• Proceedings of the Korea Water Resources Association Conference
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• 2017.05a
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• pp.551-551
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• 2017

우리나라와 동아시아는 경제 성장에 따른 전력수요가 크게 증가하였으며, 증가하는 대부분의 전력수요를 원자력으로 대체하고자 원전을 통한 전력생산 비중을 증가시키고 있다. 현재 중국은 13기의 원전을 가동 중이며, 동남 해안지대에 집중되어 있다. 또한, 건설 중인 원전은 27기로 전세계에서 건설 중인 원전의 41%를 차지한다. 원전의 증가에 따른 방사능 누출에 대한 위험성 역시 증가되고 있는 실정이다. 한국원자력안전기술원에서 중국 중서부지역에서 방사능이 누출될 경우 방사성 물질이 한반도로 이동하는 모의 상황에 대한 시뮬레이션을 통해, 원전 사고 발생 시 사흘 만에 제주도를 포함한 대한민국 전역이 방사성 물질로 뒤덮이는 것으로 분석하였다. 중국에서 누출된 방사성물질은 편서풍을 타고 한반도로 이동하게 되며, 일부는 낙진으로 유역 또는 하천에 유입되고 일부는 동해를 지나 일본으로 이동 할 것이다. 그동안 중국에서의 방사능 누출사고를 통한 방사성물질의 국내유입에 의한 영향에 대한 연구가 부족한 것이 현실이다. 이에 본 연구에서는 중국 텐완에서 원전사고 발생시 국내 하천에 어떠한 영향을 미치는지 분석하고자 환경다매체 모형을 이용하여 방사성물질(세슘, Cs-137)의 영향에 대한 모의를 진행하였다. 중국 텐완원전에서 방사성 Cs-137이 누출되어 춘천지역에 도달하였을 때의 대기중 농도 $5,650Bq/m^3$로 가정하여 모의 시나리오를 구성하였다. 모의 지역은 북한강 수계를 대상으로 하였으며, 7개의 중권역과 549.3 km의 하천이 포함되었다. 다매체 모형 모의를 통해 방사성물질 낙진으로 인한 Cs-137이 북한강 수계에 어떠한 영향을 미치는지 알아보고자 북한강수계의 팔당댐 부근의 오염농도를 모의하였다. 우리나라의 원자력시설 방호 방재법에 따른 상수원 취수기준(먹는물)은 100 Bq/L로 되어있다. 본 연구의 시나리오 모의결과, 모의 1일차에서 45 Bq/L, 모의 8일차에는 먹는물 기준 100 Bq/L를 초과하여 최대 119.56 Bq/L로 오염되는 것으로 모의되었다. 따라서, 반감기가 큰 방사성물질을 유입으로 오염된 하천은 개선하기 위해서는 오랜 시간과 높은 처리비용이 발생되기 때문에 인접국 또는 국내의 방사능 누출로 인한 상수원 오염 발생에 대비한 초기/중 장기적인 대응책 마련이 필요한 시점이다.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1997.10a
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• pp.375-380
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• 1997

모의 방사성 세탁폐액을 제조하여 오존에 의한 세제 파괴를 확인하고 활성탄 및 이온교환수지를 이용하여 세제 및 Co, Cs 제거율을 조사하였으며 모의 방사성 세탁폐액을 오존으로 부분적으로 산화ㆍ파괴시킨후 활성탄 및 이온교환수지에 의한 흡착 및 이온교환 실험을 수행하여 오존의 세제 파괴가 방사성 물질 제거에 미치는 영향을 조사하였다. 오존에 의해 세제는 75% 정도 제거될 수 있었고 활성탄으로 방사성 모의세탁폐액을 처리할 때 세제농도가 증가하면 방사성 핵종 제거율이 감소하였다. 이온교환수지로 세제를 제거할 때 성취가능 제거율은 Co의 경우 99% 이상이었으며, 세제 존재시 방사성 Co 및 Cs 제거율은 감소하며, 방사성 모의세탁폐액을 오존으로 조사후 활성탄과 이온교환수지로 방사성 핵종을 제거할 때 그 제거율은 거의 변화가 없었다. 이상과 같은 실험 결과로부터 오존으로 부분적으로 산화시켜 활성탄의 세제 제거효율을 최대화하고, 역삼투막에 의한 방사성 핵종을 제거하며 이온교환수지로 잔류 방사성 핵종을 완전히 처리할 수 있는 복합 공정을 도출하였다.

• Proceedings of the Korean Radioactive Waste Society Conference
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• 2009.06a
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• pp.89-90
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• 2009

• Proceedings of the Korean Radioactive Waste Society Conference
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• 2006.06a
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• pp.101-102
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• 2006

• Proceedings of the Korean Radioactive Waste Society Conference
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• 2006.06a
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• pp.73-74
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• 2006

• Proceedings of the Korean Radioactive Waste Society Conference
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• 2004.11a
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• pp.295.2-295.2
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• 2004

• Proceedings of the Korean Radioactive Waste Society Conference
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• 2012.10a
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• pp.351-352
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• 2012

• Proceedings of the Korean Radioactive Waste Society Conference
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• 2004.06a
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• pp.212-218
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• 2004

저준위 방사성폐기물 안전성 평가를 위해 대상 부지를 선정하고 경계 조건을 도입하였다. 연안에 처분장이 위치할 경우를 가상하여 처분장 심도 및 단열까지의 거리등에 대한 지하수 유동 민감도를 분석하였다. 또한 처분장 진입 터널이 지하수 유동에 미치는 영향을 평가하였다. 이를 통하여 각 암반별 이동 거리 및 시간을 CONNECTFLOW를 이용해 산정하고, 그 결과들이 방사선적 안전성 종합 평가 코드인 MASCOT의 입력 자료로 활용되도록 하였다.

• Transactions of the Korean Society of Mechanical Engineers
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• v.14 no.4
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• pp.797-802
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• 1990

본 연구에서는 축대칭 셸의 고유모우드에 의하여 발생하는 음향의 방사특성을 유한요소법으로 구하고 실험을 수행하여 그 타당성을 검토하였다.축대칭 셸에서 원 주방향으로의 압력분포를 가정하여 2차원 문제로 단순화시키고 거리가 무한대인 영역 은 음향 임피던스 (acoustic impedance)를 이용하여 대처함으로써 축대칭 셸의 고유모 우드에 의하여 발생하는 음향세기와 방사효율을 구하였다. 각각의 고유모우드에 의 하여 방사되는 에너지는 서로 독립적이므로 강제진동에 의한 음향의 방사효율은 고유 모우드에 의한 방사효율의 가중치에 의한 평균(weighted average)을 취함으로써 구할 수 있다.

• Journal of Nuclear Fuel Cycle and Waste Technology(JNFCWT)
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• v.9 no.3
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• pp.141-148
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• 2011

It is clarified in the radioactive waste transfer regulation that the concentration of radioactive waste for the major radio nuclide has to be examined when radioactive waste is guided to the radioactive waste stores. In case of the low level radioactive waste sample, the analytical results of radioactive waste concentration frequently show a value lower than minimum detectable activity (MDA). Since the MDA value basically depends on the amount of a sample, background value, measurement time, counting efficiency, and etc, it would be necessary to increase a sample amount with a intention of minimizing MDA. In order to measure a concentration of $^{129}I$ in low and medium level radioactive waste, $^{129}I$ was collected by using a distillation technique after leaching the simulated radioactive waste sample with a non-volatile acid. The recovery of $^{129}I$ measured was compared with that measured with column elution technique which is a conventional method using an anion-exchange resin. The recovery of inactive iodide by using the distillation method and column elution were found as $86.5{\pm}0.9%$ and $87.3{\pm}2.7%$, respectively. The recovery and MDA value calculated for distillation technique when 100 g of extracted solution of $^{129}I$ was taken, were found to be $84.6{\pm}1.6%$ and $1.2{\times}10^{-4}Bq/g$, respectively. Consequently, the proposed technique with simplified process lowered the MDA value more than 10 times compared to the column elution technique that has a disadvantage of limited sampling amount.