• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 1995년도 추계학술발표회논문집(2)
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• pp.879-884
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• 1995

The results of performance assessment analyses have shown that the long-lived radionuclides such as I-129 control the potential individual dose impact to the public. I-129 is difficult-to-measure(DTM) in low-level waste because it is non-gamma emitting radionuclides and exists at extremely low concentrations in radioactive waste generated by nuclear reactors. In this study, computer modeling technique to predict release rate of I-129 is developed to provide another tools far performance assessment of land disposal facilities and characteristics of radwaste. Model suggested in this study will give conservative values of I-129 release rate far determination of radwaste characteristics. More detailed approach is implemented to account for release conditions of fuel source-nuclides. 1-131 concentration measured from reactor coolant and released fraction from tramp fuel have dominant roles in calculating release rate of I-129 with fuel defect conditions.

• 방사선산업학회지
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• 제17권1호
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• pp.45-59
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• 2023

The transport calculation for a wide variety of radionuclides contained in high-level radioactive waste, especially spent nuclear fuel, is computationally difficult, and input data collection for this also take a considerable amount of time. Accordingly, considering limited resources, it is possible to reduce the calculation time while minimizing impact on accuracy by including only radionuclides important to calculation result through applying some criteria among potential radiation source terms that may release into environment. In this paper, therefore, we reviewed and analyzed the screening process performed to select radionuclides to be considered in the safety assessment for the KBS-3 type repository in Sweden and Finland. In both countries, it was confirmed that a list of radionuclides was selected by comprehensively considering screening criteria such as radioactivity inventory, half-life, radiotoxicity, risk quotient, and transport properties, and etc. A comparison of radionuclides included in the radiological safety assessment in both countries suggests that most of nuclides are considered in common, and a few nuclides considered only in one country are due to differences in decay chain treatment or spent fuel types. As of now, since most of information on the disposal facility in Korea has not been determined, it is necessary to comprehensively model release and transport of all radionuclides considered in Sweden and Finland when performing the radiological safety assessment. Based on these results, we derived the screening concept of selecting a list of radionuclides to be considered in the radiological safety assessment for the domestic KBS-3 type geological disposal facility, and this result is expected to be used as technical basis for confirming conformity with the safety objective. In a more detailed evaluation reflecting domestic characteristics in the future, it would be desirable to consider only radionuclides selected in accordance with the screening procedure. However, further research should be conducted to determine the quantitative limit for each criteria.

• 한국지하수토양환경학회지:지하수토양환경
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• 제28권6호
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• pp.58-70
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• 2023

The improper management of radioactive waste or accidents caused by natural disasters can result in the release of radioactive materials into the surrounding environment, potentially leading to soil and groundwater contamination by radionuclides. In this study, adsorption-desorption behaviors of the radionuclides (cobalt and strontium) in natural soil, montmorillonite, Mn-PILC, Fe-PILC, and fishbone were investigated. Several models were used to predict adsorption isotherms of radionuclides on various absorbents. Adsorption isotherms of cobalt and strontium in several adsorbents were examined at pH 5.5. The amount of sorbed cobalt and strontium were represented fishbone > natural soil > Mn-PILC > Fe-PILC > montmorillonite and natural soil > Mn-PILC > fishbone > Fe-PILC > montmorillonite, respectively. Adsorption datas were fitted with several models such as Freundlich, Langmuir, Sips, Redlich-Peterson, Khan, and Generalized model. The results of curve fitting showed R²> 0.98 in all of adsorption models, except Sr²⁺ adsorption onto montmorillonite. For modified clays (Mn-PILC, Fe-PILC), it is suggested that, unlike natural soils and fish bones, there are not only single adsorption mechanisms but also adsorption mechanisms based on chemical adsorption and surface charge. In the case of fish bones, due to the relatively higher adsorption capacity than modified clays and its characteristic of significant desorption, it is expected more suitable for the removal of radionuclides in aquatic environments than for the immobilization of radionuclides in soil.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제55권10호
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• pp.3559-3570
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• 2023

In the decommissioning of nuclear facilities, Derived Concentration Guideline Level (DCGL) derivation is necessary for the release of the facility after the site remediation, which also needs to be implemented in the stage of establishing a decommissioning planning. In order to derive DCGL, the dose assessment for the receptors can be conducted from residual radioactivity by using RESRAD code. When performing sensitivity analysis on probabilistic parameters, secondary evaluation is performed by assigning a single value for parameters classified as sensitive. However, several options may arise in the handling of nonsensitive parameters. Therefore, we compared the results of the first execution of RESRAD applying probabilistic parameters for each scenario with the results of the second execution applying a single value to sensitive parameters among the probabilistic parameters. In addition, we analyzed the effect of setting options for non-sensitive parameters. As a result, the effect on DCGL were different depending on the application scenario, the target radionuclides, and the input parameter selections. In terms of the overall evaluation period, the DCGL graph of the default option was generally shown as the most conservative except for some radionuclides. However, it will not necessarily be given priority in the aspect of the need to reflect site characteristics. The reason for selecting a probabilistic parameter is the availability of the parameter and the uncertainty of applying a single value. Therefore, as an alternative, it can be consistently applied to distribution as an option for non-sensitive parameters after sensitivity analysis.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제25권3호
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• pp.447-456
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• 1993

중저준위 방사성폐기물처분장 인공방벽의 핵종유출 저지능을 평가할 수 있는 단순 모델이 제안되었다. 이 모델은 현재 우리나라에서 제안되고 있는 처분장 개념을 고려하여 고안되었으며, 인공방벽의 설계에 적합한 설계 기준 유출 과 인공방벽 성능평가에 적합한 현실적 유출 두 가지 경우를 다루고 있다. 모델의 유용성을 보이기 위해 화학적 특성이 다른 다섯 핵종에 대해 모의 계산을 수행하고 그 결과를 분석하였다.

• Journal of Radiation Protection and Research
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• 제29권2호
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• pp.91-96
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• 2004

원자력시설의 사고로 인한 방사성물질의 환경 누출후 주민의 이주를 위한 유도개입주위 산정의 실용적 방법론을 지표면 선량율에 근거하여 고안하였다. 이주를 요하는 기간에 따라 잠정 이주와 영주이주로 구분하여 환경특성 변수 값에 따른 유도개입준위의 영향을 고찰하였다. 이주를 위한 유도개입준위는 방사성물질의 지표 침적후 핵종의 유효 제거 반감기, 측정 지연시간 피폭자의 거주특성 등에 따라 뚜렷이 다르게 나타났다. 특히 지표면 선량율이 지수함수 형태가 아닌 멱함수 형태의 감소를 가정하는 경우 측정 지연시간은 유도개입준위 설정에 있어 중요한 요소로 작용한다는 것을 알 수 있다. 핵종의 유효 제거반감기가 길수록 측정 지연시간이 늦을수록 그리고 피폭자가 오염원에 노출되는 시간이 길수록 유도개입준위는 보다 낮은 값을 나타냈다.

• 방사성폐기물학회지
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• 제10권4호
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• pp.295-303
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• 2012

한국원자력연구원의 지하처분연구시설인 KURT 주변의 지하수 유동 환경과 관련하여 수집 및 분석된 자료를 바탕으로, 가상의 처분장에서 누출된 방사성 핵종의 이동 현상을 시간 영역(time domain)에서 계산하였다. KURT에서 실시된 현장 시험에서 밝혀진 수리지질학적 특성을 바탕으로 지하수 유동 모의를 실시하였고, 그 결과를 통해 파악된 지하수 유동 경로를 따라 방사성 핵종이 이동하는데 걸리는 시간은 시간 영역에서 용질 이동 모의를 하는 TDRW(Time Domain Random Walk) 방식을 통해 평가하였다. 이류(advection)와 분산(dispersion) 현상 외에 방사성 핵종의 붕괴(decay), 평형 흡착(equilibrium sorption), 암반 기질로의 확산(matrix diffusion) 현상이 용질의 이동 시간에 영향을 주는 것으로 설정되었다. 모의 결과를 통해 방사성 핵종과 지하 매질의 특성에 의한 흡착 현상, 기질 확산 현상이 핵종 이동에 미치는 영향이 분석되었으며, 방사성 핵종의 연쇄 KURT 부지 환경에 위치한 가상의 처분 시설에서 누출되는 방사성 핵종의 이동을 Time Domain에서 해석하는 방법에 관한 연구 반응에 의한 영향도 평가하였다. KURT 부지 환경에서 지표로 유출될 수 있다고 계산된 방사성 핵종의 유출량은 처분장에서 누출될 수 있는 양의 $10^{-3}$배 미만이었고, 암반 기질로의 확산 및 흡착이 고려되면 그 비율이 더욱 낮아졌다. 본 연구에서 사용된 핵종 이동 모의 방법은 방사성붕괴나 흡착, 확산 등 이동 지연 현상을 고려하면서 핵종의 이동 시간을 계산할 수 있어 안전성 평가에서 요구되는 심부 지하에서의 방사성 핵종 이동 관련 자료를 작성하는데 활용될 수 있을 것이다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제25권1호
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• pp.63-70
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• 1993

암반동굴 타입의 저준위방사성폐기물 처분장의 보수적인 안전성평가를 처분장 선원항 REPS 모델을 사용하여 수행하였다. 신뢰할만한 핵종별 침출율 예측을 위하여 REPS 모델에서 콘크리트 구조물의 열하시간, 부석의 형태와 부식율. 드럼표면의 부식면적 비, 그리고 핵종의 특성등이 고려되고 있다. 예비평가의 결과로 Cs-137, Ni-63, Sr-90등이 주요한 핵종임을 알 수 있다. 파라메타의 불확실성과 민감도분석을 위하여 라틴하이퍼큐브 샘플링과 Rank Correlation 기법이 사용되었다. 침입자 시나리오를 적용하였을 경우의 예상 피폭선량도 허용치 이하임과 처분장의 환경영향평가에 있어서 비교적 불확실성이 적은 Near Field의 중요성에 대한 인식이 새롭게 강조되어야 할 필요가 있음을 알 수 있었다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제56권2호
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• pp.601-610
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• 2024

This paper gives an extensive analysis on the characterization of xenon isotopic ratios for various nuclear reactors and nuclear explosions through neutronic depletion codes. The results of the characterization can be used for discriminating the sources of the xenon isotopes' release among the nuclear explosions and nuclear reactors. The considered sources of the xenon radionuclides do not only include PWR, CANDU, and nuclear explosions using uranium and plutonium bombs, but also IRT-200 and 5MWe Yongbyon (MAGNOX reactor) research reactors operated in North Korea. A new data base (DB) on xenon isotopic activity ratios was produced using the results of the characterization, which can be used in discrimination of the sources of xenon isotopes. The results of the study show that 5MWe Yongbyon reactor has quite different characteristics in ¹³⁵Xe/¹³³Xe ratio from the PWRs and the nuclear reactors have different characteristics in ¹³⁵Xe/¹³³Xe ratios from the nuclear explosions.

• Journal of Radiation Protection and Research
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• 제25권2호
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• pp.75-80
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• 2000

월성원전 주변에서 실측된 공기중 및 솔잎중 삼중수소 농도와 INDAC 코드 예측치의 비교 평가를 수행하였다. 또한, 방사성물질의 환경중 방출유형, 풍속분류, 지형 고려 유무 등에 따른 삼중수소 예측치의 변화를 측정치와 비교 평가함으로써, 규제실무에 적용할 수 있는 최적 기상자료 입력방안을 도출하였다 공기중 및 솔잎중 삼중수소 농도와 INDAC 코드 예측치의 비교평가 결과, 월성원전 주변 삼중수소 농도 예측치는 측정값의 불착실성, 지현의 복잡성, 해륙풍의 영향 등의 제한점에도 불구하고 규제검증에 필요한 정도의 보수성을 유지하면서도 삼중수소의 거동을 잘 모사함을 확인할 수 있었다. 또한, INDAC 코드에 적용된 솔잎중 삼중수소 농도의 평가방법론 즉, 대기내 수분중의 삼중수소 농도의 절반이 식물체내에 골고루 분포되어 있다고 가정하는 것은 규제 검증에 필요한 보수성을 확보하고 있음을 알 수 있었다. 최적 기상자료 입력방안의 도출을 위한 민감도 분석 결과, 혼합방출 및 지형을 고려하지 않는 경우에는 실측치 대비 과소 평가되는 부분이 있어 규제실무에 적용하기에는 적합하지 않은 것으로 나타났다. 따라서, 혼합방출을 고려하는 경우에는 58m 기상자료와 지형자료에 근거하여 대기확산인자를 평가하여야 하는 것으로 나타났다.