• 방사성폐기물학회지
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• 제17권1호
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• pp.121-126
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• 2019

원자력발전소 해체과정에서 방사화 재고량에 대한 평가는 방사선 환경에 정보를 제공함으로써 해체 계획을 수립하는데 중요한 정보를 제공한다. 원자로 운전 정지 후 원자로 및 관계시설에서의 축적된 방사능은 노심 구조물, 반사체 및 차폐체 등의 구조재가 중성자 조사에 의해 방사화된것이다. 방사화생성물 중 $^{36}Cl$ 과 $^{41}Ca$ 은 반감기와 화학적 물리학적 특성에 의해 해체 처분 관점에서 매우 중요한 핵종이며 이에 따라 본 연구에서는 차폐 콘크리트 내 생성량을 평가하였다. MCNPX 코드를 사용하여 중성자속과 반응단면적을 계산하였으며 이 결과를 토대로 ORIGEN2 코드를 사용하여 방사화생성물의 양을 평가하였다.

• 한국압력기기공학회 논문집
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• 제16권1호
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• pp.110-116
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• 2020

As the management plan for domestic spent nuclear fuel is delayed, the storage of the operating nuclear power plant is approaching saturation, and the Kori 1 Unit that has reached its end of operation life is preparing for the dismantling plan. The first stage of dismantling is the transfer of spent nuclear fuel stored in storage at plants. The spent fuel management process leads to temporary storage, interim storage, reprocessing and permanent disposal. In this paper, the technical issues to be considered when transporting spent fuel in this process are summarized. The spent fuels are treated as high-level radioactive waste and strictly managed according to international regulations. A series of integrity tests are performed to demonstrate that spent fuel can be safely stored for decades in a dry environment before being transferred to an intermediate storage facility. The safety of spent fuel transport container must be demonstrated under normal transport conditions and virtual accident conditions. IAEA international standards are commonly applied to the design of transport containers, licensing regulations and transport regulations worldwide. In addition, each country operates a physical protection system to reduce and respond to the threat of radioactive terrorism.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제18권1호
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• pp.17-26
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• 1986

연소를 고려하는 사용후핵연료저장조의 핵임계 안전성 분석에서 검증용 계산 체제와 rack계산 체제 사이의 편차를 신뢰성 있게 결정하는 방법을 시험하였다. 이를 위하여 고리 1호기의 사용후핵연료저장조를 연소를 고려하는 가장 조밀한 rack으로 개념설계하고, 핵연료의 농축도 및 연소도에 따라 증배계수를 계산하였다. 표준값 생산용 Monte Carlo 코드로는 KENO-IV를 그리고 실제 rack 설계용으로는 2차원 충돌화률 코드인 FATAC을 사용하였다. 이 두 계산의 결과를 상호 비교하여 계산 체제 사이의 편차와 이의 경향성 및 신뢰도를 평가하였다. 이 방법을 사용하면 확실한 신뢰도 근거를 마련할 수 있을 뿐만 아니라 반응도 여유면에서 기존의 방법보다 불리하지 않음이 입증되었다.

• Journal of Radiation Protection and Research
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• 제13권2호
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• pp.41-51
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• 1988

우리나라의 환경특성에 적합한 섭식경로 내부피폭 해석코드를 확립하기 위한 준비과정으로서 FOOD III 코드를 부분적으로 보완하여 한국 성인 남자에 대한 선량평가 결과를 보완전의 결과와 비교하고 앞으로의 개선방안을 논의 하였다. 평가예제로는 1984년도 고리 원전 1호기에서의 Mn-54, Co-58, Co-60, I-131, I-132의 방출량 자료와 부지경계선상 대기확산인자(X/Q)의 최대값을 사용하였다. 보완된 코드로 계산한 결과, 장기별 선량은 보완 전에 비해 $20{\sim}70%$ 정도 낮아졌으며 예탁실효선량당량은 ICRP 제한치의 0.16%인 $7.935{\times}10^{-6}Sv/y$로 계산되어 보완전의 $1.32{\times}10^{-5}Sv/y$에 비해 40% 정도 낮게 평가되었다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제53권1호
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• pp.234-243
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• 2021

In the research or project planning for the decommissioning of a nuclear power plant, one of several preparations will be the establishment of a list of potential radionuclides to be considered at the time of characterization or final status surveys. Reliable data for selection of potential radionuclides during the transition period to prepare for decommissioning will depend heavily on historical data at the site or, where possible, sampling analysis. However, during the transition period, direct sampling can be challenging, depending on the circumstances of the site or national regulation. A methodology of selecting potential radionuclides for nuclear facility sites which largely consists of three major processes: production of initial list of radionuclides, selection of the insignificant radionuclide that will be eliminated, and consideration of site characterization or sampling. For developing a preliminary list of potential radionuclides for Kori Unit 1 decommissioning, the list of initial radionuclides was made referring to the technical documents applied at decommissioned NPPs in the U.S and additional reference materials applied until the operation of NPPs in Korea. For the screening of insignificant radionuclides, we applied criterion of less than 0.1% of the amount of radioactivity inventory and confirmed the dose fraction using the RESRAD code. The final suit of radionuclides was established, which should be supplemented by reflecting site characterization and sampling process in the future. Thus, the methodology and results for the selection of potential radionuclides suggested in this paper can give an insight as a future reference to deriving DCGLs in relation to site remediation of decommissioning nuclear plants.

• 자원ㆍ환경경제연구
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• 제27권2호
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• pp.261-286
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• 2018

본 논문은 제 7차 전력수급기본계획에서 제시한 신규 원자력발전, 석탄 발전, 그리고 LNG 복합 발전의 균등화발전비용과, 고리 1호기(가압형 경수로, PWR) 및 월성 1호기(가압형 중수로, PHWR)의 계속운전 기간별(10년과 20년) 균등화발전비용을 추정하여 비교해서 원전 계속운전의 노형별 및 계속운전 기간별 경제성을 평가하였다. 균등화발전비용을 이용한 원자력 발전의 계속운전 경제성은 노형, 계속운전기간, 할인율, 이용률 등으로부터 영향을 받는다. 분석결과에 따르면 가압형 경수로(고리 1호)는 가압형 중수로(월성 1호)보다 경제성이 높다. 원자력발전의 계속운전과 다른 전원의 경제성 비교 결과를 보면 가압형 경수로(고리 1호)의 경우에 20년 계속운전이 신규 원자력 발전 및 석탄발전보다 경제적이다. 그러나 가압형 중수로(월성 1호)의 경우에 20년 계속운전은 LNG 복합 발전보다 경제적이지만, 신규 원전 및 신규 석탄발전보다 비경제적이다. 원자력발전의 계속운전에서 보면 20년 계속운전이 경제적이며, 특히 가압형 경수로는 다른 전원보다 비용효율적이다. 원자력발전의 계속운전 정책은 모든 원전을 폐로하기 보다는 안전성과 경제성을 동시에 고려하는 선별적 접근 방식이 유효하다.

• Journal of Radiation Protection and Research
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• 제9권1호
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• pp.26-32
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• 1984

원자발전소의 가동에 따른 기체상 방사성물질의 방출로부터 주변주민이 받는 피해는 정상상태와 사고 경우로 나눠서 해석하게 된다. 정상상태 경우 방사성물질의 대기확산 모델은 주로 연평균 통계치를 사용하는 Gaussian식을 채택하나 사고결과 해석시에는 풍향 풍속의 변화를 추적하는 실시간(real time) 확산모델을 이용한다. 본고에서는 고려 원자력발전소의 정상가동에 따른 $1977{\sim}1982$년 6개년에 걸친 주변주민의 피복 선량을 Gaussian 직선제도 모델에 의한 대기확산인자치로 계산하였으며 사고경우에 대해서 요구되는 대상지역 주변의 대기확산계수 특성치를 구하는 간편한 영상처리방식을 실제 실험을 통해 제시하였다.

• 비파괴검사학회지
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• 제29권2호
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• pp.98-103
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• 2009

원자력발전소 증기발생기 전열관에 균열이 발생할 경우 해당 전열관을 관막음하여 안전하게 운영하고 있다. 만약 가동중검사시 균열 검출에 실패할 경우 전열관 파단사고와 같은 대형 사고로 이어질 수 있다. 증기발생기 전열관에는 여러 유형의 균열이 발생하고 있는데, 와전류검사로부터 균열이 확인된 경우 균열의 크기를 평가하여 전열관의 건전성을 평가하여야 한다. 그러나 균열의 깊이평가는 평가방법이 난해하여 평가 결과의 정확도 및 평가자 사이의 일관성이 떨어진다. 본 논문에서는 현재 사용되고 있는 균열깊이 평가방법에 대한 정확도 및 일관성을 확인하고, 보다 신뢰성 있는 평가방법의 개발을 위하여 고리 1호기 구증기발생기를 활용하였다. 국내 유자격 평가자들의 round robin test 결과를 통계적으로 분석하여 균열 유형별 최적의 평가방법을 도출하였다. 본 논문에서 제시된 균열깊이 평가기법은 국내 원전의 증기발생기관리프로그램에 활용되어 원전의 신뢰성 향상에 기여할 것으로 기대된다.

• 방사성폐기물학회지
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• 제15권4호
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• pp.355-367
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• 2017

2017년 6월에 영구정지 된 고리 1호기의 해체는 한국의 상업 원전에 대한 첫 해체 사례가 될 것이다. 해체 과정 중에 발생하는 폐기물에 대한 처분은 전체 해체 비용의 많은 부분을 차지한다. 따라서 방사화 및 오염된 콘크리트 구조물은 적절한 해체전략을 수립하여 경제적이고 안전하게 해체되어야 한다. 본 논문에서는 생물학적 차폐체에 대한 최적화된 해체 및 처분 시나리오를 연구하였다. 해체사례, 폐기물 처분 규정 및 처리 기술을 분석하였다. 그리고 생물학적 차폐체 제거 과정의 폐기물 발생량을 최소화하기 위해서, 최적 해체 시나리오를 제시하였고 폐기물 처분 방안을 도출하였다.

• 한국건설순환자원학회논문집
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• 제7권4호
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• pp.316-322
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• 2019

본 연구에서는 환경적·물리적 인자들의 불확실성을 반영하는 확률론적 접근법을 적용하여, 원자로 가동기간 동안 장시간 방사능에 노출된 원전 콘크리트 차폐벽의 재료적 특징 및 강도에 대한 영향을 평가하였다. 방사화에 따른 콘크리트의 재료적 특성 변화를 조사하였으며, 중성자 노출량과 시간과의 관계를 나타내는 중성자속 분석을 통해 차폐 콘크리트 의 시간의존적 압축강도와 인장강도의 변화를 예측하였다. 압축강도와 인장강도 각각의 변화에 따른 차폐 콘크리트의 파괴확률을 몬테카를로 시뮬레이션(Monte Carlo Simulation) 기법을 적용하여 추정하였다. 본 연구에서는 가동 40년 만인 2017년에 영구정지한 고리 1호기의 해체 안전성 평가를 위해, 이와 유사한 원전유형 및 관련 자료를 활용하여 콘크리트 생체차폐벽의 성능변화를 예측하였다.