• 방사성폐기물학회지
• /
• 제6권4호
• /
• pp.257-263
• /
• 2008

중 저준위 방사성패기물 처분장 부지의 지하수 시스템을 개념화하기 위해 부지 내 유동성 배경 단열의 통계적 특성을 분석하였다. 이를 위해 부지 내 시추공에서 얻어진 시추공 로깅 자료의 배경 단열의 주향과 경사 자료를 분석하여 부지 내 배경 단열들을 4개의 단열군으로 분류하였다. 그리고 시추공에서의 수리 시험 결과로 얻어진 시추공 구간별 투수량계수 분포 자료로부터 배경 단열의 투수량계수 분포를 추정하였다. 각 단열군의 단열 크기 분포는 관찰된 단열 밀도와 지표지질조사 자료로부터 유추하였다. 이렇게 얻어진 배경 단열의 통계적 특성을 부지에서 관찰된 투수량계수 분포와 분석 된 통계적 특성을 이용하여 생성된 단열망 모형으로부터 계산된 투수량계수 분포를 비교하여 검증하였고, 검증 결과 관측치와 계산치가 비슷함을 확인하였다.

• 방사성폐기물학회지
• /
• 제5권4호
• /
• pp.351-357
• /
• 2007

일본 정부는 사용후핵연료의 중간저장시설의 입지로 아우모리현의 무쯔시를 선정했다. 2000년부터 시작된 유치활동이 5 년만에 결실을 맺은 것이다. 한국은 사용후핵연료를 원자력 발전소 내에 저장하고 있는데 2016년이면 저장한계에 이를 것으로 전망되고 있어 일본의 사례연구는 한국에 시사하는 바가 크다. 한국은 경주에 중, 저준위 방사성 폐기물 저장시설을 성공적으로 유치한 경험이 있어 사용후핵연료의 저장시설을 유치하는 학습경험을 축적한 바 있는데 두 나라의 큰 차이점은 한국은 경쟁적인 주민투표를 통하면서 막대한 지역지원금을 지원한다는 점이고 일본은 주민투표를 시행하지 않고 지방자치 정치의 리더쉽이 문제를 해결하는 방식을 택했다는 점이다. 엄청난 지역지원금이 지원되지 않은 점도 일본의 특징이다. 본 연구가 한국의 사용후핵 연료 저장시설을 유치하는 데 도움이 되었으면 하는 바람이다.

• 한국방사성폐기물학회:학술대회논문집
• /
• 한국방사성폐기물학회 2005년도 춘계 학술대회
• /
• pp.110-120
• /
• 2005

중${\cdot}$저준위 고체폐기물의 유리고화처리 적용연구를 위하여, 현대모비스는 원자력환경기술원 및 프랑스 SGN사와 공동으로 99년 10월에 유리화 실증설비를 건설한 바 있다. 실증설비를 활용하여 모의핵종(Co, Cs)을 포함한 비방사성 이온교환수지, 잡고체 등에 대한 70여 회 이상의 실증시험 수행을 통하여, 대상폐기물을 안전하고 효과적으로 처리할 수 있음을 확인하였다. 그러나 처리공정 중 고온세라믹필터계통(High Temperature Filter : HTF)에서 발생하는 분진의 처리가 문제점으로 도출되었다. 또한 저온용융로(Cold Crucible Melter : CCM)와 HTF를 연결하는 냉각파이프는 장기간 운전시 CCM으로부터 발생한 분진이 침적되어 배관막힘의 우려가 있다. 이와 관련, 기 개발한 유리화공정에 추가하여 HTF에서 발생한 분진을 재순환하는 장치와 냉각파이프 내 침적분진을 제거하는 장치를 개발하였다. 유리화공정 중 HTF에서 발생하는 분진의 처리는 유리화설비의 감용비, 처분비용 및 유리용탕의 조절 측면에서 특히 중요하다. 분진재순환장치(Dust Recycling System : DRS)의 개념은, HTF 하단부에서 발생분진을 수거, 물과 섞어 슬러리 형태로 제조, 이송하여 CCM 내로 다시 투입함으로써 분진을 처리할 수 있도록 하였다. DRS의 주 기능은 분진 내의 모의핵종 및 주요 유리성분을 다시 CCM으로 재순환 처리하는 것이며, 이에 따라 유리용탕의 성분을 일정하게 유지하고 또한 유리배출을 용이하게 하는 데 기여한다. 또한 시멘트 고화설비 등과 같은 별도의 분진처리설비를 고려할 필요가 없다. 제진장치는 주기적으로 운전 중 가동할 경우, 냉각파이프 내의 분진침적에 의한 막힘 방지와 함께 배관 내 침적된 분진을 CCM 내로 다시 처리하는 효과를 기대할 수 있다. 유리화실증시험을 통하여 DRS와 제진장치에 대한 전체적인 성능평가를 성공적으로 수행하였으며, 운전결과 및 경험은 향후 상용설비를 위한 기본자료로 활용할 것이다.

• 방사성폐기물학회지
• /
• 제10권4호
• /
• pp.247-254
• /
• 2012

원전에서 발생되는 방사성폐기물에 대한 고화처리 방법 중 하나인 유리화기술이 일부 가연성폐기물에 대해 적용되고 있다. 국내외적으로 중저준위 방사성폐기물의 효과적인 감용과 안정적인 처분을 위해 다양한 폐기물에 대한 유리화기술 적용방안이 확대 연구되고 있으며, 최근에는 가연성폐기물 뿐만 아니라 알루미늄 금속과 같은 비가연성폐기물에도 유리화 연구가 활발하게 진행되고 있다. 공기조화계통 (HVAC)에는 주로 필터가 이용되고 있으며, 사용 후 필터는 여과재 (유리섬유 및 알루미늄)를 이용하여 배기체를 흡착하기 때문에 방사성폐기물로 처리가 되어야 한다. 본 연구는 필터에 대한 처리기술 연구를 위해 유도가열식 저온용융로 (Cold Crucible Induction Melter: CCIM)를 이용한 유리화 타당성 연구를 수행하였다. 사용후 필터에 대한 유리화 (Vitrification)는 먼저 유리섬유 및 알루미늄 함량을 고려한 최적의 유리조성을 개발 하였으며, 개발된 유리 조성을 이용하여 최적의 폐기물 저감을 위한 용융변수와 최종 생성된 유리고화체의 특성을 분석하였다. 사용후 필터 유리화용 조성유리는 주로 $SiO_2$와 $B_2O_3$로 구성되어 있다. 전기로를 이용한 용융물 특성시험에서는 폐기물 투입률 및 최종 생성물인 유리고화체의 특성이 검토되었다. 본 연구에서는 알루미늄 금속과 유리섬유로 구성된 필터에 대한 유리조성 개발과 이를 통해 생성된 유리고화체의 물리화학적 특성을 검토하고 유리화 타당성을 확인하였다.

• Journal of Radiation Protection and Research
• /
• 제16권1호
• /
• pp.43-52
• /
• 1991

DOSE, LIMCAL 그리고 PABLM을 포함한 방사선피폭선량프로그램에 대하여 비교 연구가 행하여졌다. DOSE 프로그램은 국내 중 저준위 방사선폐기물 처분 예비안전성평가를 위해 확립되었으며, 나머지 두 프로그램은 안전성 평가에 적용한 바 있는 프로그램들이다. 연구 결과는 C-14과 Pu-239를 제외하고 1승(mrem/yr)범위에서 잘 일치하고 있다. PABLM은 DOSE와 LIMCAL과 비교할 때 Pu-239의 경우에서 작게 나타나고 있는 반면에 C-l4의 경우에는 크게 나타나고 있다. C-14의 편차는 소개된 이동모델에서의 차이 때문이며 Pu-239의 차이는 두 프로그램과 다른 선량전환인자 값을 적용함으로써 발생한 것임을 알 수 있다.

• 수산경영론집
• /
• 제50권2호
• /
• pp.23-40
• /
• 2019

The main purpose of this study is to analyze and examine the problems of the law systems of the safety and maintenance of nuclear facilities and to propose the improvements with respect to the related problems especialy focused on safety management of aquatic products. Therefore, the results of the paper would be helpful to build an effective management law system of safety and maintenance of nuclear facilities and fisheries products. The research methods are longitudinal and horizontal studies. This study compares domestic policies with foreign policies of nuclear plants and aquatic products. Using the above methods, examining the current system of nuclear-related laws and regulations, we have found that there exist 13 Acts including "Nuclear Safety Act", etc. Safety laws related on nuclear facilities have seven Acts including "Nuclear Safety Act", "the Act on Physical Protection and Radiological Emergency", "Radioactive waste control Act", "Act on Protective Action Guidelines against Radiation in the Natural Environment", "Special Act on Assistance to the locations of facilities for disposal low and intermediate level radioactive waste", "Korea Institute of Nuclear Safety Act". "Act on Establishment and Operation of the Nuclear Safety and Security Commission". The seven laws are composed of 119 legislations. They have 112 lower statute of eight Presidential Decrees, six Primeministrial Decrees and Ministrial Decrees, 92 administrative rules (orders), 6 legislations of local self-government aself-governing body. The concluded proposals of this paper are as follows. Firstly, we propose that the relationship between the special law and general law should be re-established. Secondly, the terms with respect to law system of safety and maintenance of nuclear plants should be redefined and specified. Thirdly, it is advisable to re-examine and re-establish the Law System for Safety and Maintenance of Nuclear Facilities. and environmental rights like the French Nuclear Safety Legislation. Lastly, inadequate legislation on the aquatic pollution damage should be re-established. It is necessary to ensure sufficient transparency as well as environmental considerations in the policy decisions of the Korean government and legislation of the National Assembly. It is necessary to further study the possibilities of accepting the implications of the French legal system as a legal system in Korea. In conclusion, the safety management of nuclear facilities is not only focused on the secondary industry and the tertiary industry centering on power generation and supply, but also on the primary industry, which is the food of the people. It is necessary to prevent damage to be foreseen. Therefore, it is judged that there should be no harm to the people caused by contaminated marine products even if the "Food Safety Law for Prevention of Radiation Pollution Damage" is enacted.

• 방사선산업학회지
• /
• 제18권1호
• /
• pp.35-42
• /
• 2024

Demand for RW transportation is expected to increase due to the continuous generation of RW from nuclear power plants and facilities, decommissioning of plants, and saturation of spent fuel temporary storage facilities. The locational aspect of plants and radiation protection optimization for the public have led to an increasing demand for maritime transportation, necessitating to apprehend the overseas and domestic current status. Given the potential long-term radiological impact on the public in the event of a sinking accident, a pre-transportation exposure assessment is necessary. The objective of this study is to investigate the overseas and domestic RW maritime transportation current status and overseas dose assessment cases for the public in sinking accident. Selected countries, including Japan, UK, Sweden, and Korea, were examined for transport cases, Japan and the U.S were chosen for dose assessment case in sinking accidents. As a result of the maritime transportation case analysis, it was performed between nuclear power plants and reprocessing facilities, from plants to disposal or intermediate storage facilities. HLW and MOX fuel were transported using INF 3 shipments, and all transports were performed low speed of 13 kn or less. As a result of the dose assessment for the public in sinking accident, japan conducted an assessment for the sinking of spent fuel and vitrified HLW, and the U.S conducted for the sinking of spent fuel. Both countries considered external exposure through swimming and working at seashore, and internal exposure through seafood ingestion as exposure pathway. Additionally, Japan considered external exposure through working on board and fishing, and the U.S considered internal exposure through spray inhalation and desalinized water and salt ingestion. Internal exposure through seafood ingestion had the largest dose contribution. The average public exposure dose was 20 years after the sinking, 0.04 mSv yr^-1 for spent fuel and 5 years after the sinking, 0.03 mSv yr^-1 for vitrified HLW in Japan. In the U.S, it was 1.81 mSv yr^-1 5 years after the sinking of spent fuel. The results of this study will be used as fundamental data for maritime transportation of domestic RW in the future.

• 한국전산구조공학회논문집
• /
• 제34권5호
• /
• pp.339-345
• /
• 2021

본 논문에서는 우리나라의 중저준위 방폐물 처분을 위한 사일로 형식 지하동굴의 유한요소해석을 수행하였다. 사일로의 벽체부분은 지름 25m의 원형구조이고, 높이는 35m이다. 사일로의 천장부분은 지름 30m의 돔 형식이고, 높이 17.4m의 규모이다. 사일로는 해수면으로부터 -80m에서 -130m에 위치하고 있다. 중저준위 방폐물 처분 1단계 시설로 6개의 사일로가 건설되어 운영되고 있으나, 본 연구에서는 1개의 사일로에 대해서 고려하였다. SMAP-3D 프로그램을 사용하여 2차원 축대칭 유한요소모델과 3차원 유한요소모델을 생성하였다. Generalized Hoek and Brown Model이 수치해석에 적용되었다. 다양한 측압계수(수평방향 현장응력과 수직방향 현장응력의 비)의 변화에 따른 사일로 형식 지하동굴의 유한요소해석을 수행하였으며, 수치해석결과 및 분석결과가 제시되었다.

• 에너지공학
• /
• 제15권3호
• /
• pp.146-153
• /
• 2006

중 저준위 방사성폐기물 유리화 공정에서 발생되는 분진을 제거하기 위하여 저온용융로 후단에 금속필터를 장착하여 성능시험 및 필터 적용 평가를 실시하였다. 실험결과 기존의 고온세라믹필터와 유사한 차압특성을 보였으며, 유량 $110Nm^{3}/hr$ 기준으로, 필터 자체에 의한 압력손실은 $25mmH_{2}O$, 분진 잔류층에 의한 압력손실은 $67mmH_{2}O$ 정도였다. 따라서 기저차압은 $92mmH_{2}O$ 정도임을 확인할 수 있었다. 또한 SEM-EDS 분석결과 대부분의 차압은 멤브레인층의 표면에서 발생된 것으로 판단되며, 열화현상에 의한 부식문제등도 발견되지 않았다. 따라서 금속필터의 경우 유리화설비에 적용 가능한지를 분석하고, 장기시험을 통한 충분한 검증이 필요할 것으로 판단된다.

• 방사성폐기물학회지
• /
• 제6권4호
• /
• pp.245-255
• /
• 2008

중 저준위방사성폐기물 처분부지에 대한 건설 및 운영 인허가 취득을 위한 종합적인 부지특성조사가 사업자인 한국수력원자력(주)의 책임 하에 이루어졌으며, 수리지질조사는 부지의 수리지질학적 특성 해석과 방사선적 안전성 평가를 위한 기초자료 생산을 목적으로 수행되었다. 처분부지의 수리지질특성은 주로 지표에서 이루어진 지질조사, 시추조사, 각종 수리시험 및 지구물리탐사 자료를 종합적으로 분석하여 수리지질체계의 특성을 평가하고, 이를 토대로 수리토양영역, 3 개의 수리암반영역 및 5 개의 투수성구조영역으로 구성되는 수리-구조모델을 제시하였다. 본 논문에서 제시된 수리-구조모델과 수리인자는 지하수유동모델 해석 업무에 직접 이용되었다. 본 논문의 결과는 지표조사단계에서 얻어진 자료에 근거한 것이므로 수리지질특성과 관련된 제반 조사방법에 가정과 불확실성이 내재되어 있다. 따라서 현재 진행 중인 지하시설 건설과정에 취득되는 직접적인 수리지질특성 관련 자료를 종합적으로 재 해석함으로써 부지특성조사 단계에서의 가정과 불확실성을 저감시킬 수 있고, 최종적인 수리-구조모델의 신뢰성 향상을 기대할 수 있다.