• Nuclear Engineering and Technology
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• 제40권5호
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• pp.429-438
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• 2008

The objective of the present study is the depth and layout optimizations of a single layer, high level radioactive waste repository in a discontinuous rock mass with special joint set arrangements. A single layer repository model, considering variations in the repository depths, pitches, and tunnel spacings, is used to analyze the thermomechanical interaction behavior. It is assumed that the repository is constructed in saturated granite with joints; the PWR spent fuel in a disposal canister is installed in a deposition drift which is then sealed with compacted bentonite; and the backfill material is filled in the repository tunnel. The decay heat generated by the high level radioactive wastes governs the thermomechanical behavior of the near field rock mass of the repository. The temperature and displacement behavior of the repository is influenced more by the pitch variations than the tunnel spacing and repository depth. However, the stress behavior is influenced more by the repository depth variations than the pitch and tunnel spacing. For the final selection of the tunnel spacing, pitch, and repository depth, other aspects such as the nuclide migration through a groundwater flow path, construction costs, operation costs, and so on should be considered.

• 방사성폐기물학회지
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• 제21권3호
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• pp.347-357
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• 2023

United States Nuclear Regulatory Commission (U.S. NRC) specifies regulations on obtaining licenses and describes the technical position on the average waste concentration, also known as Concentration Averaging and Encapsulation Branch Technical Position (CA BTP); CA BTP helps classify blendable waste and discrete items and address concentration averaging. The technical position details are reviewed and compared in a real environment in Korea. A few cases of concentration averaging based on the application of CA BTP to domestic radioactive waste are presented, and the feasibility of the application is assessed. The radioactive waste considered herein does not satisfy the Disposal Concentration Limit (DCL) of the second-phase disposal facility while applying the preliminary classification. However, if CA BTP is applied when the radioactive waste is mixed with other radioactive waste items in a large and heavy container, it can be disposed of at the second-phase disposal facility in Gyeongju Repository. To apply the CA BTP of the U.S. NRC, it is necessary to investigate the safety assessment conditions of the US and Korea.

• 방사성폐기물학회지
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• 제18권2_spc호
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• pp.317-325
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• 2020

한국원자력환경공단은 처분시설 내 1단계 인수·저장구역의 인수검사 공간 및 드럼 취급 공간 부족에 대한 문제를 해결하기 위하여 방폐물검사건물을 건설하여 저장·처리능력을 확충할 예정이다. 본 연구에서는 MCNP 코드를 이용하여 방폐물검사건물 내 저장구역에서 취급하는 해체 방사성폐기물 대상 신형처분용기를 대상으로 작업종사자의 피폭선량을 평가하였다. 평가결과, 시설 내 저장 가능한 최대 용기 개수(304개)와 방사선작업에 대한 연간 예상 작업시간(약 306시간)에 대하여 연간 집단선량은 총 84.8 man-mSv로 계산되었다. 시설 내 총 304개의 신형처분용기(소형/중형 타입)가 저장 완료된 시점에서 인수검사, 처분검사를 위한 작업종사자의 투입인력은 총 25명, 작업종사자 당 예상피폭선량은 연평균 3.39 mSv로 산출되었다. 소형용기 취급 시 작업종사자의 고방사선량 작업에 따른 작업효율과 방사선적 안전성 확보를 위해서는 콘크리트 라이너의 두께를 증가시키는 추가적인 차폐가 필요할 것으로 평가되었다. 향후 본 연구를 바탕으로 실측기반의 해체폐기물의 선원항과 특성을 활용하여 방사선작업 당 작업시간 및 투입인력을 산출함으로써 작업종사자의 최적의 방사선작업조건을 도출할 수 있을 것으로 사료된다.

• 한국방사성폐기물학회:학술대회논문집
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• 한국방사성폐기물학회 2005년도 추계 학술대회 논문집
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• pp.143-152
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• 2005

중저준위 방사성폐기물 중 장반감기핵종의 농도가 처분시설의 인수기준을 초과하는 경우에 대비한 처분방안이 필요하다. 본 논문에서는 장반감기 중저준위폐기물의 처분을 수행하고 있거나 계획하고 있는 대표적인 국가들의 사례를 정리하였으며, 각 국의 사례를 중심으로 장반감기 중저준위 방사성폐기물의 처분방안 설정을 위한 기본절차를 도출하였다. 국내에서도 장반감기 중저준위 방사성폐기물의 처분을 위한 활발한 논의가 필요하다고 하겠다.

• 한국방사성폐기물학회:학술대회논문집
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• 한국방사성폐기물학회 2005년도 춘계 학술대회
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• pp.205-210
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• 2005

개정예정인 중${\cdot}$저준위 방사성폐기물 처분시설 인도규정에서는 방사성폐기물 처분을 위해 폐기물 발생자가 방사성폐기물의 처분요건 적합성을 입증하도록 권고하고 있다. 이에 따르면 중${\cdot}$저준위 방사성폐기물의 처분을 위해서는 폐기물의 핵종농도, 물리화학적 특성 및 그 건전성 등이 확보 되어야하며 폐기물 발생자는 이러한 정보를 처분사업자에게 전달하도록 규정되어 있다. 또한 처분 사업자는 처분시설의 안전성 평가를 통해 부지특성을 고려한 방사성폐기물 인수기준(Site Specific Waste Acceptance Criteria, SWAC)을 규정하며, 발생자는 이 기준에 따라 중${\cdot}$저준위 방사성폐기물을 관리, 처리, 인도하도록 규정되어 있다. 상기 규정과 기준을 준수하기위해 폐기물 발생자는 처분대상이 되는 폐기물을 처분시설로 운반하기 이전에 처분적합성을 사전에 입증하여야 하며 이를 위하여 관련 제도 및 절차인 방사성폐기물인증프로그램을 개발하여야 한다. 본 연구에서는 원자력 선진국들에서 시행하고 있는 방사성폐기물인증프로그램에 대한 심층 분석을 통해 국내 원전에 적용 가능한 인증프로그램 초안을 개발하였고, 그 적용성을 검증하기 위하여 현재 울진 1, 2 발전소에서 시범 적용하고 있다. 앞으로 시범적용 결과분석을 통해 국내 여건에 부합하는 방사성폐기물인증프로그램을 개발하고자 한다.

• 한국방사성폐기물학회:학술대회논문집
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• 한국방사성폐기물학회 2017년도 춘계학술논문요약집
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• pp.187-188
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• 2017

• 한국방사성폐기물학회:학술대회논문집
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• 한국방사성폐기물학회 2005년도 추계 학술대회 논문집
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• pp.126-133
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• 2005

국내 중${\cdot}$저준위 방사성폐기물 처분을 위한 처분부지 확보 및 관련업무가 활발히 진행 중이다. 방사성폐기물 처분을 위해서는 방사성폐기물의 물리화학적, 방사학적 상태 및 건전성 등을 확보하여야 하며 폐기물 발생자는 이러한 정보를 처분사업자에게 제공해야한다. 또한 처분 안전성을 확보하기 위하여 방사성폐기물 인수기준(Waste Acceptance Criteria : WAC) 및 처분부지 특성을 고려한 세부인수기준(Site Specific Waste Acceptance Criteria : SWAC)이 필요하며 방사성폐기물을 이 기준에 적합하게 처리${\cdot}$생성${\cdot}$관리 및 인도하여야 한다. [1] 이를 위해서는 각각의 방사성폐기물에 대한 특성평가를 수행하여야 하나 원자력발전소의 경우 방사성폐기물 발생량이 많아 현실적으로 어려움이 있다. 이러한 문제점을 해결하기 위해 IAEA 및 해외 주요 국가는 방사성폐기물 인증체계(Waste Certification Program : WCP) 및 품질보증체계(Quality Assurance Program : QAP)를 개발하여 활용하고 있으며[2,3] 이를 바탕으로 국내 방사성폐기물의 안전한 처분을 위해 과기부고시 2005-18호 '중저준위 방사성폐기물 인도규정' 및 세부인수기준(시안)을 만족할 수 있는 방사성폐기물 인증프로그램을 개발하였다. 또한 방사성폐기물 인증체계 조기 도입 및 운영을 위해서 상용원전 관련 절차서 개정 및 실무자 교육을 추진 중이다.

• 방사성폐기물학회지
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• 제11권4호
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• pp.293-301
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• 2013

처분공 처분 개념은 아프리카의 방사성폐기물관리 방안의 향상을 위해서 남아프리카에너지주식회사(NECSA)에서 처음으로 제시되었다. 초기에 방사성폐기물의 지층처분방안이 고려되었으나, 지하수를 방사성폐기물 오염으로부터 보호하는 방안과 토양과 지하 암석의 균열지대를 통한 방사성 물질의 이동에 대한 조사가 불가피하게 필요했다. 이러한 이유로 처분공 처분개념이 연구되었다. 처분공 처분 개념은 폐기된 밀봉선원을 상대적으로 좁은 직경(260 mm)의 처분공 시설을 통해 처리 및 처분한다. 탄자니아는 장반감기 및 단반감기의 폐기된 밀봉선원을 방사성폐기물관리시설에 저장하고 있으며 폐기된 밀봉선원의 방사능은 1E-6 Ci 에서 8.8E+3 Ci의 범위로 분포한다. 그러나 영구 처분 문제는 여전히 해결하지 못하고 있다. 본 연구에서는 처분부지 면적이 적고, 이에 따라 인간침입 위험이 줄어드는 처분공 처분개념을 제시하였다.

• 방사성폐기물학회지
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• 제21권4호
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• pp.517-529
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• 2023

The objectives of this paper are: (1) to conduct the thermal analyses of the disposal cell using COMSOL Multiphysics; (2) to determine whether the design of the disposal cell satisfies the thermal design requirement; and (3) to evaluate the effect of design modifications on the temperature of the disposal cell. Specifically, the analysis incorporated a heterogeneous model of 236 fuel rod heat sources of spent nuclear fuel (SNF) to improve the reality of the modeling. In the reference case, the design, featuring 8 m between deposition holes and 30 m between deposition tunnels for 40 years of the SNF cooling time, did not meet the design requirement. For the first modified case, the designs with 9 m and 10 m between the deposition holes for the cooling time of 40 years and five spacings for 50 and 60 years were found to meet the requirement. For the second modified case, the designs with 35 m and 40 m between the deposition tunnels for 40 years, 25 m to 40 m for 50 years and five spacings for 60 years also met the requirement. This study contributes to the advancement of the thermal analysis technique of a disposal cell.

• 방사성폐기물학회지
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• 제6권4호
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• pp.347-356
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• 2008

처분시설 성능을 유지하고 안전성을 확보하기 위해서는 방사성폐기물의 처분 적합성 여부를 확인하기 위한 폐기물 인수기준이 필요하다. 국내 처분장 조건에 맞는 인수기준을 개발하기 위해 경주 처분부지와 유사한 해외 처분장 인수기준과 국내에서 발생되는 방사성폐기물 특성을 분석하여 심층 검토하였다. 방사성폐기물 인수기준은 국내 전문연구기관인 한국원자력 연구원과의 기술용역을 통하여 개발되었으며 국내 폐기물 발생기관별 폐기물특성, 발생자의견 등 국내여건을 반영하여 기준이 설정되었다. 또한 설정된 기준은 학계, 연구계, 산업계로 구성된 기술자문협의체를 통해 협의되고 검증되었다. 폐기물인수기준은 국내에서 발생되는 폐기물을 가능한 수용할 수 있도록 폐기물발생기관의 의견을 수용하고 방사성폐기물 처분시설의 안전성을 확보할 수 있는 수준에서 개발되었다. 그러나 개발된 폐기물인수기준은 현재 각 발생기관에서 발생된 폐기물 전량을 처분할 수 있는 기준이 아니므로 본 폐기물인수기준에 부적합한 폐기물은 각 발생기관에서 별도의 처리방안을 강구하여 처분의뢰될 것으로 예상된다. 앞으로 방사성폐기물 처분시설의 인수기준은 장기 안전성이 보장되도록 핵종별 처분농도 제한치 등 관련기준은 지속적으로 보완해 나갈 계획이다.