• 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.

• 방사성폐기물학회지
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• 제17권2호
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• pp.213-226
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• 2019

2017년 고리 1호기 영구정지 이후 규제기관과 원전운영자는 2031년으로 예정된 부지 제염 및 복원을 수행하기 위해 사전준비 작업을 진행해오고 있다. 적절한 계획 수립 및 효과적인 규제활동을 위해서 규제지침 개발과 기술적 근거수립이 무엇보다 선행되어야 한다. 국내에선 연구용 원자로 해체경험이 있지만 상업용 원전은 없기 때문에 해외 해체 선도국의 부지복원사례연구를 통해 토양 제염과 관련한 기술사항 및 규제기준에 대한 정보를 제공한다면 고리 1호기 복원계획 및 규제기준 수립에 효과적일 것이다. 미국은 상업용 원전에 대한 다양한 해체경험을 축적해 왔으며 RESRAD 프로그램 및 MARSSIM 절차와 같은 체계를 개발 적용하여 오염된 부지의 조사, 제염, 복원 및 해제를 통합적으로 수행하고 있다. 이 논문에서는 미국의 5개 상업용 원전(해체완료 4개, 지연해체 1개)을 대상으로 심층 토양오염에 대한 부지복원 사례연구를 수행하였다. 심층토양의 경우 표층토양과 달리 미국에서도 정형화된 평가방법론이 아직 정립되어 있지 않았고, 오염평가시 지하수 영향을 고려해야 하는 특성이 있음이 확인되었다. 따라서 향후 고리 1호기 부지복원 전략수립 및 규제지침 개발에 고려할 만한 제안사항을 도출하고자 기술 및 규제 관점에서 심층토양에 대한 오염평가, 제염기준 수립, 제염작업 수행 및 결과 검증까지 단계별 주요사례를 정리하고, 미국 해체사업자가 적용한 심층토양 평가방법과 규제기관과 해체사업자 간에 논의된 주요 쟁점사항을 분석하여 시사점을 도출하였다.

• 방사성폐기물학회지
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• 제16권3호
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• pp.377-387
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• 2018

대한민국 첫 상업원전인 고리1호기는 40년간의 성공적인 운전을 끝내고 2017년 6월 18일 영구정지 되었다. 고리1호기는 본격적인 해체에 앞서 터빈건물에 폐기물처리시설 건설을 계획하고 있다. 각종 방사성폐기물은 폐기물처리시설에서 제염, 해체, 절단, 용융되어 자체처분 되거나 방사성폐기물 처분장으로 보내 진다. 해체폐기물 중 대형금속방사성폐기물은 주로 1차 계통측 기기들로 높은 방사능을 띄고 있어 해체활동 중 작업자의 피폭관리가 필요하다. 본 논문에서는 대형금속방사성폐기물 중 크기가 가장 크고 형상이 복잡한 증기발생기를 선정하여 RESRAD-RECYCLE 코드를 이용하여 작업자 피폭선량을 평가하고 저감화 방안을 수립 하고자 한다.

• 한국방사선학회논문지
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• 제13권1호
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• pp.73-80
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• 2019

사이클로트론 가동 시 핵반응으로 인해 중성자가 발생되며, 발생된 중성자는 콘크리트벽에 흡수되어 방사화를 일으키게 된다. 이에 본 연구에서는 콘크리트 종류에 따른 방사화 분석과 방사화 핵종이 미치는 영향에 대해 알아보고자 하였다. 실험은 몬테카를로 시뮬레이션 및 RESRAD 모델을 사용하였다. 실험 결과 콘크리트의 Fe 함유량이 높을수록 차폐율이 증가하였으며, Fe은 $^{56}Fe(n,\;2np)^{54}Mn$ 반응으로 인하여 종사자에게 미치는 영향 또한 같이 증가하였다. 하지만, 방사화로 생성된 핵종의 방사능은 매우 낮게 나타나 종사자들에게 미치는 영향은 매우 낮은 것으로 나타났다. 방사화된 콘크리트 해체 처분 시 방사능이 자체처분 한도 미만으로 일반폐기물로써 처리되어야 하며, $^{14}C$의 영향을 최소화하기 위해 매립이 아닌 도로 보수와 같은 표층에 재활용 되어야 할 것이다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제53권1호
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• pp.234-243
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• 2021

In the research or project planning for the decommissioning of a nuclear power plant, one of several preparations will be the establishment of a list of potential radionuclides to be considered at the time of characterization or final status surveys. Reliable data for selection of potential radionuclides during the transition period to prepare for decommissioning will depend heavily on historical data at the site or, where possible, sampling analysis. However, during the transition period, direct sampling can be challenging, depending on the circumstances of the site or national regulation. A methodology of selecting potential radionuclides for nuclear facility sites which largely consists of three major processes: production of initial list of radionuclides, selection of the insignificant radionuclide that will be eliminated, and consideration of site characterization or sampling. For developing a preliminary list of potential radionuclides for Kori Unit 1 decommissioning, the list of initial radionuclides was made referring to the technical documents applied at decommissioned NPPs in the U.S and additional reference materials applied until the operation of NPPs in Korea. For the screening of insignificant radionuclides, we applied criterion of less than 0.1% of the amount of radioactivity inventory and confirmed the dose fraction using the RESRAD code. The final suit of radionuclides was established, which should be supplemented by reflecting site characterization and sampling process in the future. Thus, the methodology and results for the selection of potential radionuclides suggested in this paper can give an insight as a future reference to deriving DCGLs in relation to site remediation of decommissioning nuclear plants.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제53권6호
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• pp.2019-2024
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• 2021

For evaluating the radiological safety of dismantled concrete, the process of disposal and recycling of the radioactive concrete generated during the dismantling of Kori Unit 1 is analyzed. Four scenarios are derived based on the analysis of the concrete recycling and disposal process, and the potential exposure to the workers and public during this process are calculated. VISIPLAN and RESRAD code are used for evaluating the dosages received by the workers and public in the following four scenarios: concrete inspection, transport of concrete by the truck driver, driving on a recycled concrete road, and public living near the landfilled concrete waste. Two worker exposure scenarios in the processing of concrete and two public exposure scenarios in recycling and disposal are considered; in all the scenarios, the exposure dose does not exceed the annual dose limit for each representative.

• 방사성폐기물학회지
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• 제20권1호
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• pp.13-22
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• 2022

The decommissioning of a nuclear power plant generates large amounts of radioactive waste, which is of several types. Radioactive concrete powder is classified as low-level waste, which can be disposed of in a landfill. However, its safe disposal in a landfill requires that it be immobilized by solidification using cement. Herein, a safety assessment on the disposal of solidified radioactive concrete powder waste in a conceptual landfill site is performed using RESRAD. Furthermore, sensitivity analyses of certain selected input parameters are conducted to investigate their impact on exposure doses. The exposure doses are estimated, and the relative impact of each pathway on them during the disposal of this waste is assessed. The results of this study can be used to obtain information for designing a landfill site for the safe disposal of low-level radioactive waste generated from the decommissioning of a nuclear power plant.

• 방사성폐기물학회지
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• 제7권1호
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• pp.39-47
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• 2009

국제원자력기구 (IAEA)가 주관하는 EMRAS (${\mathbf{\underline{E}}}nvironmental$ ${\mathbf{\underline{M}}}odeling$ for ${\mathbf{\underline{RA}}}diation$ ${\mathbf{\underline{S}}}afety$) 프로그램의 도시오염 평가분과에서 설계한 가상의 도심에서 방사능 분산장치의 폭발로 인한 피폭선량 결과비교에 국내모델 METRO-K의 계산결과가 참여하였다. 본 논문에서는 동 분과에서 수행된 수많은 계산결과 중에서 극히 일부분만을 집중적으로 논의하였다. 참가모델 (METRO-K, RESRAD-RDD, CPHR)이 수행한 예측결과의 차이는 다른 수학적 접근방식, 적용값, 평가자의 이해 등에 기인하였다. 비록 최종결과 (예로 영향을 주는 모든 오염표면으로부터 받게 되는 피폭선량률)는 유사할지 모르지만 오염표면 기여에 대한 이해등에 있어서는 큰 차이를 나타냈다. 이는 평가자가 경험한 사회적, 문화적 차이 뿐 아니라 방사능테러에 대한 정보와 이해 부족으로 판단된다. 따라서 이러한 정보가 부족한 상황에서는 평가자의 경험과 주관적 판단이 무엇보다 중요하다는 사실을 알 수 있었다. 방사능테러에 대한 약간의 추가적 정보를 획득할 수 있다면 METRO-K는 기존 모델을 확장하여 만일의 경우 도심에서 발생할 수 있을지 모르는 방사능테러에 따른 대응행위 결정지원에 충분히 활용할 수 있음을 EMRAS 프로그램을 통해 확인할 수 있었다.

• 방사선산업학회지
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• 제9권4호
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• pp.209-216
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• 2015

It has been about 5 years since the Fukushima nuclear power plant accident, which contaminated large area with radioactive materials. It is necessary to assess radiation dose to establish evacuation areas and to set decontamination goal for the large contaminated area. In this study, we assessed temporal trend of radiation dose to the public living in the large area contaminated with radioactive materials after the Fukushima nuclear power plant accident. The dose assessment was performed based on Chernobyl model and RESRAD model for two evacuation lift areas, Kawauchi and Naraha. It was reported that deposition densities in the areas were $4.3{\sim}96kBq\;m^{-2}$ for $^{134}Cs$, $1.4{\sim}300kBq\;m^{-2}$ for $^{137}Cs$, respectively. Radiation dose to the residents depended on radioactive cesium concentrations in the soil, ranging $0.11{\sim}2.4mSv\;y^{-1}$ at Kawauchi area and $0.69{\sim}1.1mSv\;y^{-1}$ at Naraha area in July 2014. The difference was less than 5% in radiation doses estimated by two different models. Radiation dose decreased with calendar time and the decreasing slope varied depending on dose assessment models. Based on the Chernobyl dosimetry model, radiation doses decreased with calendar time to about 65% level of the radiation dose in 2014 after 1 year, 11% level after 10 years, and 5.6% level after 30 years. RESRAD dosimetry model more slowly decreased radiation dose with time to about 85% level after 1 year, 40% level after 10 years, and 15% level after 30 years. The decrease of radiation dose can be mainly attributed into radioactive decays and environmental transport of the radioactive cesium. Only environmental transports of radioactive cesium without consideration of radioactive decays decreased radiation dose additionally 43% after 1 year, 72% after 3 years, 80% after 10 years, and 83% after 30 years. Radiation doses estimated with cesium concentration in the soil based on Chernobyl dosimetry model were compared with directly measured radiation doses. The estimated doses well agreed with the measurement data. This study results can be applied to radiation dose assessments at the contaminated area for radiation safety assurance or emergency preparedness.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제51권1호
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• pp.325-336
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• 2019

The activity concentrations of $^{226}Ra$, $^{232}Th$, and $^{40}K$ from 102 building materials samples were determined using a high-purity germanium (HPGe) detector. The activity concentrations were evaluated for possible radiological hazards to the human health. The excess lifetime cancer risks (ELCR) were also estimated, and the average values were recorded as $0.42{\pm}0.24{\times}10^{-3}$, $3.22{\pm}1.83{\times}10^{-3}$, and $3.65{\pm}1.85{\times}10^{-3}$ for outdoor, indoor, and total ELCR respectively. The activity concentrations were further subjected to RESRAD-BUILD computer code to evaluate the long-term radiation exposure to a dweller. The indoor doses were assessed from zero up to 70 years. The simulation results were $92{\pm}59$, $689{\pm}566$, and $782{\pm}569{\mu}Sv\;y^{-1}$ for indoor external, internal, and total effective dose equivalent (TEDE) respectively. The results reported were all below the recommended maximum values. Therefore, the radiological hazards attributed to building materials under study are negligible.