• 방사성폐기물학회지
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• 제2권3호
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• pp.219-230
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• 2004

Most of the low-level liquid radioactive wastes generated from PWR plants are classified into high or low total suspended solid(HTDS or LTDS), and into radiochemical and radioactive laundry waste. Although the evaporation process has a high decontami- nation ability, it has several problems such as corrosion, foam, and congestion. A new liquid waste disposal process using the ion-exchange demineralizer(IED), instead of the current evaporation process, has been introduced into the Yonggwang NPP #5 and 6. These two methods have been compared to understand the differences in this study. Aspects compared here were the released radioactivity amount of the liquid radioactive wastes, the dose of off-site residents, the decontamination factor, and the amount of the solid radioactive wastes. The IED system is designed to discharge higher radioactivity about 20% than the evaporating system, and the actual radioactivity released from the evaporating and IED system were 0.473mCi and 1.098mCi, respectively. The radioactivity released from the IED was 2.32 times higher than that of the evaporating system. The dose of off-site residents was $2.97{\times}10^{-6}$mSv for the evaporating system, and $6.47{\times}10^{-6}$mSv for IED. The decontamination factor(DF) of the evaporator is, in most cases, far lower than the lower limits of detection(LLD) with the Ge-Li detector. Due to the low concentration of the liquid wastes collected from the liquid waste system, the decontamination factor of IED is very low. Since there is not enough data on the amount of solid radioactive wastes generated by the evaporation system, the comparison on these two systems has been conducted on the basis of the design, and the comparison result was that the evaporating system generated more wastes about 40% than IED.

• Journal of Radiation Protection and Research
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• 제41권3호
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• pp.196-205
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• 2016

Background: The emergency planning zone (EPZ) of the city of Busan is divided into the precautionary actions zone (PAZ) and the urgent protective action planning zone; which have a 5-km radius and a 20-km to 21-km radius from the nuclear power plant site, respectively. In this study, we assumed that a severe accident occurred at Shin-Kori nuclear unit 3 and evaluated the dispersion speed of radiological material at each distance at various wind speeds, and estimated the effective dose equivalent and the evacuation time of PAZ residents with the goal of supporting off-site emergency action planning for the nuclear site. Materials and Methods: The total effective dose equivalent, which shows the effect of released radioactive materials on the residents, was evaluated using the RASCAL 4.2 program. In addition, a survey of 1,036 residents was performed using a standardized questionnaire, and the resident evacuation time according to road and distance was analyzed using the VISSIM 6.0 program. Results and Discussion: According to the results obtained using the VISSIM and RASCAL programs, it would take approximately 80 to 252.2 minutes for permanent residents to move out of the PAZ boundary, 40 to 197.2 minutes for students, 60 to 232.2 minutes for the infirm, such as elderly people and those in a nursing home or hospital, and 30 to 182.2 minutes for those temporarily within the area. Consequently, in the event of any delay in the evacuation, it is estimated that the residents would be exposed to up to $10mSv{\cdot}h^{-1}$ of radiation at the Exclusion Area Boundaries (EAB) boundary and $4-6mSv{\cdot}h^{-1}$ at the PAZ boundary. Conclusion: It was shown that the evacuation time for the residents is adequate in light of the time lapse from the initial moment of a severe accident to the radiation release. However, in order to minimize the evacuation time, it is necessary to maintain a system of close collaboration to avoid traffic congestion and spontaneous evacuation attempts.

• Journal of Radiation Protection and Research
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• 제40권4호
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• pp.244-251
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• 2015

본 연구에서는 격납건물의 건전성을 유지시켜 원전 주변의 오염범위를 축소할 수 있는 격납건물 여과배기계통(containment filtered venting system, CFVS)에 초점을 맞추고, 동 설비의 설치 전 후의 피해규모를 분석하여 여과장치의 효용성을 분석하였다. 본 연구에 사용된 코드는 확률론적 영향평가 코드인 MACCS2 이며, 평가에 이용한 사고선원항은 신고리 원자력발전소 1&2 호기의 확률론적 안전성 평가 보고서의 결과를 활용하였다. 주어진 총 19 개의 사고선원항 중 선정된 3 개의 방출군에 대하여 CFVS 적용 전후의 주민이 받는 유효선량과 갑상선선량을 산출하였다. 선량평가 결과는 거리에 따른 선량으로 산출되었으며, IAEA 주민보호조치 권고 기준인 갑상선방호약품 복용 및 방호조치가 필요한 갑상선선량과 유효선량을 초과하는 거리를 기준으로 비교하였다. STC-3, STC-4, STC-6 의 거리에 따른 유효선량은 전 범위(0~35 km)에서 95~99 % 내외의 감소율을 확인할 수 있었으며, 갑상선 선량의 경우 약 96~98 % 내외의 수준으로 유효선량과는 선량감소에서의 비슷한 경향이 있음을 확인 하였다. CFVS 를 적용한 후 대피 및 소개가 취해지는 유효선량 기준값을 초과하는 거리는 모든 방출군에 대하여 평균 1 km 내외로 평가되었다. 특히 STC-4 의 경우 26 km 에서 1.2 km 로 유효 선량을 초과하는 범위가 타 방출군에 비하여 대폭 줄어든 것을 확인할 수 있었다. 갑상선선량 기준값 초과거리의 경우 CFVS 를 적용한 후의 피해범위는 2~3 km 수준으로 산출되었다. 또한 갑상선선량 평가결과는 유효선량의 경우와 같이 STC-4 에서의 피해범위가 대략 50 km 줄어들어 CFVS 적용으로 가장 큰 효과를 보았다.

• 방사성폐기물학회지
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• 제16권1호
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• pp.107-122
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• 2018

국내 최초의 상업원전인 고리1호기가 2017년 6월에 영구 정지되었다. 고리1호기 해체를 시작으로 한국은 원전 해체시장에 본격적으로 발을 내딛는다. 원자력발전소 해체를 위해서는 고려해야 할 사항들이 많으며, 방사선환경영향평가 또한 그 중 하나이다. 방사선환경영향평가의 목적은 주변주민의 건강과 안전을 도모하기 위해, 해체 전 및 해체 중에 해당 시설에서 방출되는 방사성물질로부터 주변주민이 받는 피폭방사선량이 규제 제한치를 초과하지 않음을 확인하는 것이다. 현재 국내에는 해체시 방사선환경영향평가서를 작성하는데 필요한 세부지침이 미비한 상황으로, 다수의 원전 해체 경험을 보유한 미국의 해체시 방사선환경영향평가서를 비교 분석하여 국내 상황에 맞는 해체시 방사선환경영향평가 방안을 개발하였다.

• 한국방사선학회논문지
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• 제14권7호
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• pp.857-862
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• 2020

2011년 3월 일본 앞바다의 쓰나미 피해로 인하여 후쿠시마 원전 사고로 바다에 스며든 방사능 물질은 태평양까지 흘러 바다 생물에 오염을 일으켰다. 물 시료를 채취하여 전처리하였다. 방사성 물질의 방출에 의한 원전부지 주변 지역과의 비교평가를 위해 긴급보호 조치계획구역(20 ~ 30 km) 떨어진 지역으로 기상상태, 인구분포 등을 고려하여 비교지점으로 선정하였다. 또한 원전주변 주민들이 받게 되는 최소검출방사능을 분석하고 유효선량을 평가하고자 한다. 물 시료의 삼중수소 방사능 분석결과 대부분 시료에서 불검출로 나타났으며, 일반인에 대한 연간 법적 기준치 1 mSv의 0.0014 % ~ 0.777 % 로 인체에 미치는 영향은 거의 없는 것을 알 수 있다. 따라서 원전부지 주변의 물 시료 측정과 분석을 통해 방사능 방출로 인한 주변주민, 그리고 일반대중의 피폭상황 등 불안감해소에 도움이 될 것으로 사료된다.