났다 용액중의 $^{14}C$ 측정은 기상과 액상으로 분리하여 분석하였다. 정상 운전 중에는 유기화학형의 $^{14}C$가 주종을 이루고 있지만 발전소의 배기구를 통해 방출되는 $^{14}C$의 화학형은 온도, pH, 체적제어탱크의 방출 및 정지화학 처리에 따라 화학형이 달라지고 있는 것으로 나타났다.

• 콘크리트학회논문집
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• 제25권3호
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• pp.321-329
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• 2013

방사성 폐기물 최종 매립장이 완공됨으로써 그동안 원자력 발전소 내에서 관리하고 있던 중 저준위 방사성 폐기물은 최종 처분장으로 이송하여 관리해야 한다. 주로 액상의 이온교환수지로 구성된 중 저준위 방사성 폐기물은 플라스틱 또는 강제용기 안에서 시멘트계 재료로 고화처리 되고 있다. 시멘트계 재료는 취성적이므로 이송 중 낙하, 충돌 등에 의해 붕괴될 경우, 방사성 물질이 유출될 수 있는 가능성이 있다. 안전성이 있는 이송장비를 설계하기 위해서는 현재의 고화체가 어느 정도의 강도를 발현하고 있는지를 확인할 필요가 있다. 그러나 방사성 물질을 포함하고 있는 폐기물의 강도를 직접법에 의해 측정하는 것은 위험하므로 불가능하기 때문에 동탄성계수와 같은 비파괴시험을 통해 간접적으로 강도를 파악하여야 한다. 따라서 방사성 폐기물의 압축강도와 동탄성계수의 관계를 규명할 필요가 있다. 폐기할 시점에서 이온교환수지 처리용 고화체의 압축강도는 3.44 MPa (500 psi)이다. 이론적으로 시멘트는 시간의 경과에 따라서 강도가 증진되기 때문에 폐기된 후 수년에서 수십년이 경과한 현 시점에서 고화체의 강도는 기준치를 크게 상회할 가능성이 있다. 이와 같은 배경에서 이 연구에서는 중 저준위 방사성 폐기물 처리용시멘트 고화체의 재료구성을 유지하면서 3~30 MPa 범위의 다양한 강도 수준을 갖는 시멘트 고화체를 제조하고 이를 대상으로 압축강도와 동탄성계수의 관계를 도출하고자 하였다. 실험 결과, AE제 첨가율의 변화에 의해 목표로 설정하였던 3~30 MPa 범위를 만족하는 고화체의 제조가 가능하였다. 또한 미리 기포를 제조하여 혼입하는 방법보다 AE제를 배합수에 직접 혼합하는 방법이 단위용적질량 및 강도를 보다 정확히 조절하는데 유리한 것으로 나타났다. AE제 첨가율에 의한 단위용적질량과 공기량은 첨가율이 낮은 범위에서 급격하게 변화하였으며 첨가율이 증가할수록 변화량은 감소하였다. 이온교환수치 처리용 시멘트 고화체의 동탄성계수는 4.1~10.2 GPa 범위로 나타났으며, 일반콘크리트 보다 약 20 GPa 정도 낮고 그 차이는 강도의 증가에 따라 증가하는 것으로 나타났다. 이온교환수지 처리용 시멘트 경화체에서도 압축강도와 동탄성계수는 선형적인 관계를 보이고 있다.

• 에너지공학
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• 제25권4호
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• pp.103-109
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• 2016

폴리에틸렌(Polyethylene) 배관은 가요성이 좋고 부식이 되지 않는 등의 장점으로 가스배관 뿐만 아니라 원자력 발전소의 배수관, 석유화학 및 정유사 공정배관 등으로 그 사용범위가 점차 확대되고 있다. 그러나 폴리에틸렌 배관의 연결부를 직접적으로 검사할 수 있는 검사방법이 개발되지 않아서 사용범위를 확대하는데 제한을 받고 있다. 폴리에틸렌 배관의 연결방법은 전기융착 방법과 버트융착 방법으로 구분할 수 있는데 이 중에서 가장 많이 사용하는 방법은 버트융착이다. 버트융착은 배관과 배관을 열판에 맞닿게 하고 일정한 온도 및 압력을 가한 후 열판을 제거하고 용융된 배관의 말단부를 서로 연결하는 방법으로서 별도의 연결구가 필요하지 않아 가장 많이 사용하고 있는 연결방법이다. 버트융착 시에 열판으로부터 열이 용융된 후 압력을 가하면 용융부는 비드를 형성하는 부분과 연결부를 형성하는 부분으로 분리되고 냉각과정을 거쳐 버트융착부가 된다. 본 연구는 연결부를 형성하는 부분에서 열판으로부터 열이 전파되어 용융된 거리를 측정하고 이 결과를 연결부에 대한 건전성 평가 방법 중의 하나로 제시하고자 한다. 외경 225mm, 두께 20.5mm의 중밀도 폴리에틸렌 가스용 1호관의 초음파 속도를 측정한 결과 2,200m/s 였다. 열용융 거리를 측정하기 위하여 열판으로부터 열이 전파되어 폴리에틸렌을 가열하는 시간을 0%~130%까지 변화시켜 시험편을 제작하였다. 또한 정상적인 가열시간(100%의 가열)을 제공하고 스크레핑 처리를 하지 않은 시험편과 토양을 삽입한 시험편 그리고 자갈을 삽입한 시험편과 비닐류를 삽입한 시험편을 제작하였다. 총 20개의 시험편에 대한 열용융 거리를 측정하기 위하여 3.5MHz 및 5.0MHz 센서를 이용하였으며 1개의 시험편에 대하여 총 3곳에서 초음파 탐상을 실시하였다. 열용융 신호를 명확하게 구분하기 위하여 모든 탐상 결과에 대하여 동일한 post image processing을 수행하였고 이미지 레벨, contrast, sharpen 및 threshold를 적용하였으며 결과 탐상은 가장 직관적으로 파악할 수 있는 gray scale로 표현하였다. 탐상 결과 가열시간이 짧은 시험편일수록 융착이 이루어지지 않아 멀티플 에코가 반사되는 영역이 증가하였으며 이 부분을 최대한 배제할 수 있는 위치에서 데이터를 획득하였다. 정상적인 가열시간의 80%인 168초의 시간을 가한 시험편부터 열용융 거리에 대한 반사신호가 뚜렷이 구분되었으며 이 시험편부터 거리 측정을 실시하였다. 가열시간이 정상가열시간의 7%인 15초의 가열시간을 가한 시험편부터 더 낮은 가열시간을 가한 시험편의 경우 융착이 이루어지지 않아서 3곳 모두 데이터 영상을 획득할 수 없었다. 위 실험 결과로 위상배열초음파를 통해 폴리에틸렌 배관 버트융착부에서 열이 용융되어 전파된 거리 측정이 가능함을 확인하였으며 또한 열이 용융되어 전파된 거리 측정을 통해 정상적인 융착과 불완전 융착을 구분할 수 있음을 확인할 수 있었다.

• Journal of Radiation Protection and Research
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• 제37권2호
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• pp.75-83
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• 2012

2011년 3월 11일 일본 후쿠시마(福島) 원전 사고 1주년을 계기로 청소년의 방사선 인식도를 알아 본 뒤 이를 일반 성인을 대상으로 동일 설문을 이용해 거의 비슷한 시기에 조사한 결과와 비교하고자 하였다. 연구 방법론적 설계는 양적 조사를 하고, 빈도 분석을 하였다. 조사 대상은 미래 세대인 15세 중학교 3학년 학생으로 한정하였으며, 조사 도구인 설문지를 직접 배포하여 유효 응답지인 2,217부를 기준으로 분석하였다. 설문은 40문항으로 구성하였으며, 하위 영역별 크론바하 알파(Cronbach's ${\alpha}$) 계수는 '방사선의 자아 인식' 0.494, '방사선의 위험' 0.843, '방사선의 편익' 0.748, '방사선의 안전관리' 0.692, '방사선의 정보원' 0.819, '후쿠시마 사고의 영향 정도' 0.675로 대부분 높은 것으로 나타났다. 설문 분석 결과 응답자의 방사선 개념에 대한 지식은 100점 만점으로 환산시 67.4점(성인 69.5점)으로 높지 않았다. 후쿠시마 사고의 영향은 성인보다 덜 받은 것으로 조사됐는데, 다음 문항에서 '그렇다' 또는 '매우 그렇다'고 응답한 비율에서 잘 드러난다. '후쿠시마 사고의 영향으로 원전을 하지 말아야 한다는 쪽으로 생각을 바꿨다'는 문항에는 전체의 27.0%(성인은 38.9%)가, '후쿠시마 원전 사고로 인한 피해는 측정이 불가능할 만큼 막대하다'는 문항에는 전체의 65.7%(성인은 86.6%)가, '후쿠시마 원전 사고는 원자력 발전소 안전에 대한 경각심을 높이는 데 기여하였다'는 문항에는 전체의 65.0%(성인 86.3%)가 그 같이 응답해 청소년의 후쿠시마 사고의 영향 정도가 상대적으로 낮은 것을 알 수 있다. 또 상당수의 문항에서 청소년들은 성인에 비해 '보통이다'라고 응답하는 비율이 높았는데, 이는 아직 청소년 자신의 방사선에 대한 인식이 제대로 정립되지 않았기 때문으로 해석된다. 본 연구는 후쿠시마 원전 사고 이후 국내에서 청소년을 대상으로 방사선 인식도를 처음 조사했고, 일반 성인 조사 결과와도 비교한 것으로, 향후 정부의 방사선 정책 수립에 크게 기여할 것으로 기대된다.

• 방사성폐기물학회지
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• 제2권4호
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• pp.271-278
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• 2004

본 연구에서는 국내 원전이 위치한 지역의 토양에서 $^{137}Cs$의 축적 경향을 파악하기 위하여 원전이 위치한 영광군 관내의 평지와 고산지대인 금정산, 불갑산 및 영광원전으로부터 원거리에 위치한 내장산 등을 대상으로 토양중 $^{137}Cs$의 화학적인 특성과 고도에 따른 $^{137}Cs$의 축적 경향을 평가하기 위한 실험을 수행하였다. 일반적으로 국내 토양 중 $^{137}Cs$의 농도는 불검출 ${\~}252\;Bq/kg-dry$의 범위 내에 있으며 본 연구에서 측정한 평지부분과 고산지대인 원전으로부터 2 km 떨어진 금정산, 약 20 hn 떨어진 불갑산 및 원거리에 위치한 내장산에서도 지금까지의 $^{137}Cs$농도 범위에 들었다. 그러나 고산지대는 평지에서와는 다르게 고도가 증가함에 따라 $^{137}Cs$농도도 증가하는 경향을 보이고 있고, 정상 부분이 하부 부분보다 더 높게 나타났고 영광원전 인근 일반평지부분보다는 $^{137}Cs$의 농도는 $2{\~}6$배 정도 높은 경향을 나타내었다. 연구결과 $^{137}Cs$의 분포는 지형적 요인(고도) 및 토양의 화학적 요인(양이온치환용량)과 상관성이 큰것으로 나타났다. 지형적 요인으로는 주로 고도를 들 수 가 있는데 높은 고도의 산의 경우 대기중 $^{137}Cs$이 토양에 침투되는 기회가 커짐으로 동일한 토질 조건의 평지 토양에 비해 높은 $^{137}Cs$준위를 나타내었다 토양의 화학적 요인으로는 양이온치환용량이 주요 인자임이 규명되었다. 양이온치환용량은 침적된 $^{137}Cs$을 토양에 고정시키는 능력을 나타내며 같은 지형조건에서 높은 양이온치환용량을 가진 시료가 낮은 양이온치환용량을 가진 토양에 비해 $^{137}Cs$농도는 높은 값을 보였다.

• 한국제4기학회지
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• 제18권1호통권22호
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• pp.21-30
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• 2004

일광단층은 NNE-SSW 방향으로 한반도 남동부의 울산에서 부산 해운대까지 연장되며 그 길이는 40 Km이다. 본 연구는 신고리 원자력발전소 1,2호기 건설과 관련된 일관단층석의 제4기 활동 여부를 판단하기 위해서, 지형면 분류와 트렌치 조사로 일광단층의 활동시기를 추정한 것이다. 일광역 부근의 해안에서 산록까지는 모래해안 및 충적면, 10m 해성단구면(MIS 5a), 20 m 해상단면(MIS 5e), 45m 해성단구면(MIS 7 or 9)의 변형면, 소기복침식면의 5개 지형면으로 분류된다. 일광단층선을 경계로 기반침식면은 해안 쪽에 분포하는데도 불구하고 내률 쪽의 45m 해성구면의 변형면 보다 비고가 10m 이상 높다. 그러나 동일한 단층선이 지나고 있는 20m 해성단구면은 변위를 나타내지 않는다. 10m 해성단구면과 20 m 해성단구면이 직선적으로 접하는 지대를 트렌치 조사하였으나 단층선이나 퇴적층의 변위를 관찰할 수 없어, 이 지대는 10m 해성단구면의 옛 해안선[구정선(구汀線)]으로 추정한다. 이에 45m 해성단구면 형성기의 고지리(古地理)로는 소기복침식면은 당시의 해수면 보다 높은 '섬' 이였을 것이며, 일광단층은 이천리층 형성 이후-45m 해성단구면 형성기(22만년 내지 32만년 전) 이전에 이루어졌을 것으로 판단한다.