• Journal of Radiation Protection and Research
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• 제33권2호
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• pp.67-76
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• 2008

본 연구에서는 국내 4개 원전 부지에서 가동 중인 20기에 대한 보건영향을 평가하였다. 이를 위해 국제원자력기구가 최근 개발하여 보급하고 있는 원전에 대한 평가도구인 '뉴크팩스(NukPacts) 모형'을 활용하였다. 국내 원전의 부지별 피폭 경로에 따른 중대 영향인자를 분석하고 보건영향 발생 빈도를 비교하며, 보건영향의 연간 피해비용을 산출하여 발전량당 피해비용을 유럽 국가의 산출 결과와 비교하였다. 동일 배출량 조건 하에서의 상대적 중요도, 피폭 경로의 상대적 중요도 및 연도별 경향 분석 등을 통해 부지별로 가장 크게 영향을 미치는 방사성물질을 분석하여 최소 비용으로 그 효과를 극대화할 수 있는 방안을 도출하였다. 주요 입력 파라미터의 변화에 따른 영향을 분석하기 위하여 인구 밀도, 유효 배출 고도 등에 대한 민감도 분석을 수행하였다.

• 방사성폐기물학회지
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• 제6권2호
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• pp.155-162
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• 2008

후행 핵연료주기 경제성 평가는 추정 비용의 불확실성, 평가 대상기간의 장기성, 적용 할인율에 따른 계산결과의 변동성 등 많은 불확실성을 내포하고 있기 때문에 평가기관 또는 평가자에 따라 그 결과가 서로 상이하다. 본고에서는 지금까지 수행 된 주요 경제성 평가 연구들을 조사/분석하여 그 특징과 한계를 알아봄으로써 현재 국내에서 추진되고 있는 사용후핵연료 공론화 및 후행 핵연료주기 정책 연구 추진에 기초자료로 활용될 수 있도록 하고자 하였다. 분석 결과 사용후핵연료 재활용 옵션에 비해 직접처분 옵션이 유리하나, 입력 자료로 사용된 파라미터 값에 따라 결과의 불확실성이 많이 나타나 이 부분에 대한 추가적인 연구가 필요하다는 사실을 알 수 있었다.

• 한국구조물진단유지관리공학회 논문집
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• 제23권1호
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• pp.163-170
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• 2019

최근 들어, 첨단산업의 발전으로 다양한 종류의 산업폐기물이 빠르게 발생하고 있다. 특히, 산업폐기물 중 중금속을 함유한 고밀도의 폐 브라운관 유리는 재처리 비용과 환경오염 문제로 인해 전량 매립 처분되고 있다. 따라서 이러한 폐자원을 재활용하기 위한 기초 연구가 필요한 실정이다. 이에 본 연구에서는 중금속이 함유된 CRT 폐유리를 잔골재로 대체한 모르타르 시험체의 기초 물성과 방사선 차폐 성능을 분석하여 차폐 재료로의 활용성을 평가하였다. 연구 결과에 따르면 중금속을 함유한 CRT 폐유리를 잔골재로 대체한 시험체의 겉보기 밀도가 상승하였으며, 압축강도와 휨강도는 저하되는 현상을 나타냈다. 또한, 납 성분이 다량 함유된 폐유리 대체 시험체는 일반 모르타르 시험체보다 저에너지의 차폐 성능이 상승하는 효과를 보였으며, $122KeV{\cdot}^{57}Co$ 방사선원에 대해서는 일반 모르타르 시험체보다 2.5배 높은 선형감쇠계수를 나타냈다.

• 한국방사선학회논문지
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• 제15권1호
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• pp.37-43
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• 2021

국내에는 다수의 원자력시설이 존재하며, 지리적으로 비핵화 대상국인 북한을 주변국으로 두고 있다. 변화하는 국제 정세에 따른 선제적 대응으로 대상시설에 대한 핵감식 데이터를 구축할 필요가 있다. 이를 위해 국내 원자력시설 및 핵연료 주기를 고려하여 핵물질 및 기타 방사성물질의 기원 또는 출처를 파악하는데 사용되는 표지물질을 제시하였다. 국내에서는 경수로 및 중수로를 운용하고 있으며 각각 핵연료로 농축 우라늄과 천연우라늄을 사용한다. 국내 선행핵연료주기에서 표지물질은 중수로형 원자력발전소의 연료인 천연우라늄과 우라늄 농축과정의 UF6으로 생각할 수 있다. 국내 후행핵연료주기는 재처리 과정을 제외된 비순환 주기를 채택하고 있어 주요 표지물질은 사용후핵연료가 된다. 해당 물질들에 대해 IAEA 문헌에서 권고하는 표지물질의 시그니처 중요도를 판단하고 조사 항목을 제시하였다. 향후 핵감식에서 핵물질 관리에 대한 무결성 입증과 국가 핵감식 역량을 높이기 위한 핵감식 라이브러리 구축을 위해 국내 원자력시설과 핵연료주기를 고려한 표지물질을 파악하고 해당물질 별 시그니처 데이터를 확보해야 할 것으로 생각된다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제54권12호
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• pp.4660-4670
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• 2022

Hydroxyurea (HU) is a novel salt-free reductant used potentially for the separation of U/Pu in the advanced PUREX process. In this work, the radiation stability of HU were systematically investigated in solution by examining the effects of the type of rays (α, β, and γ irradiations), the absorbed dose (10-50 kGy), and the HNO₃ concentration (0-3 mol L^-1). The influence degree on HU radiolysis rates followed the order of the absorbed dose > the ray type > the HNO₃ concentration, but the latter two had moderate effects on HU radiolysis products where NH₄⁺ and NO₂^- were found to be the most abundant ones, suggesting that the differences of α, β, and γ rays should be considered in the study of irradiation effects. The radiolysis mechanism was explored using density functional theory (DFT) calculations, and it proposed the dominant radiolysis paths of HU, indicating that the radiolysis of HU was mainly a free radical reaction among ·H, e_aq^-, H₂O, intermediates, and the radiolytic free radical fragments of HU. The results reported here provide valuable insights into the mechanistic understanding of HU radiolysis under α, β, and γ irradiations and reliable data support for the application of HU in the reprocessing of spent fuel.

• 대한원격탐사학회지
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• 제39권6_2호
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• pp.1529-1539
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• 2023

바다의 색을 관측하여 해양환경을 관측하는 천리안 해양위성 2호(Geostationary Ocean Color Imager-II, GOCI-II)의 자료는 지상국 시스템에서 다양한 보정과정을 거쳐 Raw~Level 2 (L2)로 생산되는데, 각 처리 단계에서 발생하는 품질 정확도는 단계별로 누적되어 위성자료의 오차가 점차 증폭된다. 이에 GOCI-II의 Level-1A/B (L1A/B) 자료에서 발생할 수 있는 광학적 품질 및 위치보정 성능 오차를 측정할 수 있도록 GOCI-II 지상국 시스템을 개선하였다. 신규로 구축된 광학적 품질 및 위치보정 성능 평가 모듈(Radiometric and Geometric Performance Assessment Module, RGPAM)은 시험 운영을 통해 성능 측정, 측정 결과의 표출 및 저장 등 기능들이 정상 운영됨을 확인하였다. RGPAM을 통해 측정된 성능들은 향후 GOCI-II 검출기의 감도 저하에 따른 실시간 복사보정 모델 개선, 위성 L1A/B 자료의 품질 일관성 확인 및 이슈사항에 대한 재보정 방안 마련을 위한 기초자료로 활용될 수 있을 것으로 기대한다.

• 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.

• Journal of Radiation Protection and Research
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• 제41권1호
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• pp.31-39
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• 2016

연구배경: 우리나라를 포함한 중국, 대만, 북한, 일본 등에서 원전, 재처리시설과 같은 원자력시설의 증가에 따라 주변국 핵활동 분석의 종합적 대책이 필요하다. 우리나라와 포괄적핵실험금지조약기구(Comprehensive Nuclear-Test-Ban Treaty Organization, CTBTO)는 동북아시아 지역에서 핵종 탐지소를 운영 중으로, 핵종탐지 장비에서 특이 값 측정시 모니터링 자료의 분석과 더불어 배출원 탐색모델을 이용하여 핵종의 기원이 어디인지 추정하고 평가하는 것은 주변국 핵활동에 대한 감시 및 안전성 확보 측면에서 중요하다. 재료 및 방법: 주변국의 은밀한 핵활동 시 방사성핵종의 기원을 추정하기 위하여 3차원 전진/후진형 궤적모델을 개발하였다. 개발된 궤적모델은 궤적 미분방정식을 유한차분법을 이용한 방법으로 주어진 바람자료를 이용하여 방사성핵종의 방출지점으로부터 입자의 궤적을 순차적으로 찾아가는 전진형 모델과 시간 역산으로 방출기원을 추정하는 후진형 모델로 구성되었다. 결과 및 논의: 개발된 궤적모델의 검증을 위하여 체르노빌 사고 당시 측정된 농도자료를 이용하였다. 검증결과 관측지점의 농도가 높게 측정된 지점과 방출기원에서 가까운 지역으로부터 시간 역산의 방출지점을 추정한 결과의 정확도가 높았다. 3차원 궤적모델은 방출시간, 방출높이, 방출간격 등의 변수에 의해 계산결과가 달라지는 불확도를 내포하고 있는데, 이러한 궤적모델의 불확도를 최소화하기 위해 한국원자력연구원에서 개발한 대기확산모델(long-range accident dose assessment system, LADAS)를 이용하여 fields of regards (FOR) 기법에 의해 오염물 방출영역을 추정한바 신뢰성 있는 결과를 얻었다. 결론: 본 연구를 통하여 개발된 배출원 탐색모델은 주변국의 은밀한 핵활동 시 핵종 탐지장비와 연계하여 방사성핵종의 방출지역과 기원을 파악하여 우리나라의 핵종탐지 능력을 향상하고 핵활동 및 방사선 안전 분야에서 주도적 역할을 할 수 있을 것으로 생각된다.

• 한국전통조경학회지
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• 제34권1호
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• pp.71-82
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• 2016

문헌고찰과 현지조사를 통해 김천 방초정의 입지, 누정과 지당의 조형성 그리고 누정제영시의 경관의미 등 정원의장적 특질을 추적한 결과는 다음과 같다. 첫째, 방초정이 입지한 원터마을은 금잠낙지형(金簪落地形) 또는 연화부수형(蓮花浮水形)의 풍수형국으로, 방초정은 소통과 교유문화의 거점공간으로 자리 잡아 왔다. 연안이씨(延安李氏)의 본제(本第) 정양공종택(靖襄公宗宅)과 약 150m 이격된 누정형 별서 방초정의 당호 '방초'에는 "향긋한 풀이 무성한, 앵무가 사는 곳을 희구하겠다"라는 군자(君子)의 지조가 새겨져 있다. 둘째, 중앙 온돌방에 사방분합문을 달고 마루를 가설한 누각형 구조의 방초정은 열린 경관을 추구한 적극적 조망의지 뿐 아니라 "가례증해(家禮增解)" 간행 등 공적 용도의 공간성 또한 주목된다. 셋째, '최씨담(崔氏潭)'은 현존하는 국내 지당 중 전형적 '방지쌍원도(方池雙圓島)'를 갖는 유일한 정원유구로, 지당 내 공존하는 두 개의 섬은 주종(主從) 간의 의리와 부부애를 형상화한 정원시설일 뿐 아니라, 3개소의 입수구와 감천으로 향한 1개의 출수구는 저류 및 생태적 재처리 등 마을방죽으로서의 기능을 수행하는 최적합화된 정원의장이다. 넷째, "방초정8영(芳草亭八詠)"과 이를 확대 재생산한 "방초정10경(芳草亭十景)"에서는 방초정을 중심으로 김천과 구성면의 자연 및 취락의 목가적 전원경(田園景)이 적극적으로 묘사되고 있다. 방초정 집경시는 사계사시(四季四時)와 기상현상 및 팔방(八方)을 고려한 경물포치를 통해 방초정과 원터마을을 소우주의 중심으로 삼고자 하였다. 이는 지역의 거점 문화공간으로서 방초정별서명승에 대한 경관인식의 현현(顯現)이다.

• 자원환경지질
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• 제37권3호
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• pp.303-309
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• 2004

Gd-Ti-O 및 Gd-Zr-O계에서의 파이로클로어 (Gd$_2$Ti$_2$$O_7$및 Gd$_2$Zr$_2$$O_7$)는 장주기 방사성 폐기물인 악티나이드 원소들을 고정화시킬 수 있는 물질로써 잘 알려져 있다. 따라서 본 연구에서는 소결법에 의해 이들을 합성하여, 상평형 관계 및 특성을 연구하였다. 혼합된 시료는 상온에서 200-400kgf/$cm^2$의 압력으로 성형한 후, 1000-1$600^{\circ}C$ 범위에서 소결온도 및 분위기를 변화시키면서 소결하였다. 합성된 시료는 XRD 및 SEM/EDS를 사용하여 상분석 및 화학조성을 분석하였다. 실험결과, Gd$_2$Ti$_2$$O_7$의 최적 합성조건은 140$0^{\circ}C$/0.5 hrs, 130$0^{\circ}C$/3 hrs 및 120$0^{\circ}C$/20 hrs였고, 이때의 화학조성은 $Gd_{2.0-2.1}$$Ti_{1.9-2.0}$$O_7$으로 소결온도 및 분위기와 무관하게 화학양론적 조성에 근접하였다. $Gd_{2}$$Zr_{2}$$O_7$의 최적 합성조건은 155$0^{\circ}C$/40 hrs 및 1$600^{\circ}C$/30 hrs였으나 화학조성은 $Gd_{1.5-2.4}$$Zr_{1.7-2.4}$$O_7$로 매우 불균질 하였다. 이 같은 불균질성은 본 연구의 최장 소결시간이었던 40시간에서 조차 평형을 이루지 못할 정도로 Gd$_2$Zr$_2$$O_7$의 생성속도가 매우 낮음을 지시하고 있다.