• 해양환경안전학회지
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• 제27권5호
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• pp.618-629
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• 2021

2011년 동일본대지진에 의해 발생한 후쿠시마 원자력 발전소 사고와 최근 국내 지진 발생 빈도의 증가는 원자력 발전소의 지진 안전성에 대한 불안감을 야기하였다. 더불어 최근(2021년) 일본 동경전력은 후쿠시마 원전 오염수의 태평양 방류를 결정하였으며, 이로 인해 국내외 수산물을 통한 방사능 오염 가능성이 높아지면서 국민들의 우려가 급증하고 있다. 후쿠시마 원전사고 이후 해양으로의 인공방사능 유입에 관한 연구는 국제적으로 많이 이루어졌으나, 한국인의 주요 식재료인 동아시아 연근해의 수산물에서 인공방사능의 분포 현황 및 축적에 대한 연구는 상대적으로 부족한 실정이다. 따라서 이 논문에서는 후쿠시마 원전사고 이후, 국내산 수산물에서의 원전 기원 인공방사능(예, ¹³⁷Cs, ^239+240Pu, ⁹⁰Sr 등)의 분포 특성과 관련한 최근 연구 사례들을 소개하고자 한다. 또한, 후쿠시마 원전오염수의 방류와 더불어 2030년까지 계획된 중국의 신규 원전 시설로 인한 향후 한반도 주변해역의 방사능 유출 영향에 대한 대비 및 사전 연구가 필요한 시점이기에 향후 연구 방향들을 제안하고자 한다.

• 방사성폐기물학회지
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• 제11권2호
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• pp.115-131
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• 2013

미즈나미 지하처분연구시설 프로젝트는 일본원자력연구개발기구가 결정질암 내의 심부 지하 환경에 관해 종합적으로 연구하는 프로젝트이다. 미즈나미 프로젝트는 3개의 중첩되는 단계로 구성된다: 지표기반 조사단계 (단계 1), 건설단계 (단계 2), 운영단계 (단계 3)의 총 20년. 미즈나미 프로젝트의 1단계에서 3단계까지의 전체 목표는 1) 심부지질환경을 조사, 분석, 평가하기 위한 기술 정립, 2) 심부 지하 활용을 위한 일련의 공학적 기술 개발이다. 전체 목표 1을 달성하기 위하여, 1단계 목표를 굴착 전에 지질환경을 모사하고 굴착거동을 예측하는 모든 지표기반 조사결과로부터 지질환경 모델을 구축하는 것으로 설정하였다. 전체 목표 2를 달성하기 위하여, 2단계 목표는 지하시설을 위한 상세 설계 개념과 건설 계획을 수립하는 것으로 설정하였다. 본 논문은 결정질암내 지하수의 수리지화학적 특성을 조사하고 평가하기 위한 지질통합적 방법을 소개한다.

• Journal of Radiation Protection and Research
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• 제21권3호
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• pp.155-166
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• 1996

모든 원자력 시설이나 기기들은 설치하기 전과 설치한 후에라도 설비를 개조하여야 할 때에는 ALARA 검토를 받아야 하는데, ALARA 설계측면에서 주요한 목적은 특별한 엔지니어링기법을 통해 작업자 피폭을 감소시킬 수 있는 분야가 무엇인지를 규명하는 것이다. ALARA 설계검토에서 고려하여야 할 기본적인 인자물로는 Crud 통제와 차폐와 격리, 접근성, 유지보수성과 신뢰성, 및 오염통제가 있다. 이처럼 다각적인 측면에서 ALARA 설계검토가 이루어져야 하므로 설계자들이 ALARA 설계검토를 하는 과정에서 검토되어야 할 기본적인 사항들이 누락되지 않도록 하기 위해서는 적절한 ALARA 점검표가 이용되어야 한다. 따라서 본 연구에서는 실제적인 ALARA 점검표를 개발하기 위하여 각각의 기본적인 ALARA 인자들 별로 검토하여야 할 항목들을 살펴보았다. 또 각각의 검토항목별로 어떤 사항들이 고려되어야 할 것인지에 대해 논하였으며, 설정된 기본인자들과 검토항목들을 토대로 ALARA 점검표가 개발되었다.

• Carbon letters
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• 제2권2호
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• pp.113-119
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• 2001

The advanced method for $CO_2$capture is currently one of the most important environmental issues in worldwide and it is therefore necessary to have available technologies, which minimize the discharge of $CO_2$ including Carbon-14 from nuclear facilities into the atmosphere. A key aspect of this work is to provide the technically principal data required to improve a $CO_2$ removal system for the utilization of regenerative sorbent use, specifically include suggestions regarding its modified column design (parallel dual-bed assembly), stop-restart operation and the economic feasibility of sorbent use. The removal performance of soda lime and the effects of relative humidity (RH) and packing bed-depth (BD) on $CO_2$ removal were investigated. In a single-bed, it revealed that the utilization of soda lime for $CO_2$ removal at line velocity of 13 cm/sec and bed depth of 12 cm increased with the increased relative humidity up to 85%. However, in the parallel dual-bed assembly applied with the stop-restart operation, a maximum utilization rate of soda lime for $CO_2$ removal was obtained even at 55% of RH and 8 cm of BD, specifically the utilization rate of soda lime by using this $CO_2$ removal assembly was about two-fold superior to that in a single-bed.

• 방사성폐기물학회지
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• 제4권2호
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• pp.179-186
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• 2006

원자력을 이용하는 시설 및 그와 관련한 연구개발실험실로부터 각종 화학폐수가 다량으로 발생되고 있으며 이들 폐수를 화학폐수 전용처리시설로 처리하고 있으나 최종 건조 케이크내에 함유된 우라늄의 농도가 규제면제농도인 10 Bq/g을 약간 초과하므로서 방사성폐기물로 분류하여 별도로 저장하고 있다. 화학폐수 처리후 침전된 슬러지내의 우라늄 농도를 분석한 결과 우라늄이 용액상이 아닌 침전물상에 존재함을 알았으며, 이들 우라늄을 침전물로부터 용액상으로 용해하기 위하여 강질산으로 용해시켰다. 그 결과 대부분의 우라늄이 슬러지의 침전물로부터 용액상으로 용출되었으며, 용해후 얻어진 슬러지 산용해액에 대해 IRN-77과 비드형으로 새로 제조한 다이포실 수지를 실 폐액처리에 적용하기 위한 흡착실험을 수행하였다. IRN-77과 다이포실 비드를 단독, 혼합 또는 단계적으로 사용한 결과, 80%이상의 우라늄 흡착효율을 얻기 위해서는 산용해액과 동등량 또는 그 이상의 다량의 수지가 소요되었다. 한편 침전 슬러지를 압착하여 부피가 더욱 축소된 탈수케이크를 산용해한 결과, 탈수케이크 대 질산의 비율이 3:2에서 우라늄의 함량을 최대 11 mg/L을 얻었으며 슬러지 용해시보다 적은 양으로 산용해가 가능하였다. 탈수 케이크 산용해액의 방사능 농도는 6.97E-01 Bq/ml 로서 기존의 자연증발처리시설에서 처리가 가능한 수준이었으며, 건조케이크의 비방사능은 11.2 Bq/g로서 최종 폐기물로 발생될 폐증발천의 비방사능이 4.3 Bq/g으로 평가되어 우라늄 동위원소의 규제면제치인 10 Bq/g 미만이므로 자체처분이 가능한 수준이었다. 결론적으로 화학폐수를 처리한 후 부피가 최소화된 탈수케이크에서 우라늄을 산용해시키고 최종 산용해액은 기존의 자연증발시설로 증발처리하면 방사성 건조케이크의 발생 없이 또한 자연증발천도 자체처분이 가능한 최적의 방안을 도출하였다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제26권4호
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• pp.471-483
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• 1994

시험용기가 1.7㎥가 되는 소규모 나트륨화재 실험 시설을 건설하여 나트륨 관련시설에서 발생가능한 풀형화재, 분무형화재, 그리고 원주형화재와 같은 나트륨화재 실험을 실시하였다. 그 결과 풀형화재는 나트륨 주입량에 비하여 온도 및 압력 증가치가 분무형화재와 원주형화재보다 훨씬 작지만 상당기간 나트륨풀과 용기안의 온도를 높게 유지시키며 나트륨 주입량이 많을 경우 용기내의 산소를 거의 소모시켜 용기안의 산소농도를 0mol%에 근접시키고 진공 상태까지 이르게 하였다. 분무형화재는 분산된 작은 나트륨이 순간적으로 산소와 반응하여 급격히 용기내의 온도와 압력을 증가시키며 곧 감소하였다. 분무형 화재의 최고 도달온도와 압력은 초기 산소농도 그리고 나트륨 주입온도에 따라 크게 다름을 보여 주었다. 원주형화재는 분무형화재와 거의 유사하지만 좀 더 많은 양의 나트륨을 시험용기내에 주입시켜도 최고 도달 온도와 압력이 분무형보다 작았다. 그리고 분무형화재와 원주형화재에서는 풀형화재에 비하여 순간적으로 분산된 나트륨이 산화하여 용기내의 측정위치에 따라 온도분포가 크게 다름을 보여주었다. 끝으로, 풀형화재 소화실험에서는 소화제 graphex가 효과적으로 나트륨 화재를 진화시킬 수 있음을 확인하였다.

• Journal of Radiation Protection and Research
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• 제37권4호
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• pp.219-225
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• 2012

방사선안전을 수행하는 방사선안전관리자를 대상으로 실제적인 방사선안전규제 수준을 파악하여 합리적인 안전규제 제도를 마련하는데 필요한 근거자료를 도출함으로써 방사선안전규제의 효율성과 편의성을 극대화할 수 있는 차별화된 규제에 도움이 되고자 하였다. IAEA의 RS-G-1.9 (2005), NRC의 NUREG Vol. 1~21 등과 국내 원자력안전법의 내용을 근거로 전체 약 10%에 해당되는 방사선이용기관의 방사선안전관리자를 대상으로 설문조사하였다. 피폭관리에 대한 요건($3.32{\pm}0.910$)이 가장 높은 인식수준을 나타냈고, 관련 서류의 기록, 비치, 보관에 대한 요건($2.84{\pm}0.826$)은 가장 낮은 인식수준을 나타냈다. 방사선원 현황 및 관리 요건, 시설 요건, 측정 및 오염관리 요건, 측정 장비 및 감시기 작동 요건, 교육 및 훈련 요건, 피폭관리 요건에서 산업기관이 의료기관보다 규제가 더 엄격해야 한다는 인식수준을 나타냈다. 방사선안전규제 수준이 산업기관과 의료기관에 통계적으로 유의한 차이가 있다는 것은 규제관련 그 원인이 존재하는 것이므로 실제적인 규제내용을 재평가해 볼 필요가 있음을 시사한다. 향후 연구에서는 국내 기관특성별로 규제요건을 개발하는 과정이 이루어질 필요가 있고, 기관특성을 고려하여 방사선안전규제를 수행한다면 편의성을 극대화한 안전규제를 달성할 수 있을 것이라고 사료된다.

• Journal of Radiation Protection and Research
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• 제23권3호
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• pp.149-157
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• 1998

개인 선량한도를 하향조정 하였을 경우 추가적으로 요구되는 방사선작업 자 수와 집단선량을 예측하기 위한 연구가 수행되었다. 연구대상은 한국원자력안전기술원에서 선택한 기관 모두를 포함하였고 해석기준의 선량한도는 ICRP Publ. 60. 및 BEIR V 보고서가 권고한 값으로 하였다. 해석자료로 사용된 데이터베이스는 원자력법에 의거 원자력발전사업 허가자와 비파괴검사 허가자가 한국방사성동위원소협회에 제출한 개인피폭선량 기록의 편집자료에 근거하였다. 연간 개인선량한도의 하향 설정에 따른 영향은 상관모델을 사용하여 계산하였다. 본 연구모델의 민감도는 종사자가 방사선작업환경 내에 있는 동안의 비생산성을 가정하여 분석하였다. 최상의 방사선작업환경조건에서도 종사자의 최저 비생산성 인자에 접근하는 것이 대단히 어렵기 때문에 최저 비생산성 가정은 보수적인 가정이라는 주장을 쉽게 변호할 수 있다는 것이 장점이다. 개인선량한도가 연평균 2cSv로 하향 조정되고 개인 작업자의 비생산성율이 0.1이라고 가정하면 1997년 동안 방사선시설에서 추가로 요구되는 방사선작업종사자수는 231명으로부터 269명으로 증가되고, 집단선량 man-cSv는 근사적으로 14%만큼 증가된다.

• 대한지리학회지
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• 제51권2호
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• pp.283-303
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• 2016

울리히 벡(Ulrich Beck)의 위험사회 개념은 위험을 둘러싼 공간적인 감수성이 부족하면서 특정 위험이 발생하고, 전개되고, 다면적으로 인지되는 역동적인 측면들이 누락되는 한계를 지니고 있다. 이에 대한 대안적 접근으로 벡의 위험사회론을 공간적으로 발전시킨 데틀레프 뮐러만(Detlef $M{\ddot{u}}ller$-Mahn)의 위험경관(riskscape) 개념을 소개하고, 이 개념을 동아시아의 맥락에서 이론화를 시도한다. 동아시아 발전주의 국가론의 핵심적인 전제는 적극적인 '국가의 역할(the role of the state)'을 주문한다는 점이다. 하지만 동아시아의 경제성장 및 근대화 과정에서 국가의 역할이 두드러졌다는 사실은 벡의 용어를 빌리자면 경제성장과 근대화의 댓가로 원자력 발전소와 같은 '만들어진 위험들(manufactured risks)'의 형성에 국가가 깊숙이 연루되었음을 의미한다. 따라서 동아시아 근대화와 위험사회화를 이해하기 위해서는 국가에 대한 분석이 긴요하다. 보다 구체적으로, 한국의 원전입지정책을 사례로 1) 단기간에 동아시아 경제성장을 효과적으로 추진하기 위하여 지배적 사회세력이 지역의 위험은 축소하고, 경제성장의 가치를 지역의 위험보다 우선시하는 국가적 차원의 위험경관을 형성하였음을 밝히고, 2) 또한 다양한 우발적 계기들(정치적 민주화 혹은 대규모 재난의 발생 등)에 의하여 다른 사회세력들이 생산한 위험경관들이 기존의 국가적 차원의 위험경관과 대립할 수 있음을 확인한다.

• 방사성폐기물학회지
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• 제12권3호
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• pp.217-233
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• 2014

생활주변방사선안전관리법 도입에 따라 재활용하지 못하는 공정부산물의 안전관리를 위해서는 방사선적 안전성 확보가 필수적이다. 이를 위해서 처분대상 공정부산물 특성화 자료 수집 및 분석, 처분방법과 처분시설의 조사 및 분석, 처분시설의 운영으로 인한 방사선적 안전성평가 방법론 정립과 도구 확보, 주요 입력자료들의 안전성에 미치는 영향 파악 등이 필요하다. 이를 통하여 매립과 같은 참조 처분방법을 선정하고 피폭선량과 인체보건 리스크 평가를 통하여 공정부산물 처분에 따른 방사선적 안전성 확보를 위한 절차 및 기준마련을 위한 기술적 근거를 확보할 필요가 있다. 본 연구에서는 공정부산물 처분방법과 공정부산물 처분시설에 대한 국내외 현황 조사 및 분석과 국내외 주요 산업별 처분대상 공정부산물 특성화 자료 수집 및 분석을 수행하였다. 이를 바탕으로 주요 공정부산물 특성에 따른 관리방안과 매립 처분시설에 대한 개념설계를 제안하였다. 또한, 공정부산물 처분시 대기확산에 의한 방사성핵종의 전이경로와 침출수 유출로 인한 방사성핵종의 전이경로 파악을 수행하고 적절한 코드를 선정하여 예제 평가를 수행함으로써 코드의 유용성을 확인하였다. 그리고 국내 대표 공정부산물인 비산재, 인산석고, 레드머드 특성화 자료를 이용하여 공정부산물 처분시 피폭선량 및 초과 암 리스크를 평가하고 분석하였다. 개념적 설계 예제에 대한 방사선적 안전성 평가 결과에 의하면 공정부산물 처분시 피폭선량 및 초과 암 리스크는 매우 낮은 값을 가지며 우려할 만한 방사선적 영향을 보이지는 않는다. 연구결과는 향후 생활방사선 안전관리를 위한 규제기술 개발에 활용 가능할 뿐만 아니라 생활주변방사선안전관리법 이행기술 기반 구축에 기여할 수 있을 것이다.