• Proceedings of the Korean Radioactive Waste Society Conference
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• 2004.06a
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• pp.24-31
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• 2004

In order to decommission safely nuclear power plant, it is necessary for the procedure of residual radioactivity investigation in site to provide detailed guidance for planning, implementing, and evaluating environmental and facility radiological surveys conducted to demonstrate compliance with a dose or risk-based regulation. This study presents the procedure of residual radioactivity investigation in decommissioning site - Historical Site Assessment, Scoping Survey, characterization Survey, Remedial Action Support Survey, Final Status Survey - on the basis of MARSSIM(Multi-Agency Radiation Survey and Site Investigation Manual) and investigation cases of decommissioned or decommissioning nuclear power plant.

• Proceedings of the KIEE Conference
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• 2001.04a
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• pp.63-66
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• 2001

원자력발전소는 지진과 같은 자연재해나 극한 운전조건에서 방사능물질이 외부로 누출되는 것을 방지하도록 설계 되어야한다. 따라서 이와 관련된 안전등급기기는 원전설비의 정상운전조건뿐 아니라 원전설계기준 사고조건(DBE, Design Basis Events)에서도 그 안전성 관련 기능이 검증되어야 한다. 본 연구에서는 국내 원자력 발전소의 다양한 환경조건을 만족하며 엄격한 기기검증요건에 따라 당사가 수행한 안전등급(Class 1E) 저압 유도전동기의 개발사례를 중심으로 방사능노출시험, 가속열노화해석 및 시험, 내진해석 및 시험으로 구성되는 기기검증의 절차와 방법을 제시하였다.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1995.05a
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• pp.806-811
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• 1995

DUPIC 핵연료주기에서 기준 핵연료로 설정된 사용후 경수로핵연료, 신 DUPIC 및 사용후 DUPIC핵연료의 핵종별 농도, 방사능, 붕괴열, 위해지수 및 방사선원항을 시간의 함수로 그 변화 특성을 분석하고, 각 인자별로 :-B게 영향을 미치는 주요 핵종의 거동을 물질농도 측면에서 추적하여 분석.평가 하였다. 방사성물질의 농도와 방사능 및 붕괴열 측면에서 모두 사용후 DUPIC핵 연료는 사용후 경수로핵연료에 111해 양적인 감소현상이 뚜렷하게 나타났다. 이는 DUPIC핵 연료주기의 경제적인 이득은 물론 환경 안전성 측면에서 크게 기여할 것임을 시사하고 있다. 한편 섭취 위해지수는 냉각기간에 따라 약간의 차이를 보이나 두 경우 비슷한 것으로 나타났으며, 방사선원 항의 세기에 있어서는 에너지 스펙트럼에 의존하는 것으로 나타났다. 이러한 결과는 향후 전체, DUPIC핵연료주기 평가에 있어서 기본 자료로 유용하게 활용될 수 있을 것으로 기대된다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• v.27 no.2
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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.

• Nuclear Engineering and Technology
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• v.5 no.3
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• pp.240-248
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• 1973

The present report concerns measurement of environmental radioactivity in the Ko-ri nuclear power plant site area. Gross beta measurements have been performed on soil, water, pine needle, and fallout samples collected during the period of December 1970-November 1972. Radioactivities of Strontium-90 and Cesium-137 have been measured by radiochemical analyses on samples of vegetables and marine products collected in 1972. Apparent seasonal variations and overall decrease by the year was also observed from the results of soil, pine needle, and fallout sample measurements respectively.

• Journal of Korean Society of Environmental Engineers
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• v.38 no.1
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• pp.42-46
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• 2016

The radioactive iodine ($^{131}I$) presents in the environment through the excrete process of nuclear medicine patients. In the detecting of low level of $^{131}I$ in the public water, the counting uncertainty has an effect on the accuracy and reliability of detecting $^{131}I$ radioactivity concentration. In this study, the contribution of sample amount, radioactivity concentration and counting time to the uncertainty was investigated in the case of public water sample. Sampling points are public water and the effluents of a sewage treatment plant at Sapkyocheon stream, Geumgang river. In each point, 1, 10 and 20 L of liquid samples were collected and prepared by evaporation method. The HPGe (High Purity Germanium) detector was used to detect and analyze emitted gamma-ray from samples. The radioactivity concentration of $^{131}I$ were in the range of 0.03 to 1.8 Bq/L. The comparison of the counting uncertainty of the sample amount, 1 L sample is unable to verify the existence of the $^{131}I$ under 0.5 Bq/L radioactivity concentration. Considering the short half-life of $^{131}I$ (8.03 days), a method for measuring 1 L sample was used. However comparing the detecting and preparing time of 1, 10 L respectively, detecting 10 L sample would be an appropriate method to distinguish $^{131}I$ concentration in the public water.

• Proceedings of the Korean Radioactive Waste Society Conference
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• 2003.11a
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• pp.621-626
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• 2003

A DUPIC nuclear fuel is a newly developed fuel for CANDU reactors based on the concept of refabrication of spent PWR fuel by a dry process. Because a spent PWR fuel, a highly radioactive material, is used as a starting material, the experimental verification of DUPIC nuclear fuel fabrication requires an appropriate facility which should satisfy engineering requirements and guarantees safe operation. DUPIC nuclear fuel development team modified M6 hot-cell in IMEF to construct the dedicated facility(DFDF) for tile experiment. The experiment with spent PWR fuel have been conducted since January of 2000. Environmental effects of DFDF normal operation have been investigated when DUPIC nuclear fuel is fabricated with the maximum capacity of 50kg U/yr. The analysis results of the radiological safety of DFDF facility have shown that both national regulation limit and IMEF design criteria are satisfied.

• Journal of Korean Society for Atmospheric Environment
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• v.4 no.2
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• pp.1-10
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• 1988

Brookhaven 의학연구용 원자로에서 방출되는 기체분출물에 관하여 연구 되었다. 모든 기체시료는 $\gamma$-선 분광계측에 의하여 분석되었다. 시료 중에 존재하는 것으로 확인된 핵종으로서, $^{82}Cl(T_{1/2}$ = 35.30 시간) 이 가장 뚜렷하였다. 그 외의 확인된 핵종은 $^{38}Cl(T_{1/2}$ = 37.24분), $^{41}Ar(T_{1/2}$ = 1.82시간), $^{106}Rh(T_{1/2}$ = 29.80묘), $^{133}Te(T_{1/2}$ = 12.45분)이었다. 3MW 원자로 출력에서 pre-filter bank를 통과한 기체분출물 중에서 $$^{41}Ar$의 농도는 2.436Bq/cc로 계산됨으로써 $^{41}Ar$의 방사능 방출율은 8.51 ${\times}10^9$Bq/MW - h로 산정되었다. filter bank의 방사능 원거효율(%)은 $^{38}Cl$의 경우 97.84%, $^{41}Ar$은 14.15%, ^{82}Br$은 98.70% 그리고 $^{106}Rh$은 98.81% 각각 산정되었다. 한편, charcoal trap과 millipore filter 에서 확인된 기타 핵종들로서 $^{24}Na$, $^{72}Ga$, $^{92}Sr$, $^{97}Zr$, $^{132}I$, $^{133}Te$, $^{141}Ce$, $^{153}Sm$과 $^{154}Pm$은 filter bank에 의해서 완전히 제거되었다.

• Proceedings of KOSOMES biannual meeting
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• 2018.06a
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• pp.104-104
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• 2018

• Proceedings of KOSOMES biannual meeting
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• 2018.06a
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• pp.98-99
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• 2018