• Journal of Radiation Protection and Research
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• 제35권1호
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• pp.6-11
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• 2010

Embodying the safety of radioactive waste disposal requires the relevant safety criteria and the corresponding stylized methods to demonstrate its compliance with the criteria. This paper proposes a conceptual model of risk-based safety evaluation for integrating complex potential radiation exposure situations in radioactive waste disposal. For demonstrating compliance with a risk constraint, the approach deals with important exposure scenarios from the viewpoint of the receptor to estimate the resulting risk. For respective exposure situations, it considers the occurrence probabilities of the relevant exposure scenarios as their probability of giving rise to doses to estimate the total risk to a representative person by aggregating the respective risks. In this model, an exposure scenario is simply constructed with three components:radionuclide release, radionuclide migration and environment contamination, and interaction between the contaminated media and the receptor. A set of exposure scenarios and the representative person are established from reasonable combinations of the components, based on a balance of their occurrence probabilities and the consequences. In addition, the probability of an exposure scenario is estimated on the assumption that the initiating external factors influence release mechanisms and transport pathways, and its effect on the interaction between the environment and the receptor may be covered in terms of the representative person. This integrated approach enables a systematic risk assessment for complex exposure situations of radioactive waste disposal and facilitates the evaluation of compliance with risk constraints.

• 방사성폐기물학회지
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• 제21권4호
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• pp.451-463
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• 2023

With South Korea increasingly focusing on nuclear energy, the management of spent nuclear fuel has attracted considerable attention in South Korea. This study established a novel procedure for selecting safety-relevant radionuclides for long-term safety assessments of a deep geological repository in South Korea. Statistical evaluations were performed to identify the design basis reference spent nuclear fuels and evaluate the source term for up to one million years. Safety-relevant radionuclides were determined based on the half-life criteria, the projected activities for the design basis reference spent nuclear fuel, and the annual limit of ingestion set by the Nuclear Safety and Security Commission Notification No. 2019-10 without considering their chemical and hydrogeological properties. The proposed process was used to select 56 radionuclides, comprising 27 fission and activation products and 29 actinide nuclides. This study explains first the determination of the design basis reference spent nuclear fuels, followed by a comprehensive discussion on the selection criteria and methodology for safety-relevant radionuclides.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제49권8호
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• pp.1575-1588
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• 2017

In order to develop a domestic research roadmap for severe accidents, a special committee was established by the Korean Nuclear Society. One of the subcommittees discussed the characteristics and the relevant technical issues in the stages of fission product release and physical forms of radionuclide release and transport. The group members developed a tree to identify fission product release phenomena by tracing failures of individual defense-in-depth barriers and added possible countermeasures against failure. For each elemental issue, they searched for technical problems by examining the phenomena, accident management actions, and regulatory aspects relevant to the mitigation features for containment, including mitigation strategies against containment bypass accidents. Regulatory concerns, including the source term and the acceptance criteria for radionuclide release, were also considered. They identified further research needs regarding important technical issues based on the degree of the current knowledge level in Korea and in foreign countries, looking at the significance and urgency of issues and the expected research period required to reach an advanced level of knowledge. As a result, the group identified the 12 most important and urgent issues, most of which were expected to require mid-term and long-term research periods.

• 한국방사성폐기물학회:학술대회논문집
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• 한국방사성폐기물학회 2003년도 가을 학술논문집
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• pp.261-265
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• 2003

현행 중ㆍ저준위방사성폐기물 인도규정의 개정에 초점을 맞추어 국내 천층처분시설에 대한 폐기물 수용요건의 개발 및 이행 방안을 제시한다. 개정안은 방사성폐기물 세부분류, 표층처분 방사능농도제한, 핵종 inventory 평가 등에 관한 구체적인 기준을 담고 있으며, 그 이행을 위하여 처분전 폐기물관리, 처분시설 안전성평가, 처분시스템 등과의 합리적인 연계를 모색한다.

• 방사성폐기물학회지
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• 제12권3호
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• pp.217-233
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• 2014

생활주변방사선안전관리법 도입에 따라 재활용하지 못하는 공정부산물의 안전관리를 위해서는 방사선적 안전성 확보가 필수적이다. 이를 위해서 처분대상 공정부산물 특성화 자료 수집 및 분석, 처분방법과 처분시설의 조사 및 분석, 처분시설의 운영으로 인한 방사선적 안전성평가 방법론 정립과 도구 확보, 주요 입력자료들의 안전성에 미치는 영향 파악 등이 필요하다. 이를 통하여 매립과 같은 참조 처분방법을 선정하고 피폭선량과 인체보건 리스크 평가를 통하여 공정부산물 처분에 따른 방사선적 안전성 확보를 위한 절차 및 기준마련을 위한 기술적 근거를 확보할 필요가 있다. 본 연구에서는 공정부산물 처분방법과 공정부산물 처분시설에 대한 국내외 현황 조사 및 분석과 국내외 주요 산업별 처분대상 공정부산물 특성화 자료 수집 및 분석을 수행하였다. 이를 바탕으로 주요 공정부산물 특성에 따른 관리방안과 매립 처분시설에 대한 개념설계를 제안하였다. 또한, 공정부산물 처분시 대기확산에 의한 방사성핵종의 전이경로와 침출수 유출로 인한 방사성핵종의 전이경로 파악을 수행하고 적절한 코드를 선정하여 예제 평가를 수행함으로써 코드의 유용성을 확인하였다. 그리고 국내 대표 공정부산물인 비산재, 인산석고, 레드머드 특성화 자료를 이용하여 공정부산물 처분시 피폭선량 및 초과 암 리스크를 평가하고 분석하였다. 개념적 설계 예제에 대한 방사선적 안전성 평가 결과에 의하면 공정부산물 처분시 피폭선량 및 초과 암 리스크는 매우 낮은 값을 가지며 우려할 만한 방사선적 영향을 보이지는 않는다. 연구결과는 향후 생활방사선 안전관리를 위한 규제기술 개발에 활용 가능할 뿐만 아니라 생활주변방사선안전관리법 이행기술 기반 구축에 기여할 수 있을 것이다.

• 터널과지하공간
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• 제11권2호
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• pp.132-145
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• 2001

핵변환 후 영구 처분될 가압경수로 및 중수로용 사용후 핵연료에 대한 인간 생태계에 대한 영향을, 직접 처분하는 경우와 비교해 보았다. 심지층 처분된 용기에 저장된 사용후 핵연료로부터 유출된 방사성 핵종들이 공학적 방벽을거쳐 결정질 기반암 내 균열대를 통해 지하수의 흐름을 따라 이동하면서, 다양한 지질 및 암종을 거쳐 생태 환경으로 도달한다는 핵종 유출 시나리오 중 가장 보수적인 시나리오인 우물 시나리오에 대한 위해도를 평가하여 상대인 환경친화성을 정량적으로 제시하였다. 현재 국내에 가속기와 미임계형 원자로를 함께 사용하는 핵변환 시스템과 임계형 원자로와 같은 핵변환시스템이 개념적인 수준에서 개발되고 있어, 이 연구를 통해 향후 핵변환시스템 연구에서 요구되는 항목들도 기술적 개선, 경제성 제고, 환경 친화성, 그리고 수용성 측면에서 제시해 보았다.

• Journal of Radiation Protection and Research
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• 제33권3호
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• pp.105-112
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• 2008

감자의 재배기간 중에 침적된 방사성 핵종의 토양-작물체 전이계수($TF_a,\;m^2\;kg^{-1}$-fresh)를 측정하기 위하여 감자의 파종 2일전 및 생육 중 세 차례에 걸쳐 $^{54}Mn,\;^{60}Co,\;^{85}Sr,\;^{137}Cs$ 함유 용액을 재배상자의 토양표면에 처리하였다. 파종 전 처리에서는 핵종이 표토(pH 5.2의 양질사토)와 혼합되었다. 조사 부위는 잎, 줄기, 괴경껍질, 괴경육이었다. 파종 전 처리시 $^{54}Mn,\;^{60}Co,\;^{85}Sr,\;^{137}Cs$의 $TF_a$ 값은 작물체 부위에 따라 각각 $1.9{\times}10^{-4}{\sim}1.5{\times}10^{-2}$, $1.8{\times}10^{-4}{\sim}7.5{\times}10^{-4}$, $4.0{\times}10^{-4}{\sim}1.6{\times}10^{-2}$, $1.5{\times}10^{-4}{\sim}3.9{\times}10^{-4}$의 변이를 보였다. 생육 중 처리시 $TF_a$ 값은 파종 전 처리에 비해 대체로 수 배 정도 낮았다. $^{54}Mn,\;^{85}Sr,\;^{137}Cs$의 경우 생육초기 또는 중기 처리시 후기 처리보다 높았으나 $^{60}Co$의 경우 이와 반대였다. 부위 간에는 대체로 잎에서 가장 높았고 괴경육에서 가장 낮았다. 토양으로부터 네 부위로의 총 흡수율은 $0.05{\sim}3.16%$의 범위였다. 파종 전 처리 후 3년차 $^{54}Mn,\;^{60}Co,\;^{137}Cs$의 $TF_a$ 값은 부위에 따라 각각 1년차의 $11{\sim}25%$, $21{\sim}25%$, $38{\sim}67%$였다. 본 연구결과는 감자의 생육 중 방사성 핵종의 단기침적시 영향을 예측하거나 관련 모델의 검증에 활용할 수 있다.