• Nuclear Engineering and Technology
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• 제52권3호
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• pp.633-646
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• 2020

Imaging and scattering techniques using thermal neutrons allow to analyze complex specimens in scientific and industrial researches. Owing to this advantage, there have been a considerable demand for neutron facilities in the industrial sector. Among neutron sources, an accelerator driven compact neutron source is the only one that can satisfy the various requirements-construction budget, facility size, and required neutron flux-of industrial applications. In this paper, a target, moderator, and reflector (TMR) system for low-energy proton-accelerator driven compact thermal neutron source was designed via Monte Carlo simulations. For 10-30 MeV proton beams, the optimal conditions of the beryllium target were determined by considering the neutron yield and the blistering of the target. For a non-borated polyethylene moderator, the neutronic properties were verified based on its thickness. For a reflector, three candidates-light water, beryllium, and graphite-were considered as reflector materials, and the optimal conditions were identified. The results verified that the neutronic intensity varied in the order beryllium > light water > graphite, the compacter size in the order light water < beryllium < graphite and the shorter emission time in the order graphite < light water < beryllium. The performance of the designed TMR system was compared with that of existing facilities and were laid between performance of existing facilities.

• 한국방사선학회논문지
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• 제15권6호
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• pp.795-801
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• 2021

원전 해체 작업장의 요구에 따라 드론 기반 무인 원격 방사선 검출 모듈을 개발하였다. 사람이 접근해서 방사선을 측정할 수 없는 원자력 발전소 격납용기 내부 상공 및 외부로 누설되는 방사선 측정을 위한 목적으로 저준위에 민감한 GM-tube를 사용하여 제작하였다. 드론 기반 방사선 검출 모듈의 무게는 200g 미만으로 원자력 발전소 격납용기 내부의 상공과 외부 공중에서도 운용이 가능하다. 설계된 장비의 성능 확인을 위해 국제 기준 (IEC60864)을 참고하여 성능평가 실험을 시행하였다. 현장의 요구에 맞게 설계된 방사선 검출 모듈의 안정성은 측정 정확도를 평가하기 위한 변동률 실험에서 반복 측정에 의한 통계적 변동률은 ±4.6%. 선량률 의존성을 평가하기 위한 선형성 실험에서 정확도 ± 7.3%, 전체 선형도는 ± 3.5%이며 성능평가를 위한 국제기준을 만족하였다. 본 연구에서 개발한 무인 원격 방사선 검출 모듈은 원전 해체 작업장 맞춤형 장비로, 방사선 분진이 많은 현장에서 정확한 공간선량률의 측정과 방사선 작업장 안전관리에 도움을 줄 수 있을 것으로 확신한다.

• 환경영향평가
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• 제26권6호
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• pp.479-494
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• 2017

후쿠시마 사태 이후 형성된 원전에 대한 부정적인 여론은 몇몇 국가에서 '탈원전'이라는 정책으로 표출됐다. 한국도 문재인 정부가 들어서면서 원전의 비중을 단계적으로 낮추는 에너지 정책 전환 계획을 발표했다. 이로써 기후변화와 에너지 안보라는 두 가지 문제를 동시에 해결할 주요 에너지원으로 꼽혔던 원전 사용에 제한이 발생했다. 이 연구는 원전의 단계적 폐쇄를 주요 내용으로 하는 에너지 정책 전환 이행과 기후변화체제라는 상황 속에서 2016년부터 2030년까지 한국의 최적전력구성비를 찾는 것이 목적이다. 최적전력구성비는 시간당 전력수요와 INDC를 최소비용으로 만족하는 구성비를 의미한다. 이 연구에서는 선형계획법을 통해 에너지 정책 전환을 이행하는 시나리오와 원전을 2017년 수준으로 유지하는 시나리오로 나누어 비용을 비교분석했다. 그 결과 두 시나리오 모두 풍력은 2018년부터 꾸준히 증가하는 반면 태양광은 2021년부터 경제성을 갖춰 발전량이 대폭 늘어났다. 한편 총 비용은 에너지 전환 시나리오가 약 56조원으로 원전 유지 시나리오에 비해 약 5.5조원 더 비싼 것으로 나타났다.

• 방사성폐기물학회지
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• 제16권3호
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• pp.389-396
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• 2018

국내 가동원전 중 2-루프 가압경수로인 고리1호기는 약 40년 운전한 후, 2017년 6월 18일 영구정지되었다. 영구정지된 고리 1호기는 주요 해체작업을 수행하기전에 계통내 선량률을 저감시켜 작업자피폭을 최소화하기 위한 계통제염을 수행할 예정이다. 일반적으로, 계통제염 범위는 원자로압력용기, 가압기, 증기발생기, 화학 및 체적제어계통, 잔열제거계통 및 원자로 냉각재계통 주요배관을 포함한다. 이러한 계통 및 기기 등을 효율적으로 제염하기 위해서는 제염과정에서 원자로냉각재계통내 유동특성을 평가할 필요가 있다. 계통제염을 위해 순환유량을 제공하는 방법은 다양하나, 본 논문에서는 잔열제거펌프 운전에 따른 고리1호기 원자로냉각재계통내 유동특성을 평가하였다. 잔열제거펌프를 이용한 계통제염은 원자로냉각재 내 유량의 불균형을 초래하여 계통내 기기 및 배관 등에 불순물을 침적시켜 제염이 효율적이지 않다는 것으로 평가되었다.

• 방사선산업학회지
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• 제18권1호
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• pp.35-42
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• 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.

• Corrosion Science and Technology
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• 제18권6호
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• pp.221-227
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• 2019

During the operation, maintenance and decommissioning of nuclear power plant radioactive contaminated waste is produced. This waste is stored in an underground repository 60-100 meters below the surface. The metallic portion of this waste comprises mostly carbon and stainless steel. A long-term field exposure showed high corrosion rates, general corrosion up to 29 ㎛ a^-1 and localized corrosion even higher. High corrosion rate is possible if microbes produce corrosive products, or alter the local microenvironment to favor corrosion. The bacterial and archaeal composition of biofilm formed on the surface of carbon steel was studied using 16S rRNA gene targeting sequencing, followed by phylogenetic analyses of the microbial community. The functional potential of the microbial communities in biofilm was studied by functional gene targeting quantitative PCR. The corrosion rate was calculated from weight loss measurements and the deposits on the surfaces were analyzed with SEM/EDS and XRD. Our results demonstrate that microbial diversity on the surface of carbon steel and their functionality is vast. Our results suggest that in these nutrient poor conditions the role of methanogenic archaea in corrosive biofilm, in addition to sulphate reducing bacteria, could be greater than previously suspected.

• 방사성폐기물학회지
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• 제14권3호
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• pp.289-295
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• 2016

국내 최초로 건설된 가압경수로형 발전소인 고리1호기는 1978년 4월 첫 상업운전을 개시하였고, 2017년 6월 18일 영구정지 될 계획이다. 고리1호기에서는 사용후핵연료가 사용후핵연료저장조로 모두 이송된 이후, 계통 표면의 선량율을 감소시키기 위한 목적으로 전계통 제염을 실시할 계획이다. 이 논문에서는 해외 원전의 계통제염 사례분석을 통해 국내 최초로 시행될 예정인 고리1호기의 계통제염 운전개념을 기술하고자 하였다.

• 방사성폐기물학회지
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• 제19권1호
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• pp.123-132
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• 2021

Radiological impact analyses were carried out for a near-surface radioactive waste repository at Gyeongju in South Korea. The RESRAD-ONSITE code was applied for the estimation of maximum exposure doses by considering various exposure pathways based on a land area of 2,500 ㎡ with a 0.15 m thick contamination zone. Typical influencing input parameters such as shield depth, shield materials' density, and shield erosion rate were examined for a sensitivity analysis. Then both residential farmer and industrial worker scenarios were used for the estimation of maximum exposure doses depending on exposure duration. The radiation dose evaluation results showed that 60Co, 137Cs, and 63Ni were major contributors to the total exposure dose compared with other radionuclides. Furthermore, the total exposure dose from ingestion (plant, meat, and milk) of the contaminated plants was more significant than those assessed for inhalation, with maximum values of 5.5×10-4 mSv·yr-1 for the plant ingestion. Thus the results of this study can be applied for determining near-surface radioactive waste repository conditions and providing quantitative analysis methods using RESRAD-ONSITE code for the safety assessment of disposing radioactive materials including decommissioning wastes to protect human health and the environment.

• 방사성폐기물학회지
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• 제14권2호
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• pp.157-168
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• 2016

방사성폐기물용기의 설계는 용도 (운반, 저장, 처분)의 안전요건에 부합돼야 할 뿐 아니라 경제성과 기술적 기준도 만족해야 한다. 이러한 기준은 장차 원전해체로부터 발생할 다량의 저준위/극저준위 해체폐기물의 관리에도 해당된다. 해체폐기물의 특성은 원전운영에서 발생하는 방사성폐기물과는 매우 다르므로 적합한 용기의 개발이 요구된다. 이 논문은 다목적용도의 표준용기 개발을 제시한다. 이 개념은 경주처분장과 같은 국가 인프라를 고려한 원전해체폐기물의 관리를 최적화하기 위한 용기이다. 이 연구는 일련의 시제품을 설계 또는 제작한 것이다 : 극저준위용 소프트백, 저준위용 금속용기 (해상운반용 표준 IP2 용기 및 도로운반용 ISO 용기), 이들 용기 설계의 안전성 분석을 위한 시뮬레이션 및 시험결과는 규제요건에 잘 부합되는 것으로 나타났다. 콘크리트 용기의 후속개발은 2016년에 수행예정이다.

• 방사성폐기물학회지
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• 제17권1호
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• pp.121-126
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• 2019

원자력발전소 해체과정에서 방사화 재고량에 대한 평가는 방사선 환경에 정보를 제공함으로써 해체 계획을 수립하는데 중요한 정보를 제공한다. 원자로 운전 정지 후 원자로 및 관계시설에서의 축적된 방사능은 노심 구조물, 반사체 및 차폐체 등의 구조재가 중성자 조사에 의해 방사화된것이다. 방사화생성물 중 $^{36}Cl$ 과 $^{41}Ca$ 은 반감기와 화학적 물리학적 특성에 의해 해체 처분 관점에서 매우 중요한 핵종이며 이에 따라 본 연구에서는 차폐 콘크리트 내 생성량을 평가하였다. MCNPX 코드를 사용하여 중성자속과 반응단면적을 계산하였으며 이 결과를 토대로 ORIGEN2 코드를 사용하여 방사화생성물의 양을 평가하였다.