• 전산구조공학
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• 제10권4호
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• pp.155-164
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• 1997

핵분열로 인한 고온, 고압의 냉각수를 유지하는 원자로 용기는 원자로의 냉각 또는 가열시 압력에 의한 응력과 함께 열응력이 가해지고 원자로 벽의 온도변화에 따라 파괴인성치가 변화하기 때문에 임의의 결함이 존재할 경우 건전성 확보가 쉽지 않다. 따라서 가상결함이 성장하지 않도록 압력과 온도를 조정하면서 냉각 및 가열시킬 필요가 있다. 본 연구에서는 원자로 운전 중 냉각 및 가열시 안전하게 운전하기 위한 압력/온도 한계곡선을 구하는 절차에 필요한 이론을 조사하였고 이의 도출을 위한 해석과정을 전산화하였다. 국내원전 중 가장 오래된 고리 1호기에 대한 압력/온도 한계곡선을 다양한 냉각 및 가열률에 따라 설정하였고 이들 결과를 검토하였다.

• 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.

• 한국환경과학회지
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• 제24권1호
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• pp.81-96
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• 2015

The characteristics of atmospheric dispersion of radioactive material (i.e. $^{137}Cs$) related to local wind patterns around the Kori nuclear power plant (KNPP) were studied using WRF/HYSPLIT model. The cluster analysis using observed winds from 28 weather stations during a year (2012) was performed in order to obtain representative local wind patterns. The cluster analysis identified eight local wind patterns (P1, P2, P3, P4-1, P4-2, P4-3, P4-4, P4-5) over the KNPP region. P1, P2 and P3 accounted for 14.5%, 27.0% and 14.5%, respectively. Both P1 and P2 are related to westerly/northwesterly synoptic flows in winter and P3 includes the Changma or typhoons days. The simulations of P1, P2 and P3 with high wind velocities and constant wind directions show that $^{137}Cs$ emitted from the KNPP during 0900~1400 LST (Local Standard Time) are dispersed to the east sea, southeast sea and southwestern inland, respectively. On the other hands, 5 sub-category of P4 have various local wind distributions under weak synoptic forcing and accounted for less than 10% of all. While the simulated $^{137}Cs$ for P4-2 is dispersed to southwest inland due to northeasterly flows, $^{137}Cs$ dispersed northward for the other patterns. The simulated average 137Cs concentrations of each local wind pattern are $564.1{\sim}1076.3Bqm^{-3}$. The highest average concentration appeared P4-4 due to dispersion in a narrow zone and weak wind environment. On the other hands, the lowest average concentration appeared P1 and P2 due to rapid dispersion to the sea. The simulated $^{137}Cs$ concentrations and dispersion locations of each local wind pattern are different according to the local wind conditions.

• Journal of Radiation Protection and Research
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• 제41권4호
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• pp.315-327
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• 2016

Background: This study evaluated the atmospheric dispersion of radioactive material according to local weather conditions and emission conditions. Materials and Methods: Local weather conditions were defined as 8 patterns that frequently occur around the Kori Nuclear Power Plant and emission conditions were defined as 6 patterns from a combination of emission rates and the total number of particles of the $^{137}Cs$, using the WRF/HYSPLIT modeling system. Results and Discussion: The highest mean concentration of $^{137}Cs$ occurred at 0900 LST under the ME4_1 (main wind direction: SSW, daily average wind speed: $2.8ms^{-1}$), with a wide region of its high concentration due to the continuous wind changes between 0000 and 0900 LST; under the ME3 (NE, $4.1ms^{-1}$), the highest mean concentration of $^{137}Cs$ occurred at 1500 and 2100 LST with a narrow dispersion along a strong northeasterly wind. In the case of ME4_4 (S, $2.7ms^{-1}$), the highest mean concentration of $^{137}Cs$ occurred at 0300 LST because $^{137}Cs$ stayed around the KNPP under low wind speed and low boundary layer height. As for the emission conditions, EM1_3 and EM2_3 that had the maximum total number of particles showed the widest dispersion of $^{137}Cs$, while its highest mean concentration was estimated under the EM1_1 considering the relatively narrow dispersion and high emission rate. Conclusion: This study showed that even though an area may be located within the same radius around the Kori Nuclear Power Plant, the distribution and levels of $^{137}Cs$ concentration vary according to the change in time and space of weather conditions (the altitude of the atmospheric boundary layer, the horizontal and vertical distribution of the local winds, and the precipitation levels), the topography of the regions where $^{137}Cs$ is dispersed, the emission rate of $^{137}Cs$, and the number of emitted particles.

• 방사성폐기물학회지
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• 제19권1호
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• pp.39-49
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• 2021

The behaviors of various desorption agents were investigated during the desorption of cesium (Cs) from samples of clay minerals and actual soil. Results showed that polymeric cation exchange agents (polyethyleneimine (PEI)) efficiently desorbed Cs from expandable montmorillonite, whereas acidic desorption solutions containing HCl or PEI removed considerable Cs from hydrobiotite. However, most desorption agents could desorb only 54% of Cs from illite because of Cs's specific adsorption to selective adsorption sites. Cs desorption from an actual soil sample containing Cs-selective clay mineral illite (< 200 ㎛) and extracted from near South Korea's Kori Nuclear Power Plant was also investigated. Considerable adsorbed 137Cs was expected to be located at Cs-selective sites when the 137Cs loading was much lower than the sample's cation exchange capacity. At this low 137Cs loading, the total Cs amount desorbed by repeated washing varied by desorption agent in the order HCl > PEI > NH4+, and the highest Cs desorption amount achieved using HCl was 83%. Unlike other desorption agents with only cation exchange capabilities, HCl can attack minerals and induce dissolution of metallic elements. HCl's ability to both alter minerals and induce H+/Cs+ ion exchange is expected to promote Cs desorption from actual soil samples.

• 한국방사선학회논문지
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• 제12권3호
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• pp.297-304
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• 2018

미국의 원전해체 지침서인 MARSSIM과 MARLAP에서는 의사결정 전 부지조사를 계획하고, 계획한 조사를 시행하는데 Data Life Cycle의 사용을 권장하고 있다. 부지조사 계획단계에서 설정되는 데이터품질목표(DQO)는 부지조사 수행 및 설계의 모든 측면에서 얻을 수 있는 데이터를 최선으로 활용하는 방법을 제시하고, 부지조사 계획을 체계화하여 공식적으로 중요한 의사결정을 내리는데 필요한 정보를 얻을 수 있도록 한다. DQO의 일곱 과정 중 5~7단계에서는 앞선 단계에서 수집한 정보를 이용하여 합리적이고 신뢰성있는 의사결정을 내릴 수 있도록 부지조사를 설계하는 과정이다. 이 과정 중 설정되는 회색영역은 관심핵종에 대한 조사단위의 평균농도가 실제로 DCGL을 초과하지 않음에도 불구하고, 초과한다고 판단하여 제염활동과 같은 추가적인 활동을 하도록 결정내리는 Type II 의사결정 오류로 인한 결과가 미약할 것으로 생각되는 농도범위로 정의된다. 회색영역은 부지에서 수집한 Sample에 속한 특정 핵종의 평균농도와, 규제한도로서 설정될 수 있는 잔류방사능 유도농도(DCGL)를 이용하여 정할 수 있다. 회색영역을 설정함으로써 가장 자원효율적으로 부지조사계획을 설정할 수 있으며 의사결정 오류에 대한 영향을 최소화 할 수 있다. 선행연구로 도출된 고리 1호기의 DCGL을 이용하여 회색영역을 설정하고, 이를 이용해 올바른 의사결정을 내릴 수 있도록 하는 Sample의 농도평가 방법을 제시하였다.

• 터널과지하공간
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• 제29권2호
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• pp.75-88
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• 2019

우리나라는 1978년 4월 고리1호기를 시작으로 지금까지 총 24기의 원전을 가동하고 있으며 2기의 원전이 건설 중이다. 원자력 발전이 지속됨에 따라 원자력발전소에서 발생하는 방사성 폐기물의 양도 늘어나게 되어 이를 영구처분하기 위한 다양한 방법이 제안되어 왔다. 국내에서는 심층처분(DGD)을 중심으로 연구가 진행되어 왔으나 심부 시추공을 활용하는 심부시추공 처분(DBD) 역시 대안으로 고려할 필요가 있다. 본 논문에서는 기술 선진국의 선행 연구결과를 종합하여 심부시추공 처분에 요구되는 요소기술들을 소개하고 이를 국내에 적용하기 위한 적용성 평가를 수행하였다. 시추공 설계, 처분부지 등에 대한 개념적 연구를 수행하였으며 마지막으로 실제 처분을 위하여 향후 요구되는 기술적 과제에 대하여 정리하였다.

• Journal of Radiation Protection and Research
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• 제41권3호
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• pp.196-205
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• 2016

Background: The emergency planning zone (EPZ) of the city of Busan is divided into the precautionary actions zone (PAZ) and the urgent protective action planning zone; which have a 5-km radius and a 20-km to 21-km radius from the nuclear power plant site, respectively. In this study, we assumed that a severe accident occurred at Shin-Kori nuclear unit 3 and evaluated the dispersion speed of radiological material at each distance at various wind speeds, and estimated the effective dose equivalent and the evacuation time of PAZ residents with the goal of supporting off-site emergency action planning for the nuclear site. Materials and Methods: The total effective dose equivalent, which shows the effect of released radioactive materials on the residents, was evaluated using the RASCAL 4.2 program. In addition, a survey of 1,036 residents was performed using a standardized questionnaire, and the resident evacuation time according to road and distance was analyzed using the VISSIM 6.0 program. Results and Discussion: According to the results obtained using the VISSIM and RASCAL programs, it would take approximately 80 to 252.2 minutes for permanent residents to move out of the PAZ boundary, 40 to 197.2 minutes for students, 60 to 232.2 minutes for the infirm, such as elderly people and those in a nursing home or hospital, and 30 to 182.2 minutes for those temporarily within the area. Consequently, in the event of any delay in the evacuation, it is estimated that the residents would be exposed to up to $10mSv{\cdot}h^{-1}$ of radiation at the Exclusion Area Boundaries (EAB) boundary and $4-6mSv{\cdot}h^{-1}$ at the PAZ boundary. Conclusion: It was shown that the evacuation time for the residents is adequate in light of the time lapse from the initial moment of a severe accident to the radiation release. However, in order to minimize the evacuation time, it is necessary to maintain a system of close collaboration to avoid traffic congestion and spontaneous evacuation attempts.

• 한국압력기기공학회 논문집
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• 제16권1호
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• pp.110-116
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• 2020

As the management plan for domestic spent nuclear fuel is delayed, the storage of the operating nuclear power plant is approaching saturation, and the Kori 1 Unit that has reached its end of operation life is preparing for the dismantling plan. The first stage of dismantling is the transfer of spent nuclear fuel stored in storage at plants. The spent fuel management process leads to temporary storage, interim storage, reprocessing and permanent disposal. In this paper, the technical issues to be considered when transporting spent fuel in this process are summarized. The spent fuels are treated as high-level radioactive waste and strictly managed according to international regulations. A series of integrity tests are performed to demonstrate that spent fuel can be safely stored for decades in a dry environment before being transferred to an intermediate storage facility. The safety of spent fuel transport container must be demonstrated under normal transport conditions and virtual accident conditions. IAEA international standards are commonly applied to the design of transport containers, licensing regulations and transport regulations worldwide. In addition, each country operates a physical protection system to reduce and respond to the threat of radioactive terrorism.

• 에너지공학
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• 제29권1호
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• pp.63-74
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• 2020

영구정지 후 해체가 계획된 고리 1호기 원자력발전소는 해체 과정에서 다양한 종류의 방사성폐기물이 대량으로 발생할 것으로 예상되고 있다. 이 중 가장 많은 발생량을 차지할 것으로 예상되는 콘크리트 방사성폐기물에 대하여 기존 폐기물의 처분 현황 및 법적 제한사항등을 분석하여 적절하고 효율적인 처분방법을 마련하는 것은 중요한 사안일 것으로 판단된다. 콘크리트 방사성폐기물은 다양한 준위의 폐기물들이며, 이 중 규제해제 준위에 해당되어 자체처분이 가능한 폐기물은 바이오실드 콘크리트이다. 본 논문에서는 방사화 평가 결과를 바탕으로 자체처분이 가능한 폐기물을 자체처분 평가 코드인 RESRAD 코드 프로그램을 이용하여 자체처분 안전성 평가를 수행하였다. 대상 폐기물의 자체처분 시나리오를 선정하고 자체처분시 개인별 피폭선량을 계산하여 국내 원자력안전법에서 규정하는 자체처분 기준 제한치의 만족 여부를 판단하였다. 평가 결과, 전체적으로 상당히 낮은 결과 값을 보이며 기준 제한치를 만족하는 결과를 나타내었다. 이러한 자체처분 안전성 평가 결과를 바탕으로 규제해제 대상으로서 자체처분 가능한 바이오실드 콘크리트 폐기물에 대한 적절한 처분방법을 제시하였다.