• Nuclear Engineering and Technology
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• 제55권11호
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• pp.4083-4095
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• 2023

Currently, various research institutes in Korea are conducting research to develop a safety case for deep geological repository for high-level radioactive waste (HLW). In the past, low and intermediate-level waste (LILW) was approved by a regulatory body by performing a post-closure safety assessment, but HLW has different disposal characteristics and safety objectives are different. Therefore, in the case of HLW, safety assessment should be performed based on these changed conditions, and specific procedures are also under development. In this paper, the regulatory status of prior research institutes, feature, event and process (FEP) and scenario development cases were investigated for well-organized FEP and scenario development methodologies. In addition, through the results of these surveys, the requirements and procedures necessary for the FEP and scenario development stage during the safety assessment of repository for HLW were presented. These review results are expected to be used to identify the overall status of previous studies in conducting post-closure risk assessment for HLW repository, starting with identifying regulatory requirements, the most basic element.

• 방사성폐기물학회지
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• 제14권1호
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• pp.11-19
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• 2016

This paper focuses on the estimation of durability and service-life of reinforced concrete structures in Wolsong Low- and intermediate-level wastes Disposal Center (WLDC) in Korea. There are six disposal silos located in the saturated environment. The silo concrete is degraded due to reactions with groundwater and chemical attacks, and finally it will lose its properties as a transport barrier. The infiltration of sulfate and magnesium, leaching of potassium hydroxide, and chlorine induced corrosion are the most significant factors for degradation of reinforced concrete structure in underground environment. From the result of evaluation of the degradation time for each factor, the degradation rate of the reinforced concrete due to sulfate and magnesium is $1.308{\times}10^{-3}cm/yr$, and it is estimated to take 48,000 years for full degradation while potassium hydroxide is leached in depth of less than 1.5 cm at 1,000 years after the initiation of degradation. In case of chlorine induced corrosion, it takes 1,648 years to initiate corrosion in the main reinforced bar and 2,288 years to reach the lifetime limit of the structural integrity, and thus it is evaluated as the most significant factor.

• 방사성폐기물학회지
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• 제11권4호
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• pp.311-324
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• 2013

우리나라 중저준위 방사성폐기물 최종 처분시설인 월성원자력환경관리센터의 폐쇄 후 안전평가 컴퓨터 프로그램의 신뢰성 확보를 위해 MASCOT와 검증프로그램으로 SAFE-ROCK와 GOLDSIM을 선정하여 정상시나리오에 대하여 안전평가를 수행하였다. 각 프로그램의 장단점을 비교/분석하였으며, 각 프로그램 별 구획 간의 선량 및 누출량을 평가하였다. 그 중 방사성핵종 $^{129}I$와 $^3H$가 MASCOT와 SAFE-ROCK 프로그램에서는 비슷한 경향을 보여주었지만, GOLDSIM 프로그램에서는 상이한 결과를 나타냈다. 이는 각 프로그램의 근계지역 내 핵종이동방정식의 해석과정의 차이와 개별 프로그램의 한계로 인해 다른 결과값을 보여주는 것으로 분석되었다. GOLDSIM 프로그램의 경우, 선원항 구획에서 초기 핵종누출량은 time-scale에 민감하게 반응한다는 사실도 확인할 수 있었다. 안전평가 프로그램은 처분환경에서 발생하는 핵종거동 및 이동에 대한 실제현상을 예측하기 위해 모델링을 거치지만, 전산프로그램의 특성과 실제현상에 대한 데이터가 제한적이므로 결과에 차이가 발생하게 된다. 이러한 차이점은 다양한 프로그램을 이용한 결과와 상호비교를 통해 알아내며 그 원인을 지속적으로 분석하는 연구개발과정을 필요로 하고 있다.

• 방사성폐기물학회지
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• 제6권4호
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• pp.329-346
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• 2008

중저준위 방사성폐기물의 영구처분을 위하여 건설되는 월성원자력환경관리센터의 1단계 폐쇄후 안전성평가에 대하여 기술하였다. 처분시설의 건설운영허가를 위하여 작성된 안전성평가에 대하여 평가개요, 처분시설의 폐쇄개념, 처분부지에 대한 지하수 유동특성을 이용하여 평가를 위한 시나리오의 개발과정과 도출된 평가대상 시나리오에 대한 개념을 기술하였다. 폐쇄후 안전성평가 모델링을 위한 평가도구, 입력인자와 개별 시나리오에 대한 핵종누출 모델링, 기체발생 및 기체이동 모델링, 인간침입 모델링과 생태계 모델링에 대하여 기술하였다. 처분시설의 폐쇄후 안전성 평가시나리오에 대하여 국내 규제치를 만족하는 것으로 평가되었으며 향후 처분시설 안전성에 대한 불확실성 저감과 신뢰성 증진을 위한 노력을 지속적으로 수행할 예정이다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제25권3호
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• pp.447-456
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• 1993

중저준위 방사성폐기물처분장 인공방벽의 핵종유출 저지능을 평가할 수 있는 단순 모델이 제안되었다. 이 모델은 현재 우리나라에서 제안되고 있는 처분장 개념을 고려하여 고안되었으며, 인공방벽의 설계에 적합한 설계 기준 유출 과 인공방벽 성능평가에 적합한 현실적 유출 두 가지 경우를 다루고 있다. 모델의 유용성을 보이기 위해 화학적 특성이 다른 다섯 핵종에 대해 모의 계산을 수행하고 그 결과를 분석하였다.

• 방사성폐기물학회지
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• 제9권3호
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• pp.181-189
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• 2011

원자력시설의 원활한 건설 운영을 위해서는 해당 지역주민뿐만 아니라 일반 국민의 이해와 지지가 필요하다. 국가 에너지 안보와 경제성장을 위해 원자력을 지속 이용해야 하는 우리나라는 원자력의 사회적 수용성을 증진시키는 것이 중요하다. 원자력에 대한 사회적 수용성 수준을 파악하기 위해, 본 연구에서는 원자력발전소와 중 저준위 방사성폐기물처분장이 동시에 입지해 있는 경주 지역주민과 기타 지역주민의 원자력에 대한 인식을 설문 조사하였다. 설문조사는 총 450명을 대상으로 개별면접을 통해 이루어졌다. 본 설문조사를 통해 거주 지역에 따라 원자력시설에 대한 인식이 다소 다르다는 것을 확인할 수 있었으며, 지역별, 연령별 맞춤형 홍보 전략을 수립하는데 반영해야 할 시사점도 도출하였다.

• 방사선산업학회지
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• 제17권4호
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• pp.501-508
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• 2023

There are various factors that have a negative impact on safety over a long period of time after the closure of a radioactive waste disposal facility. In particular, it is important to limit substances that accelerate radionuclide migration while inhibiting adsorption between radionuclides and the subsurface medium. Through this study, a method for deriving a quantitative criteria evaluation method is proposed for cellulose among materials that accelerate the movement of these radionuclides after closure of the disposal facility. Since Sweden's SKB is representative worldwide for preparing criteria for cellulose in disposal facilities, it analyzed Sweden's acceptance criteria method and presented a method that can be applied domestically. The decomposition characteristics of cellulose and the adsorption and dissolution characteristics of ISA among degradation products were reviewed, and quantitative analysis of cement materials that create a high pH environment favorable for cellulose decomposition was also included. In addition, the total amount of the finally disposable cellulose material can be derived by using the volume information of the waste containing the cellulose material. Through this methodology for calculating the total amount of cellulose, it is expected that subsequent studies will be conducted to secure data reflecting the environmental conditions of radioactive waste disposal facilities in Korea. In addition, it is expected to be utilized as a good method to evaluate the impact of other complexing agents other than cellulose and to suggest the amount of disposal.

• 방사성폐기물학회지
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• 제15권2호
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• pp.161-172
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• 2017

중 저준위 방사성폐기물 처분시설의 운영 중 사고로 인한 방사선적 영향을 평가하기 위해서는 운영 중 발생 가능한 사고에 대한 타당성이 입증되어야 한다. 본 논문에서는 처분시설의 운영 중 사고분석 체계를 처분시설의 구성요소에 대한 안전기능분석, 잠재위험요소분석, 위험도분석, 그리고 향후 조치대안으로 사고평가체계를 개선하였다. 이를 위하여 위험도분석에 필요한 설계대안과 관리대안을 추가하여 설계-운영-평가가 연계되도록 하였다. 또한 운영 중 사고의 발생확률과 평가결과의 심각성에 따라 운영중 사고에 대한 분류기준을 제안하여 처분시설 운영 중 대표 사고시나리오에 대한 정당성을 확보하였다. 본 논문의 개선된 평가체계를 우리나라의 2단계 중 저준위 방사성폐기물 표층처분시설에 대한 처분시설 운영 중 사고분석의 사례에 대해 적용하였다.

• 방사성폐기물학회지
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• 제15권4호
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• pp.369-380
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• 2017

중 저준위방사성폐기물 표층처분시설 인간침입시나리오의 '평가/해석에 대한 불확실성'의 관리를 위해 GENII를 이용한 평가결과를 오염토양에 대한 방사선영향평가를 위해 개발된 RESRAD를 이용하여 검증하였다. 중저준위방사성폐기물 표층처분시설의 인간침입시나리오로 시추후거주시나리오를 선정하여 각 코드의 현상 모사에서 발생하는 한계점을 파악하고 동일한 입력데이터 조건에서 두 코드의 평가결과를 비교분석함으로써 모델링의 불확실성을 분석하였다. 평가결과 각 코드에서 일부 핵종의 거동모사에 대한 차이는 있었으나 폐쇄후관리기간 이후 선량평가 결과 모든 피폭경로에 대한 경향이 유사함을 확인하였다. 또한 RESRAD에서 확인한 선량평가 결과를 바탕으로 입력인자에 대한 민감도 분석을 수행하고 주요입력인자를 도출하였다. 이를 통해 모델링 결과 및 입력인자에 대한 불확실성을 분석하고 안전성평가 결과에 대한 신뢰성을 확인하였다. 본 연구의 결과는 중저준위방사성폐기물 처분시설의 Safety Case 구축에 활용될 수 있다.

• 한국세라믹학회지
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• 제40권10호
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• pp.936-942
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• 2003

In order to develop glass formulations for vitrifying Low-and Intermediate-Level radioactive Wastes (LILW) from nuclear power plants of Korea Hydro & Nuclear Power (KHNP) Co., Ltd., promising glass formulations were selected based on glass property model predictions for viscosity, electrical conductivity and leach resistance. Laboratory measurements were conducted to verify the model predictions. Based on the results, the models for electrical conductivity, US DOE 7-day Product Consistency Test (PCT) elemental release, and pH of PCT leachate are accurate for the LILW glass formulations. However, the model for viscosity was able to provide only qualitative results. A leachate conductivity test was conducted on several samples to estimate glass leach resistance. Test results from the leachate conductivity test were useful for comparison before PCT elemental release results were available. A glass formulation K11A meets all the KHNP glass property constraints, and use of this glass formulation on the pilot scale is recommended. Glass formulations K12A, K12B, and K12E meet nearly all of the processing constraints and may be suitable for additional testing. Based on the comparison between the measured and predicted glass properties, existing glass property models may be used to assist with the LILW glass formulation development.