• 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.

• 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.

• 자원환경지질
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• 제28권3호
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• pp.279-286
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• 1995

The amount of the high level radioactive wastes in Korea will be increased up to 14,297 MTU about 2010 year. Most of countries adopt the concept of deep burial repository in high level radioactive waste disposal. Because the high level radioactive wastes are very toxic in biosphere and to human, the data verifing its never return to the biosphere are requisite for the disposal. Presently, the evaluating techniques for the high level radioactive waste disposal are not fully developed. Therefore, in order to dispose the high level radioactive wastes in proper time the R & D of it is urged in our country. The R & D and/or the international joint research programme for the disposal of high level wastes have already been proceeded. In our country no plan for its disposal has been prepared. It is the time that the direction of the R & D is to be discused seriously. The R & D for the disposal of high level radioactive wastes in Korea is believed to be focused on developing the pecular techniques such as in situ characteristics of groundwater flowage, and change of properties of in situ rock mass at thermal effects.

• 방사성폐기물학회지
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• 제14권1호
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• pp.79-90
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• 2016

The second-stage near surface disposal facility for low and very low level radioactive waste's permanent disposal is to be built. During the institutional control period, the inadvertent intrusion of the general public is limited. But after the institutional control period, the access to the general public is not restricted. Therefore human who has purpose of residence and resource exploration can intrude the disposal facility. In this case, radioactive effects to the intruder should be limited within regulatory dose limits. This study conducted the safety assessment of human intrusion on the second-stage surface disposal facility through drilling and post drilling scenario. Results of drilling and post drilling scenario were satisfied with regulatory dose limits. The result showed that post-drilling scenario was more significant than drilling scenario. According to the human intrusion time and behavior after the closure of the facility, dominant radionuclide contributing to the intruder was different. Sensitivity analyses on the parameters about the human behavior were also satisfied with regulatory dose limits. Especially, manual redistribution factor was the most sensitive parameter on exposure dose. A loading plan of spent filter waste and dry active waste was more effective than a loading plan of spent filter waste and other wastes for the radiological point of view. These results can be expected to provide both robustness and defense in depth for the development of safety case further.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제54권9호
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• pp.3235-3241
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• 2022

The Korea Atomic Energy Research Institute (KAERI) is planning the construction of the KIJANG Research Reactor (KJRR) for stable supply of ⁹⁹Mo. The Fission ⁹⁹Mo Production Process (FMPP) of KJRR produces solid waste such as spent uranium cake and alumina cake, and liquid waste in the form of intermediate level liquid waste (ILLW) and low level liquid waste (LLLW). This study thus established the operating range and optimum operating conditions for the cementation of ILLW from FMPP. It also evaluated whether cement waste form samples produced under optimum operational conditions satisfy the waste acceptance criteria (WAC) of a disposal facility in Korea (Korea radioactive waste agency, KORAD). Considering economic feasibility and safety, optimum operational conditions were achieved at a w/c ratio of 0.55, and the corresponding salt content was 5.71 wt%. The cement waste form samples prepared under optimum operational conditions were found to satisfy KORAD's WAC when tested for structural stability and leachability. The results indicate that the proposed cementation conditions for the disposal of ILLW from FMMP can be effectively applied to KJRR's disposal facility.

• 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.

• 방사성폐기물학회지
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• 제13권1호
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• pp.73-86
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• 2015

방사성폐기물 처분시설을 보유하고 있는 국가들은 방사성폐기물 처분시설 시스템의 이해도 제고 및 신뢰성 증진을 위해서는 다양한 보조지표를 선정하여 평가하고 있다. 본 논문에서는 처분시설에 적용되는 국외 처분시설의 보조지표들을 조사하고, 우리나라 월성 중·저준위 방사성폐기물 처분시설에서 근계지역의 공학적 방벽과 원계지역의 자연방벽 성능평가를 위해 연속적인 방벽에서의 방사성 핵종 이동을 보여줄 수 있는 방벽 간의 방사성 핵종 플럭스를 보조안전지표로 선정하여 적용하였다. 처분시설의 정상시나리오를 콘크리트 사일로의 건전조건과 열화조건으로 나누어 방벽별 성능평가를 수행하였으며, 방사성 핵종에서 방벽별 지연성능 기여도를 확인하였다. 콘크리트가 건전한 경우에서 공학적 방벽의 방벽별 상세성능을 파악하였으며, 열화콘크리트의 경우, 공학적 방벽의 성능저하도 및 자연암반과의 상대적 중요도를 정량적으로 확인하였다. 향후본 연구 결과는 2단계 표층처분시설 설계 최적화 및 방벽성능의 검증방법으로 활용할 수 있다. 아울러, 향후에는 처분시설의 Safety Case 구축과 안전성의 이해 제고 및 신뢰성 증진을 위하여 지속적으로 보조지표를 추가 선정하여 평가하고자 한다.

• 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.

• 방사성폐기물학회지
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• 제21권4호
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• pp.465-479
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• 2023

To ensure the safety of disposal facilities for radioactive waste, it is essential to quantitatively evaluate the performance of the waste disposal facilities by using safety assessment models. This paper addresses the development of the safety assessment model for the underground silo of Wolseong Low-and Immediate-Level Waste (LILW) disposal facility in Korea. As the simulated result, the nuclides diffused from the waste were kept inside the silo without the leakage of those while the integrity of the concrete is maintained. After the degradation of concrete, radionuclides migrate in the same direction as the groundwater flow by mainly advection mechanism. The release of radionuclides has a positive linear relationship with a half-life in the range of medium half-life. Additionally, the solidified waste form delays and reduces the migration of radionuclides through the interaction between the nuclides and the solidified medium. Herein, the phenomenon of this delay was implemented with the mass transfer coefficient of the flux node at numerical modeling. The solidification effects, which are delaying and reducing the leakage of nuclides, were maintained the integrity of the nuclides. This effect was decreased by increasing the half-life and the mass transfer coefficient of radionuclides.

• 방사성폐기물학회지
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• 제11권2호
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• pp.157-178
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• 2013

사용후핵연료 최종처분을 위해 심층처분은 세계적으로 가장 선호되는 방법이다. 이를 위해 선진국들은 자국 여건에 가장 잘 부합되는 고유의 처분시스템 개발에 주력하고 있거나, 일부 확보하여 상용처분사업에 적용하고 있다. 현재까지 알려진 대부분의 심층처분시스템은 공학적 및 천연방벽으로 구성된 다중방벽시스템이다. 이들 처분시스템은 수 천 년 ~ 수 십만 년 이상의 성능기간이 대하여 성능 안전성의 입증이 확인되어야 후속 상용처분사업에 적용 가능하다. 입증 현안과제들은 처분시스템의 상능 안전성 확보를 위해 수행되는 모든 행위 즉, 조사, 분석, 해석, 평가, 설계, 건설, 운영 및 폐쇄에 이르는 전 과정에 있어서 추진 과정과 결과에 대한 실현 가능성과 실증에 필요한 내용들이 해당된다. 이를 위해 대부분의 선진국들은 자국내 분포하는 대표적인 선호암종 지역에서 지하연구시설(URL)을 건설하여 실증 시연프로그램을 수행하거나 완성단계에 있다. 이 과정과 결과들은 후속되는 최종처분장 부지선정 과정에 평가기준으로 활용될 것이며, 최종처분시설의 성능 안전성평가에 필수적으로 적용하게 된다. 지하연구시설은 또한 규제-일반대중-전문가 등 다양한 이해당사자들로 하여금 심층처분의 안전성 수준에 대한 이해제고와 토론의 마당으로서 핵심적인 역할과 기능을 할 것으로 기대된다.