• Journal of Radiation Protection and Research
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• 제22권3호
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• pp.183-193
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• 1997

원전 작업자 피폭관리와 안전성 평가 및 최종적으로 처분허가를 위하여 폐기물 내의 핵종 및 농도를 파악하여야만 한다. 이온교환 수지 및 필터는 그 부피는 작으나 원전 운전중 발생하는 폐기물 내 방사능의 대부분을 차지하고 있다. 본 연구의 목적은 냉각수 정화 계통내의 수지 및 필터 내에 누적되어 있는 방사성 핵종의 양을 예측할 수 있는 방법을 개발하는 것이다. 핵종누적량을 계산하기 위하여 평균제염계수 대신 순간제염계수를 사용하였으며 포트란언어를 사용하여 프로그램을 작성하여 누적량을 계산하였다. 본 예측기법의 검증을 위하여 미국 Rancho-Seco 발전소의 측정자료를 이용하였으며 실험을 통한 계측자료를 검증에 이용하였다. 순간제염계수를 이용한 본 방법의 계산이 평균제염계수를 이용한 것보다 오차가 작았다. 이 방법을 실제 적용하기 위해서는 운전지침에 의하여 주기적으로 계측한 제염제수와 핵종농도 자료만으로도 핵종누적량 계산이 가능하다. 그러나, 특히 발전소 운전상황이 급격하게 변할 때에는, 정확한 누적량 평가를 위하여 제염계수 및 방사성 핵종농도의 측정주기가 짧아져야 한다.

• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 1996년도 추계학술발표회논문집(2)
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• pp.590-595
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• 1996

원자력발전소 냉각수 정화장치내의 운전중 핵종누적량을 계산하기 위하여 계산 프로그램을 작성하여 그 적용성을 평가하였다. 발전소내 측정자료를 재구성한 모의자료를 통한 검증 및 실험을 통해 프로그램의 핵종누적량 계산을 검증하였다. 모의 발전소 측정자료를 통한 예측기법의 적용성 평가에서는 제염계수 측정시 마다 제염계수의 변화폭이 클수록 본방법의 정확성이 상대적으로 향상되었다. 실험을 통한 검증에서는 일련의 정화장치를 통과하여 저장조에 수집된 모의냉각수내 핵종농도를 분석하여 정화장치내에 누적된 핵종량을 계산, 그 결과를 본방법에서의 계산값과 비교를 하였다. 본방법의 계산값의 오차가 상대적으로 작았으며 앞서 수행한 부식생성물의 운전상황에 따른 제염효율 변화예측에 있어서도 본방법이 제염효율 변화를 추적할 수 있음을 알 수 있었다.

• 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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• 제27권2호
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• pp.260-268
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• 1995

국내 원자력발전소의 방사성폐기물 발생량은 초고압 압축, 농축폐액 건조, 페수지 건조 등의 폐기물감용을 위한 운영계획이 수립되고 또한 일부 원자력발전소에서는 1995년부터 운영이 시작될 예정이어서 감소가 예상되고 있다. 원자력발전소로부터 방사성폐기물의 누적량은 2035년까지 운영자의 폐기물 감용 계획을 고려한다면 141,920 드럼으로 예상할 수 있고, 이에 상응하는 방사능량은 반감기가 한달 이상인 30개 핵종에 대하여 방사성 붕괴를 무시할 때 49,390 Ci였다. 특히 원자력환경관리센터에서 수행한 개념설계에 따른 1차 건설예정의 지하 처분동굴의 적재량인 약 10만 드럼은 2014년까지 누적량으로 채울 수 있고 이때 처분장의 장기적 성능평가에 주요 고려 대상인 반감기가 5년 이상의 14개 핵종에 대한누적 방사능량은 약 13,577 Ci였다. 이 예측된 발생량과 재고량은 처분장 장기적 성능 및 안전성 평가에 중요한 기초자료가 될 것이다.

• 원자력산업
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• 제17권11호통권177호
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• pp.54-60
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• 1997

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제20권3호
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• pp.165-169
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• 1988

Tandem 핵연료 주기에 관한 연구의 일부로써 CANDU 원자로에 활용할 수 있는 우라늄과 플루토륨의 양을 추정하기 위해 국내 가압경수형 원자력 발전로에서 발생되는 사용후 핵연료속의 이들 핵종의 잔존량을 ORIGEN2 코드를 사용하여 각 호기별 각 batch별로 계산하여 연도별 발생량과 누적량을 구하였다. 1호기부터 10호기까지의 가압경수형 원자력 발전소를 대상으로 하였다. 계산결과 0.7내지 0.8w/o의 U-235가 주종을 이루며 또한 핵분열성 플루토늄도 상당량 배출되고 있다. 이것은 처음에 예상했던 0.8내지 0.9w/o보다 적은 값인데 이는 한전에서 제공한 연소도가 일반적인 경우보다 다소 높은 값을 나타내기 때문이다.

• 한국에너지공학회:학술대회논문집
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• 한국에너지공학회 2000년도 추계 학술발표회 논문집
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• pp.173-181
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• 2000

IAEA자료에 의하면 원자력 발전용 원자로는 1998년말 현재 세계 32개국에서 434기가 운전중이며, 총 출력은 3억 4889만kW인 것으로 나타났고, 이는 세계 총 발전량의 17%를 담당하는 것으로 확인되었다. 그러나 농축 우라늄 고체 핵연료를 사용하는 발전로 개념은 근본적으로 핵물질 SEU(Slightly Enriched Uranium)를 생산하기 위한 235U 농축과 노내에서 238U의 중성자 포획으로 전환.생성되는 Pu의 누적에 따른 핵확산 우려, 고준위 방사성 폐기물로 취급되는 사용후 핵연료 처리.처분에 관한 정책적.기술적 장기 전망의 불확실성, 그리고 설계기준사고인 LOCA로부터 중대사고로 이어지는 안전성 문제 등이 대두되고 있다. Th$^{233}$ /U용융염 핵연료주기를 이용하는 발전로 개념은 원자력 발전이 안고있는 고유문제들을 배제 또는 완화할 수 있는 방안으로 고려되고 있다.(중략)

• 핵의학기술
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• 제16권1호
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• pp.38-43
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• 2012

목적 : $^{18}F$-FDG 방사성핵종이 투여된 환자가 사용하는 전용화장실의 표면오염도 및 공간선량율을 측정하여 같은 구역 내에 근무하고 있는 작업종사자들에 미치는 영향에 대하여 고찰해 보고자 한다. 대상 및 방법 : 2011년 1월부터 2011년 6월까지 $^{18}F$-FDG 370 MBq (10 mCi) 방사성핵종이 투여된 후 전용화장실을 1회 사용한 대상 환자는 본원이 60case(그룹1), 부천성모병원은 일평균 환자 수에 따라 50case(그룹2)와 10case(그룹3)으로 분류하였다. 방사선 측정기를 이용한 측정시간은 08:00, 10:00, 13:00, 15:00, 17:00이었으며 측정부위는 좌변기 4부위, 세면대, 휴지통이었다. 병원별 전용화장실의 3개월간 피폭누적량을 측정하였으며 PET/CT를 운영하는 병원을 대상으로 설문조사를 실시하여 전용화장실 유무 및 종사자들의 이용현황에 대하여 알아보았다. 결과 : 그룹1, 그룹2, 그룹3에 대한 일평균 환자 수는 $12.18{\pm}1.33$명, $6.62{\pm}2.21$명, $10.5{\pm}1.58$명이었다. 그룹1, 그룹2, 그룹3에 대한 좌변기의 평균 표면오염도($Bq/cm^2$)는 $8.38{\pm}4.56$, $2.64{\pm}3.90$, $4.59{\pm}4.38$로 그룹1에서의 표면오염도가 그룹2, 그룹3보다 높은 것으로 나타났으나($p$<0.05) 1 m 높이에서의 표면오염도 및 공간선량율에서는 그룹3, 그룹2, 그룹1순으로 높게 나타났다($p$<0.05). 그룹1에서의 세면대 및 휴지통의 표면오염도($Bq/cm^2$)는 $0.12{\pm}0.12$, $25.26{\pm}22.55$이었다. 표면오염도 수준을 단계별로 구분하여 제시하여 보았을 때 측정시간별 표면오염도 차이는 그룹1이 그룹2, 그룹3보다 높게 나타났다($p$<0.05). 개인피폭선량계를 이용하여 측정된 피폭누적량은 본원이 0.78 mSv/3개월, 부천성가병원이 0.37 mSv/3개월이었다. 전용화장실의 공동사용에 대한 설문조사에서 조사대상 31개 병원 중에 16.12%인 5개병원에서 환자와 함께 이용하는 것으로 나타났다. 결론 : 일평균 환자수가 많을수록 전용화장실의 표면오염도가 높아지는 것으로 나타났다. 특히 휴지통의 표면오염도는 원자력법에서 고시하고 있는 기준값인 $4Bq/cm^2$를 훨씬 초과한 것으로 나타났으나 화장실 전체공간에 대한 피폭누적량은 작게 나타났다. 설문조사 결과를 참조해 볼 때 환자들과 같이 사용하는 기관들이 있었음으로 전용화장실 이용에 대한 특별한 주의와 적절한 제염이 필요할 것으로 사료된다.

• 방사성폐기물학회지
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• 제15권3호
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• pp.265-279
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• 2017

2014년 12월 사용 승인된 경주 중저준위 방사성폐기물 동굴처분시설은 중저준위 방사성폐기물의 처분을 위해 운영중이나 중준위 방사성폐기물을 처분할 수 없다. 왜나하면 기존 중준위 방사성폐기물이 원자력안전위원회 고시 2014-003호에 따라 방사성폐기물 준위가 세분화되었으며, 기존의 중저준위 방사성폐기물 핵종별 처분농도제한치 값이 변경되었으나 이를 고려하지 못하였기 때문이다. 중준위 방사성폐기물의 안전한 처분을 위해 IAEA에서 제시한 방법론과는 달리 방사능량 산출 시 적용된 가용데이터를 기반으로 기존의 설정된 극저준위 및 저준위 방사성폐기물의 처분농도제한치를 고려하여 1단계 동굴처분시설의 중준위 방사성폐기물에 대한 처분농도제한치를 설정하였다. 단, $^{14}C$의 경우 처분농도제한치 외에 추가적인 방사능량 제한이 필요함을 확인하고 우물이용시나리오를 통해 1단계 동굴처분시설의 총방사능량을 제한하였다. 설정된 중준위 방사성폐기물 처분농도제한치와 $^{14}C$의 총방사능량이 적용된 방사능량에 대해 운영 중 및 폐쇄 후 시나리오의 평가결과가 모두 성능목표치를 만족함을 확인하여, 도출된 중준위 방사성폐기물 처분농도제한치가 1단계 동굴처분시설의 중준위 방사성폐기물 처분농도제한치로 사용할 수 있음을 확인하였다. 처분 안전성 증진을 위해 방사성폐기물 발생기관의 데이터를 추가 확보하며, $^{14}C$의 누적방사능량을 관리해 나갈 계획이다.

• 터널과지하공간
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• 제10권4호
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• pp.553-558
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• 2000

1997년부터 시작된 국가원자력중장기 연구사업의 일환으로 국내에서 발생하는 고준위 방사성폐기물을 영구 처분하는데 따른 장기 방사선적 안전성평가 연구가 수행되었다. 2000년 3월까지 수행된 제 1 단계 안전성 평가 연구에서는 이 연구와 병행하여 추진된 처분장 개념 정립 연구에서 도출된 기준 처분 개념을 근간으로 지하 약 300-770 미터 단열 암반에 건설될 처분장을 대상으로 안전성 평가를 수행하였다. 이러한 안전성 평가를 위해 우선 MASCOT-K 코드가 개발되었다. MASCOT-K는 다양한 지하매질을 통과하는 핵종 이동을 모사하는 프로그램으로 최종적으로 처분장 주변 주민들이 년간 혹은 누적 피폭 선량을 예측한다. 가상적인 지질 자료들을 근간으로 처분 개념에 대한 평가 결과 예상 유출량은 현재 국내 기술기준에서 규정한 제한치보다 낮은 것으로 판명되었다.