• 방사성폐기물학회지
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• 제11권4호
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• pp.271-280
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• 2013

원자력 발전소와 연구시설의 해체 시 다량의 오염된 방사성 콘크리트 폐기물이 발생한다. 현재 국내에는 연구로 1, 2호기의 해체와 제염사업이 진행 중이며, 약 800여 드럼 (200 L)의 콘크리트 폐기물이 발생하였다. 이들 방사성 콘크리트 폐기물은 최종처분을 위해 200 L 드럼에 덩어리 크기의 콘크리트를 채우고, 시멘트 모르타르 형태로 제조한 입자상 폐기물로 빈 공간을 채우며 혼용 고정화 및 안정화하는 일련의 과정이 필요하다. 이에 본 연구에서는 콘크리트 폐기물, 물, 시멘트의 최적의 혼합비율을 찾고, 처분장 폐기물 인수기준에 준하기 위한 고화체의 특성을 평가하였다. 모르타르 유동도, 고화체 압축강도, 침출에 대한 안정성, 열 저항성 등의 인자에 따라 평가한 결과, 콘크리트 폐기물, 물, 시멘트의 배합비 75:15:10wt%에서 평가인자 기준에 도달하였으며, 콘크리트 폐기물 75%에 미분말 콘크리트 폐기물을 최대 40wt%까지 포함시켜 시멘트 고화체를 제조한 경우에도 압축강도를 만족하였다. 입자의 충진 밀도의 증가로 scale-up실험에서는 75:10:15wt%의 배합비에서 작업도 및 압축강도 범위를 만족하였다.

• 방사성폐기물학회지
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• 제15권1호
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• pp.45-63
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• 2017

한국의 가장 오래된 상업 원전인 고리 1호기가 2017년에 해체가 이루어질 예정이다. 원전 해체 폐기물의 적절한 처리는 효율적인 원전해체에 있어 중요한 역할을 할 것이다. 특히, 저준위 또는 오염되지 않은 금속폐기물의 재활용은 폐기물 발생 저감은 물론 처분장의 공간을 절약하는데 기여할 것이다. 본 논문은 재활용 시스템의 개념설계와 정의된 업무 흐름에서 발생하는 피폭 선량을 평가하는데 그 목적이 있다. 작업의 흐름과 운전 개념을 정립하기 위해 다양한 형태의 다이어그램을 설계하였다. 선량평가에 필요한 시나리오는 개념설계를 기반으로 선정되었으며, RESRAD-RECYCLE을 이용하여 선량을 평가하였다. 이를 통하여, 결정적 시나리오 선별, 핵종 특성 및 핵종 분배가 선량에 미치는 영향을 분석하였다. 더 나아가, 선량분석은 피폭 시나리오에 대한 대체 방안 수립, 필요한 제염 및 방사선방어 프로세스 그리고 허용 방사능 검토의 정보를 제공하는데 사용 될 수 있을 것이다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제55권12호
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• pp.4637-4641
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• 2023

For nuclear decommissioning applications, a study was conducted to investigate the feasibility of using a laser for long-distance cutting in complex structures. Cutting tests were performed on stainless steel plates with thicknesses ranging from 10 mm to 30 mm at distances of 300 mm-700 mm from the laser head, using a laser power of 6 kW. Remarkably, the 10 mm and 20 mm thick stainless-steel plates were successfully cut at a distance of 700 mm from the head. Based on the trends observed in the results, it is anticipated that these thicknesses could also be cut at distances of approximately 1 m. Similarly, the 30 mm thick stainless-steel plate was effectively cut at a distance of 500 mm from the head. To evaluate the amount of secondary waste generated, the kerf width was measured. Due to the long-distance cutting, the average kerf width ranged from 6 mm to 16 mm. Despite the wider kerf width, long-distance cutting holds promise for efficiently handling hard-to-reach targets in nuclear decommissioning scenarios.

• 방사성폐기물학회지
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• 제17권3호
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• pp.299-311
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• 2019

최근 한국에서 원전해체는 중요한 이슈이다. 원전의 운영 시와 비교해볼 때, 원전 해체 시에는 방사성물질의 방출이 크지 않을 것으로 예상되지만, 주민은 항상 방사선피폭으로부터 보호되어야 한다. 이에 대한 효과적인 관리를 위해, 연간 방출관리치와 방출한도치를 원자력안전위원회 고시 및 일반인 선량한도 기준으로부터 유도하였다. 기체상 유출물에 의한 대기 확산 및 침적 인자는 신고리 발전소 기상탑에서 2008년부터 2010년까지 3년간 수집 된 기상자료를 토대로 XOQDOQ 컴퓨터 코드를 이용해서 평가하였다. 선량평가는 ENDOS-G 컴퓨터 코드를 사용하였다. 이 컴퓨터 코드를 이용하여 기체상 유출물의 연간 방출관리치 및 방출한도치를 평가한 결과, 핵종별로 차이가 있었는데, 이는 연령에 따른 방사선민감도의 차이에 기인한다고 할 수 있다. 본 평가 방법 및 결과는 향후 원전 해체 시 방사성유출물 관리에 중요한 정보를 제공할 수 있을 것으로 판단된다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제54권7호
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• pp.2418-2426
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• 2022

The grouping analysis is a method guided by the Korea Radioactive Waste Agency for efficient analysis of radioactive waste for disposal. In this study, experiments to verify the adequacy of grouping analysis were conducted with radioactive soil, concrete, and dry active waste in similar environments. First, analysis results of the major radionuclide concentrations in individual waste samples were reviewed to evaluate whether wastes from similar environments correspond to a single waste stream. As a result, the soil and concrete waste were identified as a single waste stream because the distribution range of radionuclide concentrations was "within a factor of 10", the range that meet the criterion of the U.S. Nuclear Regulatory Commission for a single waste stream. On the other hand, the dry active waste was judged to correspond to distinct waste streams. Second, after analyzing the composite samples prepared by grouping the individual samples, the population means of the values of "composite sample analysis results/individual sample analysis results" were estimated at a 95% confidence level. The results showed that all evaluation values for soil and concrete waste were within the set reference values (0.1-10) when five-package and ten-package grouping analyses were conducted, verifying the adequacy of the grouping analysis.

• 한국방사성폐기물학회:학술대회논문집
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• 한국방사성폐기물학회 2003년도 가을 학술논문집
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• pp.720-724
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• 2003

국내의 가동중지 된 TRIGA 연구로의 해체 시 발생하는 다양한 덕트 폐기물의 자체처분을 위한 제염 공정을 개발할 목적으로 TRIGA 연구로에서 직접 인출한 덕트 시편을 대상으로 오염물의 성상을 조사하였고, 이를 통해 적절한 제염공정을 선정하였다 페인트 도막이 입혀진 덕트 내부계통 표면은 주로 Co-60과 Cs-137로 오염이 되어 있었으며, 이들 핵종은 페인트 층 내부뿐만 아니라 덕트 재료인 함석 표면의 아연 도금막까지 침투되어 있음을 알 수 있었다. 이들 표면 오염을 제거하기 위한 공정으로 NaOH와 황산을 교대로 사용하는 두 단계의 화학제염을 제시하였으며, 이들 제염제를 사용하는 제염공정의 적용을 통해 덕트 폐기물을 효과적으로 제염할 수 있었다.

• 방사성폐기물학회지
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• 제13권1호
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• pp.21-34
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• 2015

원자력발전소 해체를 준비하기 위해서는 해체대상 발전소에 대한 선원항 평가가 선행되어야 한다. 해체전략 수립단계에서 선원항 평가 결과를 토대로 해체 폐기물을 분류하고 비용평가를 수행한다. 본 연구에서는 월성 1호기의 예비 선원항 계산을 수행할 수 있도록 MCNP/ORIGEN-2 모델의 타당성 평가를 수행하였다. 연소도가 다른 핵연료 다발의 악티나이드 계열과 핵분열 생성물의 핵종 수밀도는 싱글 채널 모델을 이용하여 MCNPX 코드로 연소 계산하여 구하였다. 선원항의 정확도에 영향을 미치는 두가지 요인에 대해 조사하였다. 첫번째 요인으로 선원항 계산에 영향을 미치는 중성자 스펙트럼을 MCNP로 계산하여 해당 핵종의 1군 미시 핵단면적에 반영하였다. 중성자 스펙트럼이 반영된 라이브러리로 계산한 선원항과 ORIGEN-2 코드 package에 내장된 library (CANDUNAU.LIB)로 구한 선원항을 비교하였다. 두번째 요인으로 선원항에 대한 출력이력의 영향을 조사하였다. 해체 폐기물의 저준위 폐기물 처분 가능성을 살펴보기 위해, 2010년도 교체된 압력관, 칼란드리아관과 기존 칼란드리아 동체에 대하여 중성자 스펙트럼을 반영한 library를 적용하여 MCNP/ORIGEN-2로 선원항 평가 계산을 수행하였다.

• Journal of Radiation Protection and Research
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• 제45권4호
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• pp.178-186
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• 2020

Background: Reactor pressure vessel (RV) with internals (RVI) are activated structures by neutron irradiation and volume contaminated wastes. Thus, to develop safe and optimized disposal plan for them at a disposal site, it is important to perform exact activation calculation and evaluate the dose rate on the surface of casks which contain cut-off pieces. Materials and Methods: RV and RVI are subjected to neutron activation calculation via Monte Carlo methodology with MCNP6 and ORIGEN-S program-neutron flux, isotopic specific activity, and gamma spectrum calculation on each component of RV and RVI, and dose rate evaluation with MCNP6. Results and Discussion: Through neutron activation analysis, dose rate is evaluated for the casks containing cut-off pieces produced from decommissioned RV and RVI. For RV cut-off ones, the highest value of dose rate on the surface of cask is 6.97 × 10-1 mSv/hr and 2 m from it is 3.03 × 10-2 mSv/hr. For RVI cut-off ones, on the surface of it is 0.166 × 10-1 mSv/hr and 2 m from it is 1.04 × 10-1 mSv/hr. Dose rates for various RV and RVI cut-off pieces distributed lower than the limit except the one of 2 m from the cask surface of RVI. It needs to adjust contents in cask which carries highly radioactive components in order to decrease thickness of cask. Conclusion: Two types of casks are considered in this paper: box type for very-low-level waste (VLLW) as well as low-level waste (LLW) and cylinder type for intermediate-level waste (ILW). The results will contribute to the development of optimal loading plans for RV and RVI cut-off pieces during the decommissioning of nuclear power plant that can be used to prepare radioactive waste disposal plans for the different types of wastes-ILW, LLW, and VLLW.

• 방사성폐기물학회지
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• 제18권2_spc호
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• pp.291-303
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• 2020

영구정지후 해체가 계획된 고리 1호기 원자력발전소는 해체과정에서 다양한 종류의 방사성폐기물이 대량으로 발생될 것으로 예상되고 있으며, 이 중 원자로 및 내부구조물은 방사능 수치가 높으므로 1차측에서 적절한 크기와 중량으로 해체된다. 고리 1호기 해체시 원자로 및 내부구조물에서 발생되는 방사성폐기물에 대하여 기존 폐기물의 자체처분 현황 및 법적 제한 사항 분석 등을 통해 적절하고 효율적인 처분방법을 마련하는 것은 중요한 사안일 것으로 판단된다. 원자로 및 내부구조물에서 발생되는 폐기물은 중준위에서부터 자체처분까지 다양한 준위의 폐기물들이 발생되며, 이 중 자체처분 준위에 해당되는 폐기물은 방사화 평가 결과, 원자로 상부 헤드와 상부 헤드 인슐레이션에서 발생되는 것으로 나타났다. 본 논문에서는 방사화 평가 결과를 바탕으로 자체처분 준위에 해당되는 폐기물을 자체처분 평가 코드인 RESRAD-RECYCLE 코드를 사용하여 자체처분 안전성 평가를 수행하였다. 대상 폐기물의 자체처분 시나리오를 선정하고 자체처분시 개인 및 집단별 최대선량을 계산하여 국내 원자력안전법에서 규정하는 자체처분 기준 제한치의 만족 여부를 판단하였다. 평가 결과, 전체적으로 상당히 낮은 결과값을 보이며 기준 제한치를 만족하는 결과를 나타내었으며, 핵종별 자체처분 허용농도를 도출하였다.

• 방사성폐기물학회지
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• 제17권1호
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• pp.107-120
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• 2019

다수호기 부지에 위치한 원전의 해체는 인근에 위치한 운영중인 원전으로 인해 작업자에게 추가적인 방사선 피폭 위험을 야기할 수 있다. 따라서 인근의 운영중인 다수호기 원전에 의한 해체 작업자에 대한 피폭 선량 평가가 필요하다. ENDOS프로그램은 한국원자력연구원(KAERI)에서 개발된 선량평가 전산코드로, 하위 프로그램으로 대기 확산 평가 프로그램인 ENDOS-ATM과 기체 방사성 배출물에 의한 피폭 선량 계산을 수행하는 ENDOS-G가 있다. 이 프로그램들을 이용하여 고리 1호기 해체작업자에 대한 다수호기 원전 운영에 의한 피폭 선량을 계산한 결과, $2.31{\times}10^{-3}mSv{\cdot}y^{-1}$로 일반인에 대한 피폭선량 기준치인 $1mSv{\cdot}y^{-1}$에 비교해 보았을때 큰 영향이 없을 것이라는 판단에 도달할 수 있었다. 앞으로 예상되는 국내 해체 원전의 경우 모두 다수호기 부지에 위치하여 이 연구 방법과 결과가 활용될 수 있을 것이라고 기대한다.