• Journal of Radiation Protection and Research
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• 제39권1호
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• pp.61-64
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• 2014

방사성동위원소를 포함하는 방사성물질은 전력생산에서부터 연구, 산업, 진단 및 치료 등의 목적으로 다양하게 활용되고 있다. 비밀봉 방사성물질을 이용하는 시설에서 이들 시설로부터 기체, 입자 또는 액체 형태의 방사성물질이 다소간 환경으로 배출되는 것은 피할 수 없으며, 이는 일반인의 방사선피폭을 야기하는 주요한 인공 방사선원이다. 본 논문은 보수적 가정과 간단한 계산에 의거하여 액상의 비밀봉선원을 사용하는 시설에서 배기설비를 통해 배출되는 공기중 방사성물질의 최대농도와 방사성폐액을 저장하는 저류조 배수구에서 배출되는 폐액중 방사성물질의 평균농도를 산출한 후, 관련 고시에서 정하는 각각의 배출관리기준값과 비교함으로써 일반인의 피폭 정도를 평가하는 절차를 제공한다. 이를 위해 방사성핵종의 1일 사용량, 취급형태, 비산율, 방사성폐액 발생량, 배기설비, 배수설비 등을 적절히 가정하였다. 제시된 절차는 비밀봉 방사성물질을 취급하는 시설에서 환경으로의 방사성물질의 계획적 배출에 따른 주변환경 영향평가에 손쉽게 적용할 수 있으므로 일반인의 피폭량 감축에 필요한 시설에서의 방사선안전관리 실무요건 도출에 활용할 수 있다.

• Journal of Radiation Protection and Research
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• 제6권1호
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• pp.41-44
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• 1981

A method is presented by which precise evaluation of radioactive concentrations in liquid or gaseous effluent released from large nuclear facilities is possible. Calculations have been made of the calibration constants at different energies for a commonly used liquid and gaseous effluent monitors as well. It is expected that the method could be applicable to the particular monitors with different geometrical configuration with simple modifications.

• 방사성폐기물학회지
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• 제22권1호
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• pp.45-54
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• 2024

Currently, off-site dose calculations for nuclear power plants are conducted using a computer program (K-DOSE 60). The program is developed based on the regulatory guidelines of the Korea Institute of Nuclear Safety (KINS), which is a domestic nuclear regulatory agency. In this study, a domestic application of the International Atomic Energy Agency (IAEA) TRS (Technical Reports Series)-472 methodology for ³H and ¹⁴C in liquid effluents was studied. The dose-evaluation methods adopted and the program configuration for dose evaluation are described based on ³H and ¹⁴C in the liquid-effluent-evaluation module of the computer program. The accuracy of the program is verified by comparing the program-calculated results with hand calculation values. Furthermore, a comparative evaluation with LADTAP II, which is a liquid-effluent-evaluation methodology developed by the U.S. NRC (Nuclear Regulatory Commission), is performed. The result confirms that the program-calculated results for the IAEA TRS-472 methodology are consistent with the hand calculation values. Meanwhile, the result of comparative evaluation with LADTAP II indicates different results depending on the methodology used.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제49권8호
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• pp.1772-1777
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• 2017

Korean nuclear power plants (NPPs) periodically evaluate the radioactive gaseous and liquid effluents released from power reactors to protect the public from radiation exposure. This paper provides a comprehensive overview of the release of radioactive effluents from Korean NPPs and the effects on the annual radiation doses to the public. The amounts of radioactive effluents released to the environment and the resulting radiation doses to members of the public living around NPPs were analyzed for the years 2011-2015 using the Korea Hydro & Nuclear Power Co., Ltd's annual summary reports of the assessment of radiological impact on the environment. The results show that tritium was the primary contributor to the activity in both gaseous and liquid effluents. The averages of effective doses to the public were approximately on the order of $10^{-3}mSv$ or $10^{-2}mSv$. Therefore, even though Korean NPPs discharged some radioactive materials into the environment, all effluents were within the regulatory safety limits and the resulting doses were much less than the dose limits.

• Membrane and Water Treatment
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• 제3권4호
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• pp.231-242
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• 2012

The performance of a nanofiltration membrane for treatment of a low-level radioactive liquid waste was investigated through static and dynamic tests. The liquid waste ("carbonated water") was obtained during conversion of $UF_6$ to $UO_2$. In the static tests membrane samples were immersed in the waste for 24, 48 or 72 h. The transport properties of the samples (hydraulic permeability, permeate flow, selectivity) were evaluated before and after immersion in the waste. In the dynamic tests the waste was permeated in a permeation flow front system under 0.5 MPa, to determine the selectivity of NF membranes to uranium. The surface layer of the membrane was characterized by zeta potential, field emission microscopy, atomic force spectroscopy and infrared spectroscopy. The static test showed that the pore size distribution of the selective layer was altered, but the membrane surface charge was not significantly changed. 99% of uranium was rejected after the dynamic tests.

• 한국방사성폐기물학회:학술대회논문집
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• 한국방사성폐기물학회 2003년도 가을 학술논문집
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• pp.562-571
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• 2003

발전용원자로에서 뱃치방식으로 환경으로 배출된 액체유출물 내에 함유된 방사능 평가 결과에 오차를 유발하는 시료채취, 제조, 방사능 계측, 유출물 배출체적 측정 등 다양한 인자를 분석하였다. 환경배출 방사능 평가에 포함된 많은 인자들은 단일 측정에 의해 얻어지고 환경배출 방사능의 참값을 알 수 없음에 따라, 평가결과의 오차를 예측하는 것은 원칙적으로 불가능하다. 이에 따라 1993년 ISO가 권고한 측정의 불확도 표현지침에 근거하여 액체폐기물 배출방사능에 대한 불확도 평가모델을 수립하고 가상적인 조건에 대한 액체유출물 환경배출 방사능 평가결과의 불확도를 평가하였다. 그 결과, 액체유출물을 통한 환경배출 방사능 평가결과에 불확도를 유발하는 인자의 상대적인 기여도는 배출폐액의 체적, 시료의 체적, 총방사능 계측값의 순서를 갖는 것으로 나타났다. 또한 개별 변수의 확률분포와 특성값을 토대로 몬테칼로 모사법을 적용하여 최종 환경배출 방사능 평가결과의 확률분포를 해석함으로써, 지금까지 단일 값을 평가 및 보고되었던 발전용 원자로의 액체상 방사성물질 환경배출량이 실제로는 일정한 확률분포를 갖고 있음을 확인하였다.

• Journal of Radiation Protection and Research
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• 제39권1호
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• pp.38-45
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• 2014

본 연구에서는 대덕 원자력부지에 위치한 원자력관계시설들에 의한 방사선환경의 안전성을 확인하기 위해, 기체상 및 액체상 유출물에 의한 주민선량평가를 수행하였다. 이를 위해 2010년부터 2012년까지의 3년간 대덕부지의 기상자료 및 환경으로 방출된 선원항 자료를 기반으로 하여 개인 최대피폭선량을 평가, 분석하였다. 기체상 유출물의 대기확산 인자 및 침적인자는 XOQDOQ 전산코드를 이용하여 계산하였다. 기체상과 액체상 방사성물질의 방출에 의한 최대개인선량(이하 개인선량)계산은 각각 ENDOS-G와 ENDOS-L 코드를 사용하였고, 원자력안전위원회 고시 제 2012-29에 제시된 부지당 연간기준치와 비교하였다. 최대피폭지점에서의 개인의 유효선량과 갑상선선량을 계산하였고, 이에 대한 피폭영향에 미치는 기여도를 분석하였다. 그 결과, 최대 피폭연령군은 소아로 평가되었으며 하나로 운영에 의한 영향이 90% 이상 지배적인 것으로 나타났다. 또한 기체상유출물에 의한 주요피폭경로는 섭취와 호흡에 의한 것이며, 유효선량에는 삼중수소가, 갑상선 등가선량에는 방사성옥소가 가장 영향을 많이 미치는 것으로 분석되었다. 선량평가시 기체상유출물이 90% 이상 기여하였고 액체상유출물에 의한 기여도는 상대적으로 낮은 것으로 나타났다. 결과적으로, 대덕부지의 원자력관계시설들에 의한 부지 내 개인선량은 최대 기준치의 3% 이내로 평가되어 환경에 미치는 영향이 매우 적은 것으로 확인되었다.

• 한국방사성폐기물학회:학술대회논문집
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• 한국방사성폐기물학회 2005년도 추계 학술대회 논문집
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• pp.321-331
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• 2005

과학기술부고시 2003-12호 "원자로시설부지 수문 및 해양특성 조사평가 기준" 이 신규 제정되어, 원전 액체 방사성 유출물에 대한 삼차원적인 해양확산 평가 필요성이 커지고 있다. 한국수력원자력(주)와 전력연구원은 신고리, 신월성, 신울진 원 전등 다수의 신규원전 건설이 계획 또는 추진되고 있는 동해안을 대상으로 광역 및 부지별 입지특성을 반영한 해양확산 평가기술을 개발하고 있다. 동해안의 해수유동은 동해 해수순환에 의해 영향을 받기 때문에 원전 주변의 방사성 물질의 해양확산을 보다 정확히 평가하기 위해서는 동해 해수순환에 대한 이해가 선행되어야한다. 따라서 본 연구에서는 일본 큐슈대학교 응용역학연구소에서 개발한 RIAMOM 모델을 근간으로 동해 해수순환 모델링을 수행하였다. 모델 영역은 $126.5^{\circ}E{\~}142.5^{\circ}E$ $33^{\circ}N{\~}52^{\circ}N$, 수직층은 20개로 나누었다. 이 모델은 JODC, KNFRDI, 그리고 ECMWF로 부터 구하였다. 모델링 결과, 동해 해수순환을 비교적 잘 모의하고 있는 것으로 나타났다. 향후 모델링 결과를 정량적으로 평가하기 위해 인공위성 추적 부이를 이용하여 확산 검증 실험을 실시할 예정이다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제6권2호
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• pp.97-111
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• 1974

천연 점토 광물질의 ion교환능은 비교적 낮지만, 여러가지 황성화법에 의하여 교환능의 개설이 기대된다. 본 연구에 있어서는 점토 광물질 중에서도 교환 흡착능이 비교적 큰 vermiculite를 사용하여 저준위 방사성 액체 폐기물을 처리하는데 있어서 효과적인 이용 방법을 검토하기 위하여 vermiculite의 이온교환 기능에 관한 기초 연구를 실험하였다. Cs 이온의 교환능 및 분배계수는 Cs-l37의 방사능도를 Scintillation counter로 측정하였고, 천연 및 활성화된 vermiculite에 대한 특성은 X-ray회절과 전자회절에 의한 분석 및 열시차 분석과 아울러 전자 현미경에 의한 검사에 의거 해석하였다. Na-vermiculite에 의한 Cs이온의 교환 및 흡착에 있어서는 결정격자의 C-axis spacing의 수축을 초래하게 되고, Cs이온의 교환능은 주로 C-axis spacing의 크기에 좌우된다고 본다. Na-vermiculite에 의한 Cs이온의 교환 및 흡착 연구를 수행함으로서 저준위 방사성 핵종의 처리 분만 아니라, 고 방사성 폐액 저장 tank의 외각 충진 물질로서 Cs-137과 같이 반감기가 긴 핵종의 leakage로 인한 지하수 오염을 방지할 수 있는 재질로서도 적합하다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제47권1호
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• pp.1-10
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• 2015

After the Fukushima Daiichi nuclear power plant (NPP) accident, new regulatory requirements were enforced in July 2013 and a backfit was required for all existing nuclear power plants. It is required to take measures to prevent severe accidents and mitigate their radiological consequences. The Regulatory Standard and Research Department, Secretariat of Nuclear Regulation Authority (S/NRA/R) has been conducting numerical studies and experimental studies on relevant severe accident phenomena and countermeasures. This article highlights fission product (FP) release and hydrogen risk as two major areas. Relevant activities in the S/NRA/R are briefly introduced, as follows: 1. For FP release: Identifying the source terms and leak mechanisms is a key issue from the viewpoint of understanding the progression of accident phenomena and planning effective countermeasures that take into account vulnerabilities of containment under severe accident conditions. To resolve these issues, the activities focus on wet well venting, pool scrubbing, iodine chemistry (in-vessel and ex-vessel), containment failure mode, and treatment of radioactive liquid effluent. 2. For hydrogen risk: because of three incidents of hydrogen explosion in reactor buildings, a comprehensive reinforcement of the hydrogen risk management has been a high priority topic. Therefore, the activities in evaluation methods focus on hydrogen generation, hydrogen distribution, and hydrogen combustion.