• 방사성폐기물학회지
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• 제6권2호
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• pp.155-162
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• 2008

후행 핵연료주기 경제성 평가는 추정 비용의 불확실성, 평가 대상기간의 장기성, 적용 할인율에 따른 계산결과의 변동성 등 많은 불확실성을 내포하고 있기 때문에 평가기관 또는 평가자에 따라 그 결과가 서로 상이하다. 본고에서는 지금까지 수행 된 주요 경제성 평가 연구들을 조사/분석하여 그 특징과 한계를 알아봄으로써 현재 국내에서 추진되고 있는 사용후핵연료 공론화 및 후행 핵연료주기 정책 연구 추진에 기초자료로 활용될 수 있도록 하고자 하였다. 분석 결과 사용후핵연료 재활용 옵션에 비해 직접처분 옵션이 유리하나, 입력 자료로 사용된 파라미터 값에 따라 결과의 불확실성이 많이 나타나 이 부분에 대한 추가적인 연구가 필요하다는 사실을 알 수 있었다.

• 한국암반공학회:학술대회논문집
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• 한국암반공학회 2001년도 춘계학술발표회 논문집
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• pp.40-60
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• 2001

핵변환 후 영구 처분될 가압경수로 및 중수로용 사용후핵연료에 대한 인간 생태계에 대한 영향을, 직접 처분하는 경우와 비교해 보았다 심지층 처분된 용기에 저장된 사용 후 핵연료로부터 유출된 방사성 핵종들이 공학적 방벽을 거쳐 결정질 기반암 내 균열대를 통해 지하수의 흐름을 따라 이동하면서 , 다양한 지질 및 암종을 거쳐 생태 환경으로 도달한다는 핵종 유출 시나리오 중 가장 보수적인 시나리오인 우물 시나리오에 대한 위해도를 평가하여 상대적인 환경친화성을 정량적으로 제시하였다. 현재 국내에 가속기와 미임계형 원자로를 함께 사용하는 핵변환시스템과 임계형 원자로와 같은 핵변환 시스템이 개념적인 수준에서 개발되고 있어, 이 연구를 통해 향후 핵변환시스템 연구에서 요구되는 항목들도 기술적 개선, 경제성 제고, 환경 친화성, 그리고 수용성측면에서 제시하였다.

• 방사성폐기물학회지
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• 제10권3호
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• pp.219-228
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• 2012

우리나라에서의 고준위폐기물 처분을 위한 연구는 1997년부터 시작하였으며, 국내에서 발생하는 경수로 사용후핵연료와 중수로 사용후핵연료를 처분대상으로 하여 2006년도에는 한국형 사용후핵연료 기준처분시스템(KRS) 개발을 완료하였다. 이후, 경수로 사용후핵연료로부터 재활용 가능물질을 회수하는 재순환주기를 고려하여 재활용을 위한 파이로공정 연구를 수행하고 있어, 이 공정으로부터 발생하는 고준위폐기물에 대한 처분연구를 수행하고 있다. 본 논문에서는 심지층 처분시스템 개념설정에 중요한 인자인 파이로공정으로부터 발생하는 처분대상 폐기물인 세라믹고화 폐기물과 금속폐기물에 대한 특성분석 결과와 폐기물별로 특성에 적합한 처분용기 개념을 기술하였다. 이를 바탕으로 처분대상 폐기물에서 발생하는 붕괴열의 특성을 고려한 열해석을 통하여 지하처분시설에서의 처분용기 간격과 처분동굴 간격을 결정하고, 이를 반영하여 심지층 처분 시스템(A-KRS) 개념을 도출하였다. 이렇게 도출된 처분시스템 입지를 검토하기 위하여 KURT 시설 부지를 대상으로 가상부지로 설정하고, 가상 부지에 대한 지질 및 수리특성을 이용하여 최적의 배치(안)을 제시하였다. 본 연구의 결과는 추후 실제 부지특성자료와 연계하여 처분장 설계 및 처분안전성 평가에 입력자료로 활용될 것이다.

• 원자력산업
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• 7_8호통권8호
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• pp.39-44
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• 1982

경제협력개발기구${\cdot}$원자력기관 (OECD${\cdot}$NEA)은 5월 14일 $\lceil$원자력 발전과 연료사이클-2025년까지의 전망$\rfloor$이란 제목의 보고서(Yellow Book)를 발표했다. 이 보고서는 세계 각 지역의 우라늄, 토륨, 중수, 농축, 연료가공, 사용후 핵연료저장, 재처리등의 핵연료사이클 서비스의 수급전망으로 단기(현재$\~$1990년), 중기(1990$\~$2000년), 장기(2000\~2025년)의 3기간으로 나누어서 분석하고 있어 원자력 장기계획을 검토할 때 대단히 유익한 자료가 되고 있다.

• 한국방사선학회논문지
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• 제15권1호
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• pp.37-43
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• 2021

국내에는 다수의 원자력시설이 존재하며, 지리적으로 비핵화 대상국인 북한을 주변국으로 두고 있다. 변화하는 국제 정세에 따른 선제적 대응으로 대상시설에 대한 핵감식 데이터를 구축할 필요가 있다. 이를 위해 국내 원자력시설 및 핵연료 주기를 고려하여 핵물질 및 기타 방사성물질의 기원 또는 출처를 파악하는데 사용되는 표지물질을 제시하였다. 국내에서는 경수로 및 중수로를 운용하고 있으며 각각 핵연료로 농축 우라늄과 천연우라늄을 사용한다. 국내 선행핵연료주기에서 표지물질은 중수로형 원자력발전소의 연료인 천연우라늄과 우라늄 농축과정의 UF6으로 생각할 수 있다. 국내 후행핵연료주기는 재처리 과정을 제외된 비순환 주기를 채택하고 있어 주요 표지물질은 사용후핵연료가 된다. 해당 물질들에 대해 IAEA 문헌에서 권고하는 표지물질의 시그니처 중요도를 판단하고 조사 항목을 제시하였다. 향후 핵감식에서 핵물질 관리에 대한 무결성 입증과 국가 핵감식 역량을 높이기 위한 핵감식 라이브러리 구축을 위해 국내 원자력시설과 핵연료주기를 고려한 표지물질을 파악하고 해당물질 별 시그니처 데이터를 확보해야 할 것으로 생각된다.

• 방사성폐기물학회지
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• 제17권4호
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• pp.375-387
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• 2019

본 연구에서는 최근 개발중인 360 다발 장전용량의 중수로 사용후핵연료 운반용기에 대한 설계기준연료의 방사선원항 평가와 용기외부에서의 방사선량률 계산을 수행하였다. 그리고 국·내외 방사선적 안전성평가와 관련한 기술기준 부합여부를 판단하고 결과의 적합성을 제시하였다. 방사선원항으로 작용하는 설계기준연료 선정을 위해 월성원전에서 운영중인 운반 용기 및 두 가지 방식의 건식저장시설에 적용된 설계기준연료의 사양 및 특성을 조사하였다. 각 운반·저장 시스템 별 설계 기준연료의 연소도, 최소 냉각기간 및 중간저장시설로의 운반시점 등을 바탕으로 연소도 7,800 MWD/MTU와 최소 냉각기간 6년을 설계기준연료로 설정하였다. 설계기준연료의 방사선원항은 SCALE 전산코드의 ORIGEN-ARP모듈을 이용하여 평가하였다. 운반용기의 방사선차폐평가는 MCNP6 전산코드를 이용하였으며, 기술기준에서 요구하는 운반용기 외부에서의 방사선량률 평가를 정상 및 사고조건으로 구분하여 수행하였다. 방사선량률 평가결과, 정상운반조건의 운반용기 표면 및 운반용기 표면 2 m 이격지점에서 계산된 최대 방사선량률은 각각 0.330 mSv·h^-1와 0.065 mSv·h^-1로 도출되어 선량률 제한치인 2.0 mSv·h^-1와 0.1 mSv·h^-1를 모두 만족하는 결과를 도출하였다. 또한 운반사고조건하 운반용기 표면 1 m 지점에서의 최대 방사선량률은 0.321 mSv·h^-1로서 기술기준인 10.0 mSv·h^-1 미만으로 평가되어, 대용량 중수로 사용후핵연료 운반용기는 방사선적 안전성을 확보하는 것으로 나타났다.

• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 1995년도 추계학술발표회논문집(1)
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• pp.327-332
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• 1995

가압중수형 원자로의 원자로건물내 주중기관 파단사고는 냉각재 상실사고와는 달리 핵연료 건전성이 유지됨에도 불구하고 파단 부위를 통한 과도한 중기 방출에 따른 일차측 급냉 및 감압에 의하여 경수를 수원으로 사용하는 비상노심냉각 계통(Emergency Core Cooling System:ECCS)의 작동으로 인하여 일차측 중수의 규정농도가 규정치 98% 이하로 저하되어 교체 또는 승급을 요하는 막대한 경제적 손실을 초래 할 수 있다. 원자로건물내 주중기관 파단사고시 비상노심냉각계통의 작동을 방지 또는 지연시키기 위한 운전기법으로 이차측 급수의 차단을 고려하였다. 주증기관 파단크기 50% 이하 범위에서는 원자로 정지후 급수 차단을 통해 비상노심냉각계통 작동을 막을 수 있음이 평가되었다.

• Journal of Radiation Protection and Research
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• 제31권1호
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• pp.37-46
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• 2006

본 연구에서는 심지층처분장에서 사용될 사용후핵연료 처분용기 개발을 위한 첫 시도로서 핵임계 및 방사선 안전성과 열역학적 구조안정성 관점에서 만족하는 처분용기 크기를 도출하였으며, 처분용기 구성요소의 적절한 배열과 안전한 처분조건 등을 설정하기 위한 기본정보도 수록하였다. 처분용기에 주어지는 외압에 대한 음력해석을 위한 안전계수를 2.0으로 하였을 때, 13cm의 사잇거리를 갖는 사용후핵연료 저장통을 둘러싸고 있는 내부충전물의 직경은 112cm로 평가되었으며, 저장통과 용기외부의 가장 얇은 부분의 최소두께는 15cm로 결정되었다. 이러한 크기를 갖는 처분용기는 가압경수로 사용후핵연료 집합체 4개 또는 중수로형 사용후핵연료는 297다발을 수용할 수 있는 것으로 평가되었다. 그러나 향후 처분작업의 방사선적 안전성 확보를 위하여 용기의 상하단 부위에 대한 상세 방사선차폐해석이 필요하다.

• Journal of Radiation Protection and Research
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• 제18권2호
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• pp.27-35
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• 1993

중수로형 원자로에서 방출되는 사용후핵연료 다발을 안전하게 운반할 목적으로 CANDU 수송용기에 대한 방사선차폐해석을 수행하였다. 핵연료의 연소도는 7,800MWD/MTU, 냉각기간은 5년으로 하여 ORIGEN2 코드로 방사선원을 구하고 이것으로 핵연료 378다발을 운반할 수 있는 수송용기의 차폐체 두께변화에 따른 선량을 영향을 비교하였다. 계산은 ANISN과 DOT4.2 코드를 사용하였으며, 해석결과 최적의 차폐구조를 선정 하였으며, 또한 IAEA 및 국내 원자력법의 수송법규에 명시된 정상수송 및 가상사고조건에 따른 차폐해석을 수행하여 CANDU 수송용기의 안전성을 입증하였다.

• 방사성폐기물학회지
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• 제6권3호
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• pp.217-224
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• 2008

사용후핵연료 심지층처분에 있어서 처분용기의 건전성 확보는 내부에 적재되어 있는 사용후핵연료로부터 방사성물질이 누출되는 것을 방지하고 격리하여 처분장의 안전성을 보증하기 위한 필수적인 인자이다. 이러한 처분용기는 심지층 처분의 목적인 방사성 독성이 인간 및 자연환경에 영향을 미치지 않도록 장기간 동안 격리하고 누출을 지연시키기 위한 공학적 방벽의 중요한 요소 중의 하나이다. 심지층 처분장 설계시 주요한 요건은 처분시스템의 안전성을 유지를 위하여 처분용기에 적재되어 있는 폐기물로부터 발생된 붕괴열로 인하여 완충재의 온도가 100$^{\circ}C$를 넘지 않도록 하는 것이다. 또한, 처분용기는 지하 심부 500 m 깊이에서의 수압과 완충재의 팽윤압 등 하중에 구조적 건전성을 유지하여야 한다. 본 연구에서는 직접 처분대상으로 고려하고 있는 중수로(CANDU) 사용후핵연료에 대한 처분용기의 개선된 개념을 설정하고, 심지층 처분환경에서의 열적 및 구조적 안정성을 분석하였다. 열적 안정성 해석결과 처분터널 및 처분공 간격이 40 m, 3 m 인 경우 처분 후 37년이 경과한 후에 처분용기 표면온도가 최고 온도에 도달하며, 이때 온도는 88.9$^{\circ}C$로서 처분장 온도제한 요건(100$^{\circ}C$)에 만족하였다. 또한, 정상적인 경우와 극 상황에 따른 하중에 대한 처분용기 구조해석 결과 안전율은 각각 2.9와 1.33 으로 나타나 심한 지층 처분환경에서 처분용기는 구조적 건정성을 유지하는 것으로 판단되었다.