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.
This study was designed to grasp the knowledge and practice the level about visual impairment protective care of the primary school students and also analyse the state of visual impairment. The subjects of this study ware 347 students composed of 456 boys and 391 girls in primary school students. The data were collected by questionaire developed for the purpose of this study which has been made through studying references. These were carried out from the 10th to 30th of June 1992. Analysis of the data was done utilizing SPSS for percentage, mean, S.D., T-test., ANOVA and Pearson's Correlation Coefficient. The major results obtained from this study were as follows: 1. The level of the knowledge about visual impairment protective care was in intermediate range (mean on 20 point scale of 12.34, with O=definitely no), but low in aspects of preventive care for overwork of eye (mean on 5 point scale of 2.67). 2. The level of the practice about visual impairment protective care was intermediate range (mean on 20 point scale of 12.34, with O=definitely no), but low in aspects of preventive care for overwork of eye (mean on 5 point scale of 2.58). 3. Significant variables influencing knowledge of visual impairment protective care were sex (p<0.01) and grade (p<0.001). 4. Significant variables influencing practice of visual impairment protective care was living area (p<0.01). 5. Correlation between knowledge and practice: Those who have more knowledge score have more practice score (p<0.001). 6. vision impairment state 1) Student with subnormal in 0.9 or less were 26.3% in left eye and 28.4% in right eye. 2) Student with subnormal in 0.6 or less were 11.9% in left eye and 10.9% in right eye. 7. Vision impairment programs 1) Males are slightly higher in the degree of visual impairment than females. 2) Visual impairment were increased in accordance with the increase of grade. 3) Urban students are higher in the degree of visual impairment than rural students, but these seem to have no statistical meaning.
effectiveness of the PAM graphite-electrode technology for the treatment of many types of low-level radioactive waste including : combustible material, solidified resins in cement, inorganic materials, steel, glass, and solidified boric acid cement. The objectives of PAM-200 evaluation were to verify that 1) the facility meets air emission regulations, 2) the facility can be safely operated when processing hazardous and radioactive materials and 3) satisfactory final waste forms can be produced. Results, derived from KAERI's(Korea Atomic Energy Research Institute) analyses for samples of vitrified product, scrubbing solution and offgas collected during test period, show that PAM-200 can treat radioactive wastes as well as hazardous wastes with toxic constituents and radionuclides contained in the offgas exiting from the stack to the environment controlled to be far lower than the limit regulated by air conservation law and atomic law.
개정예정인 중${\cdot}$저준위 방사성폐기물 처분시설 인도규정에서는 방사성폐기물 처분을 위해 폐기물 발생자가 방사성폐기물의 처분요건 적합성을 입증하도록 권고하고 있다. 이에 따르면 중${\cdot}$저준위 방사성폐기물의 처분을 위해서는 폐기물의 핵종농도, 물리화학적 특성 및 그 건전성 등이 확보 되어야하며 폐기물 발생자는 이러한 정보를 처분사업자에게 전달하도록 규정되어 있다. 또한 처분 사업자는 처분시설의 안전성 평가를 통해 부지특성을 고려한 방사성폐기물 인수기준(Site Specific Waste Acceptance Criteria, SWAC)을 규정하며, 발생자는 이 기준에 따라 중${\cdot}$저준위 방사성폐기물을 관리, 처리, 인도하도록 규정되어 있다. 상기 규정과 기준을 준수하기위해 폐기물 발생자는 처분대상이 되는 폐기물을 처분시설로 운반하기 이전에 처분적합성을 사전에 입증하여야 하며 이를 위하여 관련 제도 및 절차인 방사성폐기물인증프로그램을 개발하여야 한다. 본 연구에서는 원자력 선진국들에서 시행하고 있는 방사성폐기물인증프로그램에 대한 심층 분석을 통해 국내 원전에 적용 가능한 인증프로그램 초안을 개발하였고, 그 적용성을 검증하기 위하여 현재 울진 1, 2 발전소에서 시범 적용하고 있다. 앞으로 시범적용 결과분석을 통해 국내 여건에 부합하는 방사성폐기물인증프로그램을 개발하고자 한다.
중$\cdot$저준위 방사성폐기물의 유리화 기술은 체적감소비, 유리고화체의 기계적 및 화학적 안전성 등으로 그 유용성이 입증되어 현재 울진 5,6호기에 상용시설의 건설이 추진되고 있다. 유리화시설은 대상폐기물의 높은 방사능 준위로 인해 방사선 안전 설계를 위해서는 차폐해석이 수반되어야 한다. 그러나 국내에서는 유리화 시설의 건설 및 운영 경험이 없으므로, 본 연구에서는 유리화 시설의 향후 상세 설계와 운영계획에 도움을 줄 수 있는 자료를 얻고자 유리화 실증시설의 구조를 따라 기존의 방사선원항을 이용하여 기기별 선량계산을 통해 방사선 차폐 해석을 수행하였다. 차폐체로서는 경제성과 열저항성이 뛰어난 콘크리트를 고려하였다.
중${\cdot}$저준위 방사성폐기물 처분시설의 주 인공방벽으로 콘크리트 구조물이 고려되고 있다. 콘크리트는 투수성이 낮아 물의 침투를 최소화할 수 있으며, 핵종 물질의 누출 차단에도 효과적이기 때문이다. 그러나 콘크리트에 열화가 발생하면 처분구조물의 구조적 안정성이 낮아지며, 투수성이 증가하여 외부로부터 물의 침투로 인한 핵종물질 누출 가능성이 높아진다. 따라서 처분구조물의 오염물질 격리 성능을 증진하기 위해서는 콘크리트의 열화를 최소화하여야 한다. 콘크리트 구조물의 대표적 열화 원인으로 황산염의 침투, 염화물 침투에 의한 철근 부식, 칼슘 수산화물의 침출, 알카리-골재 반응, 그리고 구조물의 반복적인 동결-융해가 있다. 이러한 열화과정의 공통적 원인은 구조물에 물 및 유해한 화학물질이 침투하기 때문이다. 본 논문에서는 이러한 열화원인 및 메커니즘 검토에 기초하여 인공방벽으로서 콘크리트 처분구조물의 장기적 내구성을 확보하기 위한 설계 및 설계수명 평가 방안을 검토하였다.
처분덮개는 중.저준위 방사성폐기물 천층처분시설의 성능 유지에 중요한 역할을 하므로 여러가지 시험과 장기관측을 통한 처분덮개의 성능실증 연구는 시설의 안전성 확보에 불가결한 요소이다. 처분덮개의 기본적인 성능요건으로는 불투수성, 건전성, 열화에의 저항력 및 유지보수의 용이성 등을 고려할 수 있다. 이러한 성능요건을 단일층으로는 충족하기 어려운 점을 고려하여 HELP(Hydrologic Evaluation of Landfill Performance) 코드를 사용한 물수지 평가를 통해 상부 보호층, 중간 배수층 및 하부 저투수층 등으로 구성된 다층덮개 개념을 도출하였다. 처분덮개 내에서의 수분이동특성을 규명하기 위해 TDR(Time Domain Reflectometry)과 Tensiometer를 사용하여 각각 함수비와 matric potential의 변화를 3$\times$3$\times$3.3m 크기의 6개 시험고에서 장기관측 할 수 있도록 설계하였다.
본 연구에서는 중 저준위 방사성 폐기물 표층처분시설의 방사성 핵종 누출에 대한 안전성을 검증하기 위해 덮개층 및 처분고의 구조적 특성 및 물성이 고려된 유체거동 수치모사를 실시하였다. 유체거동 수치모사를 통해 시설 내 침투수거동 양상을 모사한 후, 덮개층 및 처분고 구조물 경계면을 따라 침투수 흐름 선속을 정량적으로 산정함으로써 방사성 핵종 누출의 위험성이 평가되었다. 또한 발생 가능한 시설 설계조건 및 외부 환경 변화가 고려된 다양한 시나리오 기반 수치모사를 실시함으로써 구축된 표층처분시설의 안전여유도 평가 또한 실시되었다. 그 결과, 본 연구에서 이용된 설계 구조가 표층처분시설의 안전적 운영에 적합한 것을 확인하였으며, 다양한 시나리오 기반 다중 수치모사 결과를 통해 덮개층과 처분고 수리특성의 건전성 유지 여부가 시설 안전성에 지대한 영향을 미침을 확인하였다. 특히, 처분고 콘크리트 벽체의 열화상황에서 처분고 내부로의 침투수 흐름을 관찰함으로써 처분고의 차수기능이 처분시설 안전성에 중요한 영향을 미치는 것으로 판단된다.
최근에 개정된 중 저준위 방사성폐기물 인도규정에서는 폐기물시설운영자는 처분 전 방사성폐기물이 인도규정에 적합함을 보장하기 위한 계획을 수립하여 운영할 것을 요구하고 있다. 앞으로 건설될 방사성폐기물 처분시설에서 방사성폐기물 인수 시에 충족되어야할 방사성폐기물인수기준이 수립될 것이며, 이 인수기준에는 물리화학적 및 방사선학적 특성규명, 물리화학적인 제한사항, 금지품목, 포장, 인식표, 라벨, 문서요건 등을 규정할 것으로 예상된다. 이들 규정을 준수하기 위하여 방사성폐기물 발생자는 방사성폐기물이 폐기물 인수기준에 만족하는지를 확인하는 폐기물 인증프로그램을 수행하여 방사성폐기물이 그 기준에 만족하는지 확인하여야 하며, 방사성폐기물에 대한 모든 인증서류를 폐기물 처분시설에 제출할 책임이 있다. 본 방사성폐기물 인증프로그램계획은 한국원자력연구소에서 발생되는 방사성폐기물의 인증프로그램에 대한 예비프로그램으로서 개발된 것이며 앞으로 처분장의 인수요건이 구체적으로 확립될 때까지 수정 보완되어야 한다.
본 연구에서는 중 저준위방사성폐기물 처분시설(이하 처분시설)에서 발생하는 기체의 이동현상을 예측하기 위한 2차원 수치 모델링을 수행하였다. 또한, 기체 이동 모델링에서 주요 입력변수로 적용되는 사일로 콘크리트의 기체침투압(gas entry pressure)와 기체 투과도(gas permeability)를 실측하여, 모델링 입력변수로 적용하였다. 사일로 콘크리트의 기체침투압(gas entry pressure)와 기체 투과도(gas permeability)는 각각 $0.97{\pm}0.15bar$ 및 $2.44{\times}10^{-17}m^2$로 측정되었다. 기체 이동 모델링 결과, 사일로 내부에서 발생하는 수소 기체는 기상으로 이동하지 않고 지하수에 용해되어 지하수와 함께 생태계로 이동하는 것을 알 수 있다. 또한, 폐쇄 후 약 1,000 년 후 부터 사일로 상부부터 수소기체 밀도가 증가하기 시작하는 것으로 예측되었다. 따라서, 사일로 내부에서 발생된 기체는 기상으로 사일로 내부에 축적되지 않으며, 이로 인해 사일로 콘크리트의 내구성에 영향을 미치지 않을 것으로 판단된다.
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[게시일 2004년 10월 1일]
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