• 지질공학
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• 제26권3호
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• pp.325-330
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• 2016

현재 경주 중저준위방사성폐기물 처분장(이하 '경주방폐장')에서는 2단계 표층처분시설이 계획중에 있으며, 포화대에 위치한 1단계 처분시설과는 달리 불포화대 상부에 위치하게 된다. 단열을 포함하는 불포화대의 특성상 지하수 및 용질의 대부분이 단열을 통해 이동할 것으로 예상된다. 따라서 불포화 암반 매질에 대한 정밀한 해석을 위하여 단열망 연속체와 암반 매질 연속체를 구분하여 해석하는 TOUGH2 전산코드의 meshmaker 모듈의 MINC 기법을 활용하였다. TOUGH2 MINC 기법의 기존 국내 연구 사례가 미미하여 본 연구에서는 MINC를 이용한 mesh 구성 방법에 대한 절차를 개발하였으며, 단열 연속체와 암반매질 연속체의 k-field를 생성하였다. 이와 같이 생성된 도메인은 향후 이중 연속체를 기반으로 경주방폐장의 지하수 유동 및 오염물질 이동 등에 활용될 뿐만 아니라 단열이 발달한 암반에서 단열-암반매질 연결성을 고려한 단열망 유동 특성을 분석하는데 참고가 될 것으로 기대한다.

• 방사성폐기물학회지
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• 제6권4호
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• pp.387-398
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• 2008

원자력이용시설 주변의 방사선환경조사는 교육과학기술부 고시 제2008-28호(원자력이용시설 주변의 방사선환경조사 및 방사선환경 영향평가에 관한 고시)에 따라 주변주민들이 받게 되는 방사선량이 연간 선량한도 이내로 충분히 적게 유지되고 있는지를 확인함으로써 주변주민의 건강과 안전을 확보하고 주변 환경의 오염을 사전에 예방하는 데 있다. 그런데 국내 최초의 방사성폐기물처분시설은 시설운영을 시작하기 전 최소 2년 동안의 기초 환경조사 자료를 취득하여 부지주변의 기준 준위를 설정해야 하므로 2007년부터 2009년 상반기 방사성폐기물처분시설의 시범운영 및 2010년 상반기 준공을 목표로 방사선과 방사능에 대한 관한 기초 환경조사 자료를 취득하고 있다. 따라서 방사성폐기물처분시설 주변의 방사선환경조사에 관한 추진내용을 분석하고 최근에 취득한 2008년도 전반기 방사선환경조사결과를 바탕으로 향후 조사계획서 개정방향과 방사성폐기물처분시설 주변의 방사선환경조사를 수행하기 위해 관련 내용을 고찰하였다.

• 방사성폐기물학회지
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• 제12권1호
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• pp.59-68
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• 2014

처분시설은 폐쇄 후 제도적 관리기간 동안에는 처분 부지로의 일반인의 접근을 제한하며 제도적 관리기간 이후에는 부주의 한 인간침입 시에도 처분시설로 인한 방사선적 영향으로부터 침입자를 보호하도록 설계 되어야 한다. 본 논문에서는 처분시설이 부주의한 침입자에 미칠 수 있는 방사선적 영향을 GENII 프로그램을 사용하여 평가해보았다. 처분고별 적치되는 방사성폐기물의 종류를 달리하여 평가하고 제도적 관리기간 설정에 따른 침입자에 대한 영향도 분석하였다. 평가결과 제도적 관리기간을 두지 않아도 폐필터가 적치된 처분고를 제외하고 모두 성능 목표치를 만족하였다. 하지만 폐필터를 적치한 처분고의 경우 인간침입 평가결과 제도적 관리기간 300년이 되어서야 성능목표치를 만족할 수 있었다. 폐필터와 함께 잡고체 폐기물을 혼합하여 적치하는 경우 제도적 관리기간을 줄일 수 있었으며, 폐필터는 다른 폐기물과 함께 적치하여 제도적 관리기간을 줄이는 것이 필요하다. 폐기물 적치시 방사능을 고려하여 처분고 적치방안을 적절히 수립하는 것이 국부적인 방사능의 최대값을 줄일 수 있어 방사선적 안전성을 확보하며 제도적 관리기간을 단축할 수 있어 바람직하다.

• 한국방사성폐기물학회:학술대회논문집
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• 한국방사성폐기물학회 2005년도 춘계 학술대회
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• pp.221-230
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• 2005

중저준위 방사성폐기물 천층처분시설의 처분덮개설계 및 성능분석을 위해 국내 역사시대 고분을 이용한 국내 최초의 연구를 수행하였다. 처분덮개 성능과 관련된 국내외 연구현황을 조사하고 삼국시대 고분을 중심으로 고분의 봉분이 존재하며 유물이 발견된 고분과 봉분이 존재하지 않지만 유물의 보존이 양호한 고분으로 구분하고 봉분의 층상특성을 분석하여 정리하였다. 고분에 대한 자연유사 연구에서 발굴문헌 상에 제시된 봉토의 유사판축기법의 적용, 모세관 방벽현상과 배수로를 이용한 봉분 내 습도조절 여부를 천층처분 시설설계에 활용할 수 있을 것으로 판단된다. 향후 국내 고분발굴현장이 있을 때 현장을 방문하여 필요한 자료수집과 더불어 원자력분야의 관심사와 필요사항에 대하여 국내 고고학계와의 정보교환이 이루어져야 할 것으로 판단된다.

• 방사성폐기물학회지
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• 제16권1호
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• pp.65-82
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• 2018

With the significant increase in spent ion-exchange resin generation, to meet the requirements of Waste Acceptance Criteria (WAC) of the Wolsong disposal facility in Korea, blending is considered as a method for enhancing disposal options for intermediate level waste from nuclear reactors. A mass balance formula approach was used to enable blending process with an appropriate mixing ratio. As a result, it is estimated around 44.3% of high activity spent resins can be blended with the overall volume of low activity spent resins at a 1:7.18 conservative blending ratio. In contrast, the reduction of high activity spent resins is considered a positive solution in reducing the amount of spent resins stored. In an economic study, the blending process has been proven to lower the disposal cost by 10% compared to current APR1400 treatment. Prior to commencing use of this blending method in Korea, coordinated discussion, and safety and health assessment should be undertaken to investigate the feasibility of fitting this blending method to national policy as a means of waste predisposal processing and management in the future.

• 방사성폐기물학회지
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• 제12권4호
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• pp.315-334
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• 2014

월성원자력환경센터 중저준위방사성폐기물 처분시설은 서로 다른 방식의 처분시설이 혼재하고, 월성 원자력발전소와도 인접해있다. 이와 같은 높은 복잡성으로 인해 처분시설 안전성 평가 시 보다 면밀한 현상이해가 필요하다. 기존 1단계 사일로 처분시설의 성능평가모델들에 포함된 불필요한 보수성을 줄이고 복합처분시설에 대한 보다 실제적인 성능을 파악하기 위해서는 다차원 수리/핵종이동 모델이 필요하다. 이와 함께 향후 복합처분시스템의 특성에 기인한 다양한 불확실성을 관리하고 파라미터의 중요도를 분석하기 위해 많은 계산이 필요할 것으로 예상하며, 이를 위해 보다 효율적인 성능평가 모델이 요구된다. 본 논문에서는 두 요건을 충족시키기 위해 수리성능 모델과 핵종이동 모델을 연계한 2단계 천층처분시설의 근계영역 2차원 통합성능평가 모델을 개발하였다. 수리 및 핵종이동은 PORFLOW와 GoldSim 전산 코드를 이용해 평가하였으며, GoldSim 핵종이동 모델은 PORFLOW 핵종이동 모델과의 벤치마크를 통해 검증하였다. GoldSim 모델은 계산효율이 뛰어났으며 기존의 모델에 비해 핵종이동거동을 이해하는데 용이하였다.

• 한국지하수토양환경학회지:지하수토양환경
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• 제22권4호
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• pp.33-48
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• 2017

An optimum disposal plan of disused sealed radioactive sources (DSRSs) should be established to ensure long-term disposal safety at the low- and intermediate-level radioactive waste (LILW) disposal facility in Gyeongju. In this study, an optimum disposal system was suggested and preliminary post-closure safety assessment was performed. The DSRSs disposal system was composed of a rock cavern and near surface disposal facilities at the Gyeongju LILW disposal facility. The assessment was conducted using GoldSim program, and probabilistic assessment and sensitivity analysis were implemented to evaluate the uncertainties in the input parameters of natural barriers. Deterministic and probabilistic calculations indicated that the maximum dose was below the regulatory limits ($0.1mSvyr^{-1}$ for the normal scenario, $1mSvyr^{-1}$ for the well scenario). It was concluded that the DSRSs disposal system would maintain environmental safety over a long-time. Moreover, the partition coefficient of Np in host rock, Darcy velocity in host rock, and density of the host rock were the most sensitive parameters in predicting exposure dose in the safety assessment.

• 방사성폐기물학회지
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• 제3권4호
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• pp.279-291
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• 2005

중저준위 방사성폐기물 천층처분시설의 처분덮개설계 및 성능평가를 위해 국내 역사시대 고분연구를 수행하였다. 처분덮개 성능과 관련된 국내외 연구현황을 조사하고 삼국시대 고분을 중심으로 봉분의 층상특성을 정리하였다. 국내 고분에 대한 봉토의 시료채취와 시료에 대한 수리전도도 측정 및 분석을 실시하였다. 고분에 대한 자연유사 연구에서 발굴조사보고서 상에 제시된 봉토의 유사판축기법의 적용, 모세관 방벽현상과 배수로를 이용한 봉분 내 습도조절 여부를 천층처분 시설설계에 활용할 수 있을 것으로 판단된다. 향후 국내 고분발굴현장이 있을 때 현장을 방문하여 필요한 자료수집과 더불어 원자력분야의 관심사와 필요사항에 대하여 국내 고고학계와의 정보교환이 이루어져야 할 것으로 판단된다.

• 한국방사성폐기물학회:학술대회논문집
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• 한국방사성폐기물학회 2004년도 Proceedings of the 4th Korea-China Joint Workshop on Nuclear Waste Management
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• pp.140-142
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• 2004

Since the April of 1978, Korea has strongly relied on the nuclear energy for electricity generation. As of today, eighteen nuclear power plants are in operation and ten are to be inaugurated by 2015. The installed nuclear capacity is 15, 716 MW as of the end of 2002, representing 29.3% of the nation's total installed capacity. The nuclear share in electricity remains around 38.9 at the end of 2002, reaching at the level of 119 billion kWh's. New power reactors, KSNP's (Korea Standard Nuclear Power Plant) are fully based on the domestic technologies. More advanced reactors such as KNGR (Korea Next Generation Reactor) will be commercialized soon. Even though the front end nuclear cycle enjoys one of the best positions in the world, there have been some chronical problems in the back end fuel cycle. That's the one of the reason why we need more active R&D programs in Korea and active international and regional cooperation in this area. The everlasting NIMBY problem hinders the implementation of the nation's radioactive waste management program. We expect that the storage capacity for the LILW(Low and Intermediate Level radioactive Waste) will be dried out soon. The situation for the spent fuel storage is also not so favorable too. The storage pools for spent fuel are being filled rapidly so that in 2008, some AR pools cannot accommodate any more new spent nuclear fuels. The Korean Government in strong association with utilities and national academic and R&D institutes have tried its best effort to secure the site for a LILW repository and a AFR site. Finally, one local community, Buan in Jeonbook Province, submitted the petition for the site. At the end of the last July, the Government announced that the Wido, a small island in Buan, is suitable for the national complex site. The special force team headed by Dr IS Chang, president of KAERI teamed with Government officials and many prominent scholars and journalists agreed that by the evidences from the preliminary site investigation, they could not find any reason for rejecting the local community's offer.

• 방사성폐기물학회지
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• 제8권2호
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• pp.143-150
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• 2010

가압경수로 원전의 농축폐액건조설비에서 발생된 농축폐액 건조물을 유리화 하는 방안이 연구되어 왔다. 중저준위 방사성폐기물을 유리화할 경우 최종 생성물은 내구성이 우수하고 현저한 부피저감 효과의 장점을 가지고 있다. 붕산농축폐액에 대한 유리화 타당성 연구는 분말시료의 전처리 방법 개발, 유리조성 프로그램을 이용한 유리개발 및 실증시험으로 수행되었다. 분말시료에 대한 전처리 방안으로는 유리화설비에 투입하기 전에 고형성을 갖도록 펠렛화하는 것이다. 농축폐액 성분중 Na와 B의 함량 분포는 유리속에 용융되는 정도와 설비로부터의 폐기물 배출 처리에 영향을 주기 때문에 이를 고려하여 유리조성이 개발되어야 한다. 실증시험에서는 폐기물 투입률, 배기체 특성 및 최종 생성물인 유리고화체의 특성이 검토되었다. 본 연구는 붕산농축폐액에 대한 유리고화체의 물리화학적 특성을 검토하고 유리화 타당성을 확인하는데 목적이 있다.