• 방사성폐기물학회지
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• 제16권4호
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• pp.473-478
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• 2018

원전 해체 공정 중 절단 및 용융작업에서 발생되는 방사성 에어로졸은 작업종사자의 호흡을 통해 내부 피폭을 유발하게 된다. 이에 따라 해체 중 방사성 에어로졸로 인한 작업종사자의 내부피폭 평가가 필요한 실정이다. 정확한 내부피폭평가를 위해서는 작업종사자의 작업환경 실측값이 필요하지만 실측에 어려움이 있을 시에는 국제방사선방호위원회(ICRP)에서 제시하는 섭취량 분율 및 입자 크기 등의 권고 값을 통해 내부피폭선량을 추정할 수 있다. 본 논문에서는 입자 크기의 선정은 ICRP에서 권고하는 작업종사자의 고려 입자 크기인 $5{\mu}m$을 적용하였다. 발생량의 경우, 불가리아의 Kozloduy 부지 내의 용융시설에서 발생 된 에어로졸의 포집량 데이터를 이용하여 섭취량을 산정하였다. 또한 이를 이용해 작업종사자의 체내 및 배설물에서의 방사능 수치를 계산하고 BiDAS 전산코드를 통해 내부피폭 평가를 수행하였다. Type M이 0.0341 mSv, Type S가 0.0909 mSv로 두 흡수 형태 각각 국내 연간 선량 한도의 0.17%, 0.45% 수준을 나타내었다.

• 한국기후변화학회지
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• 제4권4호
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• pp.349-358
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• 2013

본 연구에서는 온실가스배출 집약도가 크고 온실가스 에너지 목표관리에 의한 감축의무 부담이 큰 발전 및 에너지 업종의 향후 적용 가능한 온실가스감축 신기술을 조사하고, 각 기술별 기술특성을 알아보았다. 발전 및 에너지 분야의 온실가스 감축 신기술로는 크게 효율 향상, CCS, 가스복합발전 기술로 분류할 수 있다. 감축 신기술에 대해 예상배출량 및 온실가스 배출 원단위를 산정식을 이용하여 산정한 후, 기존기술을 온실가스 감축 신기술로 대체하였을 경우에 대한 온실가스 감축량을 예상해 보았다. 그 결과, CCS 발전 기술로 인한 온실 가스 감축률이 30% 이상으로 가장 클 것으로 예상되며, 석탄가스화 연료전지 기술 및 가압유동층 화력발전 기술의 감축률 또한 20% 이상으로 감축 효과가 큰 것으로 나타났다. 신기술의 특성과 효율적 도입에 대한 연구가 지속되고, 향후 온실가스 감축목표 달성을 위해 적절히 적용한다면 국가온실가스감축 목표를 비용 효과적으로 달성할 수 있을 것으로 판단된다.

• 방사성폐기물학회지
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• 제17권2호
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• pp.245-261
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• 2019

원자력이용시설에서 유출된 방사성 오염물질은 지표수나 지하수의 유동에 따라 이동할 수 있다. 이 중에 지표수에 의해 이동하는 오염물질은 비교적 감시가 용이하지만, 지하수를 따라 이동하는 오염물질은 대상 매질에서의 지하수흐름에 대한 정보를 알아야 하므로 감시가 매우 어렵다. 그러므로 지하수에 의한 오염물질의 이동을 규명하기 위해서 지질환경의 특성화가 선행되어야 한다. 본 연구에서는 연구부지에 건설된 가상의 원자력이용시설에 대한 감시공의 위치를 결정하고, 감시공에서의 심도별 감시 구간을 선정하는 방법론을 제안하였다. 감시공의 위치를 결정하기 위해 지하수유동 모델링을 수행하였고, 그 결과 지하수 흐름의 하류 지역에 감시공의 위치를 선정하였으며, 감시공에서 수행한 현장조사 결과를 바탕으로 비교적 지하수의 흐름이 빠른 구간을 대상으로 감시 구간을 선정하였다. 본 연구를 통해 개발된 모니터링 방법론은 국내 원자력 발전소를 포함한 원자력이용시설 뿐만 아니라, 유류비축시설의 오염물질, 농업 관련 지하수 오염의 감시 등 다양한 분야에서 잠재적으로 지하수에 유입될 수 있는 오염물질을 조기 감시하는 데에 활용할 수 있을 것이다.

• 방사성폐기물학회지
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• 제17권3호
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• pp.329-338
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• 2019

불포화 벤토나이트 완충재의 수분흡입력은 공학적방벽의 수리-역학적 성능평가 및 설계에 있어 매우 중요한 입력인자이다. 본 연구에서는 문헌에 보고된 불포화 다공성매질의 수분흡입력 측정기술과 구성모델을 분석하고, 고준위폐기물처분장의 벤토나이트 완충재에 적합한 수분흡입력 측정기술과 구성모델을 제안하였다. 문헌 분석결과, 벤토나이트 완충재의 수분흡입력은 일반토질보다 훨씬 높은 값을 가지며, 매트릭수분흡입력과 삼투흡입력을 포함하는 총수분흡입력을 측정하여 사용하였다. 벤토나이트 완충재의 수분흡입력 측정에는 상대습도센서를 이용한 측정방법(RH-Cell, RH-Cell/Sensor)이 적합하였으며, 핵종 붕괴열에 의한 온도변화와 측정 소요시간을 고려했을 때에는 RH-Cell/Sensor 방법이 더 선호되었다. 벤토나이트 완충재의 수분보유모델은 실험을 통해 여러 가지 모델이 제안되었지만, 불포화 완충재의 수리-역학적 성능평가 구성모델로는 대부분 van Genuchten모델이 사용되었다. 벤토나이트 완충재의 수분특성곡선은 벤토나이트의 종류, 건조밀도, 온도, 염도, 측정 시 시료상태와 이력과정에 따라 서로 다른 경향을 보였다. 수분보유모델의 선정 및 모델인자 결정에는 신뢰도 향상을 위해 이러한 인자들의 영향이 고려되어야 한다.

• 방사성폐기물학회지
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• 제17권3호
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• pp.313-319
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• 2019

A-KRS는 한국원자력연구원에서 개발한 파이로프로세싱 처리된 폐기물을 처분하는 개념이다. 고준위 방사성폐기물은 파이로프로세싱에 의하여 최소화되며, 최종 발생된 고준위 방사성폐기물은 모나자이트 세라믹 폐기물 형태로 제조된다. 모나자이트 세라믹 폐기물은 처분공에 영구 처분되어 열을 발생시킨다. 발생된 열은 폐기물을 보호하는 캐니스터 및 완충재의 온도를 상승시켜 설계 기준을 초과 시킬 수 있다. 온도는 처분공 간의 거리로 조절 가능하며 한국원자력연구원에서 해석한 바 있다. 한국원자력연구원에서 해석한 경계조건은 완벽 접촉을 가정한 것이기 때문에, 최초 처분 시에 발생하는 간격에 의해 발생하는 열 저항에 의한 온도 분포는 알 수 없다. 이를 보완하기 위하여, 본 논문에서는 최초 처분 시 존재하는 간격에 의한 열 전달 해석을 수행하였다. 또한 발열체와 캐니스터 간의 공극을 추가하여 온도 분포 해석을 수행하였다. COMSOL 전산해석 소프트웨어를 이용하여 열전달 해석을 수행하였다.

• 방사성폐기물학회지
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• 제17권3호
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• pp.321-328
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• 2019

본 연구에서는 원자력 사고 또는 방사선 비상 시 지표면에 침적될 수 있는 감마선방출 핵종의 방사능을 신속하게 평가하기 위해 이용될 수 있는 NaI(Tl), $LaBr_3$(Ce) 및 $CeBr_3$ 섬광검출기의 성능을 비교 평가하였다. 검출성능은 최소검출가능방사능(MDA, Minimum Detectable Activity)을 통해 평가하였으며, 각 검출기의 지표면 침적 감마선방출 핵종에 대한 검출효율은 수학적 모델링과 점선원을 이용하여 반실험적으로 산출하였다. MDA 평가를 위한 백그라운드 감마선에너지스펙트럼은 비교적 넓고 평탄한 초지에서 측정되었으며, 원자력 사고 시 방출될 수 있는 주요 핵종에 대한 각 검출기의 MDA를 산출하였다. 그 결과 일반 환경방사능 준위에서 지표면 침적 감마핵종에 대한 각 검출기의 MDA 크기는 대체로"NaI(Tl)> $LaBr_3$(Ce)> $CeBr_3$"로 평가되었으며, 백그라운드 준위가 유사한 에너지 영역에서는 분해능이 가장 우수한 $LaBr_3$(Ce)에서 최소 값을 보였다. 이는 관심 핵종의 감마선에너지 영역에 대한 각 검출기의 자체 및 측정 환경 백그라운드, 측정 효율, 그리고 에너지 분해능 특성을 바탕으로 비교 분석되었다.

• 방사성폐기물학회지
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• 제17권1호
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• pp.107-120
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• 2019

다수호기 부지에 위치한 원전의 해체는 인근에 위치한 운영중인 원전으로 인해 작업자에게 추가적인 방사선 피폭 위험을 야기할 수 있다. 따라서 인근의 운영중인 다수호기 원전에 의한 해체 작업자에 대한 피폭 선량 평가가 필요하다. ENDOS프로그램은 한국원자력연구원(KAERI)에서 개발된 선량평가 전산코드로, 하위 프로그램으로 대기 확산 평가 프로그램인 ENDOS-ATM과 기체 방사성 배출물에 의한 피폭 선량 계산을 수행하는 ENDOS-G가 있다. 이 프로그램들을 이용하여 고리 1호기 해체작업자에 대한 다수호기 원전 운영에 의한 피폭 선량을 계산한 결과, $2.31{\times}10^{-3}mSv{\cdot}y^{-1}$로 일반인에 대한 피폭선량 기준치인 $1mSv{\cdot}y^{-1}$에 비교해 보았을때 큰 영향이 없을 것이라는 판단에 도달할 수 있었다. 앞으로 예상되는 국내 해체 원전의 경우 모두 다수호기 부지에 위치하여 이 연구 방법과 결과가 활용될 수 있을 것이라고 기대한다.

• 방사성폐기물학회지
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• 제17권1호
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• pp.1-13
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• 2019

후쿠시마 원자력 발전소의 사고로 인해 일본 동부 지역에 다량의 방사성 핵종이 축적되었다. 이러한 방사성 물질은 숲, 도시, 하천, 호수를 포함한 넓은 범위에서 관측되고 있다. 방사성 세슘의 토양 입자에 강하게 흡착하는 특성 때문에 방사성 세슘은 침식된 토사와 함께 이동하여, 인구가 밀집한 하천 하류지역으로 그리고 연안으로 서서히 이동한다. 본 연구에서는 수생환경의 오염된 토사의 이동을 재현하기 위한 수치모델을 개발하고, 그 성과의 일부를 한국원자력연구원 내에 위치한 침식된 토사 관측 장비에서 관측된 결과와 비교하였다. 수집된 토사 시료의 입경 특성을 분석하기 위해서 표준 체분석과 이미지 분석법을 적용하였다. 수치 모델은 초기 포화도, 강우의 토사 침투율, 멀티 레이어, rain splash 등을 고려하여 현실의 강우에 따른 토사의 이동을 시뮬레이션 할 수 있도록 개발하였다. 2019년 연구에서는 수치모델에 나무에 의한 강우 쉴드 효과, 증발효과, 표면물의 쉴드 효과 등이 추가될 계획이다. 토사 유실 관측 장비를 2018년부터 월성 원전 인근에 설치해 지속적으로 관측 자료를 수집하고 있다. 이러한 관측자료를 기반으로 방사성 핵종의 강우, 하천, 연안으로 이동하는 장기 영향 평가 수치모델을 개발할 계획이다.

• 방사성폐기물학회지
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• 제17권1호
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• pp.59-73
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• 2019

원자력발전소 운영 과정에서 발생되는 폐기물인 폐수지를 원천적으로 저감하기 위해, 새로운 폐수 정화기술을 개발하고 원전 폐수처리시스템에 가상적으로 적용하여 효용성을 평가하고자 하였다. 본 기술의 기본 원리는 폐수에 존재하는 주요 핵종이온들을 생물학적 혹은 화학적 방법을 통해 무기 결정광물로 바꾸는 방식이다. 실험실에서 폐수를 대상으로 회분식실험을 통해 핵종 제거율을 측정한 결과, 생물학적 방법은 24시간 이내에 세슘을 80% 이상 제거하였고, 화학적 방법은 95% 이상 세슘을 선택적으로 제거할 수 있었다. 그리고 원전 폐수에 존재하는 다른 주요 핵종들(Co, Ni, Fe, Cr, Mn, Eu)에 대해서도 초기 99% 이상의 높은 제거율을 보여 주었다. 우리는 APR1400 원자력발전소의 폐수처리시스템 공정에서 역삼투압(R/O)과 유기 이온교환수지 모듈 사이에 가상으로 본 기술 모듈을 설치하였다. 가상의 모듈 설치를 통한 기술적 타당성 평가를 통해, 우리는 폐수의 주요 핵종들이 90% 이상 선택적으로 제거되고 폐수지의 발생량이 대폭 감소된다는 결과를 얻을 수 있었다. 이러한 결과가 의미하는 바는 본 기술이 향후 미래에 상용화되었을 경우, 폐수지 관리 비용을 크게 감소시키고 수지 수명도 대폭 연장시킬 수 있어, 결과적으로 월성 방사성폐기물 처분시설의 저장고 포화시점을 최대한 늦출 수 있는 이점이 있다.

• Journal of Radiation Protection and Research
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• 제47권1호
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• pp.1-7
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• 2022

Background: In Japan, new regulations that revise the dose limit for the lens of the eye (hereafter the lens), operational quantities, and measurement positions for the lens dose were enforced in April 2021. Based on the international safety standards, national guidelines, the results of the Radiation Safety Research Promotion Fund of the Nuclear Regulation Authority, and other studies, the Working Group of Radiation Protection Standardization Committee, the Japan Health Physics Society (JHPS) developed a guideline for radiation dose monitoring for the lens. Materials and Methods: The Working Group of the JHPS discussed the criteria of non-uniform exposure and the management criteria set not to exceed the dose limit for the lens. Results and Discussion: In July 2020, the JHPS guideline was published. The guideline consists of three parts: main text, explanations, and 26 examples. In the questions, the corresponding answers were prepared, and specific examples were provided to enable similar cases to be addressed. Conclusion: With the development of the guideline on radiation dose monitoring of the lens, radiation managers and workers will be able to smoothly comply with revised regulations and optimize radiation protection.