• 한국터널지하공간학회 논문집
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• 제24권2호
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• pp.153-170
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• 2022

워터젯은 콘크리트와 암석 절삭에 적합하며 소음과 진동이 적어 도심지 시공에 널리 활용되는 기술이다. 최근 한국원자력연구원은 처분터널 내 공학적방벽의 열-수리-역학적 복합거동 현장시험의 콘크리트 플러그를 교란 및 손상 없이 해체하기 위해 연마재 워터젯 기술을 채택 및 적용하였다. 본 연구에서는 플러그 해체를 통한 연마재 워터젯의 터널 내 적용성을 평가하였고, 절삭 결과를 개발된 절삭 모델 결과와 비교하였다. 현장 적용성에 관해서는, 워터젯 활용은 경로선택이 용이하였으며 주변부의 추가적인 교란을 발생시키지 않았다. 펌프의 소음은 공회전 시 64.9 dB로 국내 생활소음·진동의 규제기준을 만족하였으나 공중 분사 및 절삭 시에는 터널 내에서 측정되어 그 기준을 상회한 것으로 나타났다. 절삭 모델 검증을 위해 연마재 워터젯의 반복 절삭, 유량, 연마재 투입량 및 이격거리를 주요 변수로 선정하였고 절삭 모델로 계산된 절삭 부피와 측정된 부피의 오차는 1회 절삭 시 12~13%, 2회 절삭 시 16%를 보였다. 절삭 깊이와 폭은 이격거리에 큰 영향을 받았으며, 이격거리가 작을수록 오차가 감소하는 경향을 보였다.

• 터널과지하공간
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• 제33권5호
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• pp.348-372
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• 2023

고심도 균열암반대수층 환경에서 주로 수행되는 방사성폐기물 처분사업과 관련하여, 부지적합성 및 운영 시 안정성 평가를 평가하는데 있어 해당 대상 부지의 수리지질특성 평가는 필수적이다. 이러한 심부 수리지질 특성평가에 사용되는 인자 자료는 대상 부지에 굴착된 시추공을 이용한 원위치 수리시험을 통해 얻어지는데, 이 때 조사 결과의 정확도와 신뢰성은 적합한 시험방법의 선택, 조사 시스템의 성능, 조사절차의 표준화와 직접적으로 연결된다. 본 보고에서는 심부 암반대수층의 핵심 수리지질 평가인자인 수리전도도와 저류계수를 구하기 위한 대표적인 시험법인 정압주입시험의 상세조사절차를 소개하였다. 본 보고는 2022년도에 제안한 암반공학회 정압주입시험 관련 표준시험법 자료를 보완하여 구체화 하였으며, 본 조사절차가 실제 적용된 화산암 지역 시추공 현장적용 사례도 함께 소개하였다.

• 터널과지하공간
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• 제33권6호
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• pp.435-444
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• 2023

핀란드에서는 고준위방사성폐기물 심층처분시스템 공학적방벽의 구성요소인 뒤채움재에 대해 기존 건설허가 신청 시 적용한 블록/펠렛 방식을 과립형 방식으로 변경하여 운영허가를 신청한 바 있다. 이에 따라 뒤채움에 대한 설계개념 수립을 위해 기존 뒤채움 방식의 문제점 및 대안 설계의 개선점을 확인하여 국내 적용성을 검토할 필요가 있다. 이에 본 논문에서는 우선적으로 핀란드 심층처분시설 인허가 과정에서 처분터널 뒤채움 방식 변경과 관련하여 수행된 주요 연구사례를 검토하여 블록/펠렛 뒤채움 방식 적용 시 예상되는 문제점을 확인하였다. 또한, 이를 바탕으로 뒤채움 방식에 대해 기술적 및 운영적 측면에서 고려되어야 하는 요소항목을 도출한 후 2가지 방식에 대한 비교·평가를 수행하여 설계 변경의 종합적 우위성을 규명하였다. 이와 같은 결과는 향후 국내 고유 심층처분시설 개발과정에서 최적 설계안을 도출하기 위한 기술적 근거자료로 활용할 수 있을 것으로 예상된다. 단, 뒤채움 방식 선정을 위해 필수적으로 고려되어야 하는 세부 요소항목에 대해 추가 기술자료를 확보하여 적용 가능성을 사전에 검토해야 한다.

• 방사선산업학회지
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• 제17권1호
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• pp.33-44
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• 2023

The deep geological repository of high-level radioactive waste shall be designed to meet the safety objective set in the form of radiation dose or corresponding risk to protect human and the environment from radiation exposure. Engineering feasibility and conformity with the safety objective of the facility conceptual design can be demonstrated by comparing the assessment result using the computational model for scenario(s) describing the radionuclide release and transport from repository to biosphere system. In this study, as the preliminary study for developing the high-level radioactive waste disposal facility in Korea, we reviewed and analyzed the entire list of FEPs and how to handle each FEP from a general point of view, which are selected for the geosphere region in the radiological safety assessment performed for the license application of the KBS-3 type deep geological repository in Finland and Sweden. In Finland, five FEPs (i.e., stress redistribution, creep, stress redistribution, erosion and sedimentation in fractures, methane hydrate formation, and salt exclusion) were excluded or ignored in the radionuclide release and transport assessment. And, in Sweden, six FEPs (i.e., creep, surface weathering and erosion, erosion/sedimentation in fractures, methane hydrate formation, radiation effects (rock and grout), and earth current) were not considered for all time frames and earthquake out of a total of 25 FEPs for the geosphere. Based on these results, an FEP list (draft) for the geosphere was derived, and the relative importance of each item was evaluated for conducting the radiological safety assessment of the domestic deep geological disposal facility. Since most of information on the disposal facility in Korea has not been determined as of now, it is judged that all FEP items presented in Table 3 should be considered for the radiological safety assessment, and the relative importance derived from this study can be used in determining whether to apply each item in the future.

• 환경영향평가
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• 제21권5호
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• pp.725-734
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• 2012

The outbreak of foot and mouth disease in November 2010 raised many social, economic and environmental issues and water contaminations by leachate from carcass disposal sites particularly emerged as a serious concern. In oder to efficiently handle these problems, a critical method is required to transport leachate to livestock manure and sewage treatment plants and purify it. This study aims to present the best applicable method to transport leachate from carcass disposal sites into livestock manure and sewage treatment facilities. We investigated the biological and chemical characteristics such as BOD, COD, SS, TN, TP and Total coliforms. Current conjugated treatments in livestock manure and sewage treatment plants was studied by surveying the operations of those facilities. The NIER-MASS(National Institute of Environmental Research - Mass Balance Evaluation System of Sewage Treatment Facilities) program was applied to present the best conjugated treatment method through estimating the maximum daily load to meet the water quality standards in effluent.

• Journal of Radiation Protection and Research
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• 제27권2호
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• pp.111-120
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• 2002

IAEA가 제시한 중 저준위 방사성폐기물 천층처분시설 기준 안전성평가 사례에 대해 MASCOT 프로그램을 이용하여 안전성평가를 수행하였다. 이를 위해 기준시나리오에 대한 개념 모델을 개발하였다. 지질계와 생태계의 연결매체인 우물을 동한 지하수 이동경로에 대한 평가를 수행하였고 생태계 모델에서는 구획모델을 적용하여 인간활동을 통한 최종 방사선적 영향을 평가하였으며, 다른 평가 결과와의 비교를 통해 기준시나리오에 대한 개념모델의 적합성을 조사하였다. 본 연구 결과는 구획모델을 이용한 지하수 유동경로에 대한 대표적인 개념모델을 총체적인 처분시스템의 안전성평가에 만족스럽게 이용할 수 있다는 것을 보여주었다. 또한 MASCOT 프로그램을 이용하여 복잡하고 다양한 이동경로를 통한 천층처분시설의 방사선적 안전성평가가 가능함을 보였다.

• 방사성폐기물학회지
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• 제3권4호
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• pp.279-291
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• 2005

중저준위 방사성폐기물 천층처분시설의 처분덮개설계 및 성능평가를 위해 국내 역사시대 고분연구를 수행하였다. 처분덮개 성능과 관련된 국내외 연구현황을 조사하고 삼국시대 고분을 중심으로 봉분의 층상특성을 정리하였다. 국내 고분에 대한 봉토의 시료채취와 시료에 대한 수리전도도 측정 및 분석을 실시하였다. 고분에 대한 자연유사 연구에서 발굴조사보고서 상에 제시된 봉토의 유사판축기법의 적용, 모세관 방벽현상과 배수로를 이용한 봉분 내 습도조절 여부를 천층처분 시설설계에 활용할 수 있을 것으로 판단된다. 향후 국내 고분발굴현장이 있을 때 현장을 방문하여 필요한 자료수집과 더불어 원자력분야의 관심사와 필요사항에 대하여 국내 고고학계와의 정보교환이 이루어져야 할 것으로 판단된다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제43권6호
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• pp.583-592
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• 2011

The radiological characteristics for waste classification were assessed for neutron-activated decommissioning wastes from a CANDU reactor. The MCNP/ORIGEN2 code system was used for the source term analysis. The neutron flux and activation cross-section library for each structural component generated by MCNP simulation were used in the radionuclide buildup calculation in ORIGEN2. The specific activities of the relevant radionuclides in the activated metal waste were compared with the specified limits of the specific activities listed in the Korean standard and 10 CFR 61. The time-average full-core model of Wolsong Unit 1 was used as the neutron source for activation of in-core and ex-core structural components. The approximated levels of the neutron flux and cross-section, irradiated fuel composition, and a geometry simplification revealing good reliability in a previous study were used in the source term calculation as well. The results revealed the radioactivity, decay heat, hazard index, mass, and solid volume for the activated decommissioning waste to be $1.04{\times}10^{16}$ Bq, $2.09{\times}10^3$ W, $5.31{\times}10^{14}\;m^3$-water, $4.69{\times}10^5$ kg, and $7.38{\times}10^1\;m^3$, respectively. According to both Korean and US standards, the activated waste of the pressure tubes, calandria tubes, reactivity devices, and reactivity device supporters was greater than Class C, which should be disposed of in a deep geological disposal repository, whereas the side structural components were classified as low- and intermediate-level waste, which can be disposed of in a land disposal repository. Finally, this study confirmed that, regardless of the cooling time of the waste, 15% of the decommissioning waste cannot be disposed of in a land disposal repository. It is expected that the source terms and waste classification evaluated through this study can be widely used to establish a decommissioning/disposal strategy and fuel cycle analysis for CANDU reactors.

• 한국의학물리학회지:의학물리
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• 제31권4호
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• pp.194-204
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• 2020

This study investigated and analyzed the Korean and international status of radioactive waste management for medical linear accelerators (linacs) and proceed prior research to suggest radiation safety regulations and guidelines for the safe use of radiation. We analyzed the number of linacs installed in the radiation oncology departments of 103 institutions. In addition, we analyzed the procedures and standards for disposal in Korea and foreign countries. For foreign countries, we analyzed the status based on reports from the United States, Japan, Europe, and Canada. A total of 182 linacs are installed in Korea and 95% of them use more than 10 MV of energy. In Korea, standards for managing radioactive waste from a linac, disposal procedures, and clearance criteria have yet to be established. Therefore, radioactive waste is disposed of in different ways depending on the hospitals where they originate. Japan, the US, and Canada have recommended clearance levels and procedures for linacs. Other countries have provided management guidelines for research or large-scale accelerators, but not for medical purposes. In this study, we investigated the management of radioactive waste from medical linacs in Korea and abroad. Several foreign countries have suggested a clearance level and criteria for disposing of waste storage drums. For the safe management of medical linacs, it is necessary to establish safety management regulations. In Korea, standards for disposal, such as radiation or dose limits, are required for medical linacs. A system for clearance when disposing at a medical institution should be created.

• 방사성폐기물학회지
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• 제17권2호
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• pp.183-202
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• 2019

고준위방사성폐기물의 처분터널 및 처분공 간격을 결정하고 처분시스템의 성능을 평가하기 위해서는 열-수리-역학적인 복합 거동 변화에 대한 이해가 반드시 필요하고 이를 반영하여 해석해야만 한다. 하지만 한국형 기준 처분시스템에서의 처분터널 및 처분공 간격을 결정하기 위해 수행된 기존의 연구들은 이러한 복합거동 특성을 반영하지 않고 열 해석 결과만을 근거로 처분시스템을 설계하였다. 따라서 본 연구에서는 열-수리-역학적인 복합거동 특성을 반영하여 한국형 기준 처분시스템의 성능을 TOUGH2-MP/FLAC3D를 이용하여 평가하였다. 고준위방사성폐기물이 처분된 이후 방사성 붕괴열에 의해 처분시스템의 온도는 급격히 증가하다가 붕괴열의 감소로 온도는 서서히 감소하였으며, 해석 기간 1,000년 동안 벤토나이트 완충재의 최고 온도는 설계 기준인 $100^{\circ}C$ 이하로 유지되는 것으로 나타났다. 처분용기와 벤토나이트 완충재의 계면에서의 최고 온도는 약 3.21년이 지난 시점에 용기의 중간 지점에서 약 $96.2^{\circ}C$로 나타났으며, 암반에서의 최고 온도는 폐쇄 후 약 17년이 지난 시점에서 약 $68.2^{\circ}C$로 계산되었다. 처분용기 부근 벤토나이트 완충재는 처분 초기에 온도 변화에 따른 건조현상이 발생하여 포화도가 감소하지만, 시간이 지남에 따라 주변 암반으로부터의 지하수 유입에 의해 포화도가 증가하는 것으로 계산되었다. 이후, 벤토나이트 완충재 및 뒷채움재 모두 약 266년 이후 완전히 포화되는 것으로 계산되었다. 처분시스템에서의 온도 변화에 따른 열응력 그리고 벤토나이트 완충재 및 뒷채움재의 팽윤압으로 인한 응력 변화가 처분장 주변 암반에 미치는 영향을 평가하고자 수치해석에서 계산된 응력을 스폴링 강도(spalling strength)와 Mohr-coulomb 파괴 기준식과 비교하였다. 계산 결과 일축압축강도와 스폴링 강도에 도달하지 않는 것으로 나타나 처분시스템이 스폴링에 의한 파괴는 나타나지 않을 것으로 판단되며, Mohr-coulomb 파괴 기준 역시 충족하는 것으로 나타났다. 본 연구에서 사용된 수치해석 코드와 방법론은 다양한 조건에서의 한국형 기준 처분시스템에 대한 성능평가뿐만 아니라, 복층 처분시스템에 대한 설계와 성능평가에 활용될 수 있을 것으로 판단된다.