• 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.

• 지질공학
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• 제33권4호
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• pp.725-736
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• 2023

고준위방사성폐기물 심층처분시설의 안전목표치에 대한 부합성을 판단하기 위해서는 처분시스템의 시간적 변화에 따른 불확실성을 고려해야 한다. 이에 따라 심층처분시설의 폐쇄 이후 장기진화 특성에 대한 종합적 검토 및 분석을 통해 다중방벽 및 생태계에 미치는 영향을 규명해야 한다. 이에 본 논문에서는 우선적으로 핀란드의 심층처분시설에 대한 운영허가 신청과정에서 처분시스템 장기 성능평가의 일환으로 검토된 폐쇄 초기단계 진화 특성을 분석하였다. 또한, 이를 토대로 공학적방벽 성능평가를 위해 고려되어야 하는 장기진화 현상 및 발생요인을 종합하여 한국형 고준위방폐물 심층처분시스템 개발 시 중요도(안)를 도출하였다. 이러한 결과는 향후 한국형 고준위방폐물 심층처분시설 개발을 위한 성능 평가 및 안전성 평가 수행과정에서 기술적 근거자료로 활용할 수 있을 것으로 예상된다. 단, 각 특성에 대한 보다 세부적인 현상학적 검토 및 평가를 위해서는 최종 처분부지 특성 및 시설 고유 설계자료 등을 확보하여 그 영향을 사전에 검토해야 한다.

• 방사성폐기물학회지
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• 제6권4호
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• pp.357-368
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• 2008

국내 최초의 중 저준위 방사성폐기물 처분시설에 대한 건설 운영허가가 지난 2008년 7월 31일 발급되었다. 이 논문에서는 중 저준위 방사성폐기물 처분시설에 대한 국내 기본 규제체계, 규제요건 및 기술기준을 제시하고, 동 시설의 안전성 확인을 위해 실제 적용된 안전심사수행절차를 주요 단계별로 기술하였다. 원자력법은 부지선정, 설계, 건설, 운영, 폐쇄 및 제도적관리 등 중 저준위 방사성폐기물 처분시설의 전과정에 대한 단계별 안전규제체계를 규정하고 있으며, 하위 법령과 교육과학기술부고시 등은 관련 세부 규제요건 및 기술기준을 규정하고 있다. 한국원자력안전기술원은 원자력관계법령에 근거한 교육과학기술부의 위탁에 따라 처분시설에 대한 안전심사를 수행하였으며, 부지 및 구조안전성, 방사선환경 영향, 운영 안전성, 계통 및 설비의 안전성, 품질보증, 종합안전성평가 등 세부 기술 분야별 적합성을 종합적으로 검토하였다. 전체 안전심사 과정은 사전준비단계, 초기심사단계, 본심사단계, 완료단계 등으로 구분할 수 있으며, 한국원자력안전기술원의 심사결과는 원자력안전전문위원회 5개 전문분과의 심의를 거쳐 교육과학기술부에 보고되었고, 교육과학기술부는 원자력안전위원회의 최종 심의를 통해 처분시설에 대한 건설 운영허가를 발급하였다. 이후 처분시설의 안전성은 원자력관계법령에 규정된 일련의 규제검사 및 심사를 통해 확인될 것이며, 건설 운영자의 지속적인 안전성증진계획 이행을 통해 장기적인 안전성 증진과 안전사례에 대한 신뢰구축이 가능할 것이다.

• 한국방사성폐기물학회:학술대회논문집
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• 한국방사성폐기물학회 2005년도 Proceedings of The 6th korea-china joint workshop on nuclear waste management
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• pp.245-252
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• 2005

An underground research facility (KURF) is under construction at KAERI for the in situ studies related to the validation of a HLW disposal system. For the safe construction and long-term researches at KURF, mechanical stability of the facility should be evaluated. In this study, 3D mechanical stability analysis using the rock mass properties determined from various in situ as well as laboratory tests was carried out. From the analysis, it was possible to predict the rock deformation, stress concentration, and plastic zone developed before and after the excavation. A test blasting was performed to characterize the site dependent dynamic response, which can be used for the prediction of the blasting impact on the facilities in KAERI.

• 한국방사성폐기물학회:학술대회논문집
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• 한국방사성폐기물학회 2003년도 가을 학술논문집
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• pp.401-405
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• 2003

The Advanced Spent Fuel Conditioning Process (ACP) have been developed at the Korea Atomic Energy Research Institute (KAERI) as an alternative for the effective conditioning of spent fuel far long-term storage or/and eventual disposal. This paper addresses the safeguardability of a pilot-scaled ACP facility and its sensitivity analysis. For this, a conceptual process and its material flow are analyzed using experiences from conventional fuel cycles, and measurement methods and their uncertainties are assumed for calculating MUF (Material Uncounted For) standards deviation (SD), We concluded from the preliminary analysis of the MUF SD that the pilot-scaled ACP facility with capacity of 30 MTHM/year can meet the International Atomic Energy Agency (IAEA) safeguards goals.

• 방사성폐기물학회지
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• 제11권4호
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• pp.311-324
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• 2013

우리나라 중저준위 방사성폐기물 최종 처분시설인 월성원자력환경관리센터의 폐쇄 후 안전평가 컴퓨터 프로그램의 신뢰성 확보를 위해 MASCOT와 검증프로그램으로 SAFE-ROCK와 GOLDSIM을 선정하여 정상시나리오에 대하여 안전평가를 수행하였다. 각 프로그램의 장단점을 비교/분석하였으며, 각 프로그램 별 구획 간의 선량 및 누출량을 평가하였다. 그 중 방사성핵종 $^{129}I$와 $^3H$가 MASCOT와 SAFE-ROCK 프로그램에서는 비슷한 경향을 보여주었지만, GOLDSIM 프로그램에서는 상이한 결과를 나타냈다. 이는 각 프로그램의 근계지역 내 핵종이동방정식의 해석과정의 차이와 개별 프로그램의 한계로 인해 다른 결과값을 보여주는 것으로 분석되었다. GOLDSIM 프로그램의 경우, 선원항 구획에서 초기 핵종누출량은 time-scale에 민감하게 반응한다는 사실도 확인할 수 있었다. 안전평가 프로그램은 처분환경에서 발생하는 핵종거동 및 이동에 대한 실제현상을 예측하기 위해 모델링을 거치지만, 전산프로그램의 특성과 실제현상에 대한 데이터가 제한적이므로 결과에 차이가 발생하게 된다. 이러한 차이점은 다양한 프로그램을 이용한 결과와 상호비교를 통해 알아내며 그 원인을 지속적으로 분석하는 연구개발과정을 필요로 하고 있다.

• 방사성폐기물학회지
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• 제20권4호
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• pp.489-500
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• 2022

The decommissioning of nuclear facilities produces various types of radiologically contaminated waste. In addition, dismantlement activities, including cutting, packing, and clean-up at the facility site, result in secondary radioactive waste such as filters, resin, plastic, and clothing. Determining of the radionuclide content of this waste is an important step for the determination of a suitable management strategy including classification and disposal. In this work, we radiochemically characterized the radionuclide activities of filters used during the decommissioning of Korea Research Reactors (KRRs) 1 and 2. The results indicate that the filter samples contained mainly ³H (500-3,600 Bq·g^-1), ¹⁴C (7.5-29 Bq·g^-1), ⁵⁵Fe (1.1- 7.1 Bq·g^-1), ⁵⁹Ni (0.60-1.0 Bq·g^-1), ⁶⁰Co (0.74-70 Bq·g^-1), ⁶³Ni (0.60-94 Bq·g^-1), ⁹⁰Sr (0.25-5.0 Bq·g^-1), ¹³⁷Cs (0.64-8.7 Bq·g^-1), and ¹⁵²Eu (0.19-2.9) Bq·g^-1. In addition, the gross alpha radioactivity of the samples was measured to be between 0.32-1.1 Bq·g^-1. The radionuclide concentrations were below the concentration limit stated in the low- and intermediatelevel waste acceptance criteria of the Nuclear Safety and Security Commission, and used for the disposal of the KRRs waste drums to a repository site.

• 시스템엔지니어링학술지
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• 제17권1호
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• pp.85-96
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• 2021

Radioactive mixed waste (RMW) means waste mixed with radioactive substances and hazardous substances. In Korea, there are definitions and disposal restrictions on RMW in the Nuclear Safety Management Act, but it is difficult to apply because the contents are insufficient, so this paper proposed applicable management standards. The main RMW generated from nuclear power plants is waste oil, waste asbestos, PCB, and waste fluorescent liquid, and their radiation characteristics are mostly at very low levels and some are estimated at low levels. In addition to nuclear power plants, RMW also occurs in research institutes, industries, and hospitals. The acceptance criteria of all disposal facilities in the world basically prohibit disposal of RMW unless the hazardous substances of RMW are removed or mitigated below the standard value. Cases in Korea, the United States, Japan and Europe were reviewed to propose the RMW management standards in Korea. With reference to the results of the above review, this paper clearly defined RMW and proposed detailed management standards for the separation, storage, treatment and disposal of hazardous substances by applying the Waste Control Act. It also mentioned legislation of management standards, regulatory methods, and acceptance criteria of disposal facility operator.

• 방사성폐기물학회지
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• 제10권3호
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• pp.219-228
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• 2012

우리나라에서의 고준위폐기물 처분을 위한 연구는 1997년부터 시작하였으며, 국내에서 발생하는 경수로 사용후핵연료와 중수로 사용후핵연료를 처분대상으로 하여 2006년도에는 한국형 사용후핵연료 기준처분시스템(KRS) 개발을 완료하였다. 이후, 경수로 사용후핵연료로부터 재활용 가능물질을 회수하는 재순환주기를 고려하여 재활용을 위한 파이로공정 연구를 수행하고 있어, 이 공정으로부터 발생하는 고준위폐기물에 대한 처분연구를 수행하고 있다. 본 논문에서는 심지층 처분시스템 개념설정에 중요한 인자인 파이로공정으로부터 발생하는 처분대상 폐기물인 세라믹고화 폐기물과 금속폐기물에 대한 특성분석 결과와 폐기물별로 특성에 적합한 처분용기 개념을 기술하였다. 이를 바탕으로 처분대상 폐기물에서 발생하는 붕괴열의 특성을 고려한 열해석을 통하여 지하처분시설에서의 처분용기 간격과 처분동굴 간격을 결정하고, 이를 반영하여 심지층 처분 시스템(A-KRS) 개념을 도출하였다. 이렇게 도출된 처분시스템 입지를 검토하기 위하여 KURT 시설 부지를 대상으로 가상부지로 설정하고, 가상 부지에 대한 지질 및 수리특성을 이용하여 최적의 배치(안)을 제시하였다. 본 연구의 결과는 추후 실제 부지특성자료와 연계하여 처분장 설계 및 처분안전성 평가에 입력자료로 활용될 것이다.

• 방사성폐기물학회지
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• 제18권4호
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• pp.517-536
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• 2020

The radionuclide inventory in radioactive waste from nuclear power plants should be determined to secure the safety of final repositories. As an alternative to time-consuming, labor-intensive, and destructive radiochemical analysis, the indirect scaling factor (SF) method has been used to determine the concentrations of difficult-to-measure radionuclides. Despite its long history, the original SF methodology remains almost unchanged and now needs to be improved for advanced SF implementation. Intense public attention and interest have been strongly directed to the reliability of the procedures and data regarding repository safety since the first operation of the low- and intermediate-level radioactive waste disposal facility in Gyeongju, Korea. In this review, statistical methodologies for SF implementation are described and evaluated to achieve reasonable and advanced decision-making. The first part of this review begins with an overview of the current status of the scaling factor method and global experiences, including some specific statistical issues associated with SF implementation. In addition, this review aims to extend the applicability of SF to the characterization of large quantities of waste from the decommissioning of nuclear facilities.