• Nuclear Engineering and Technology
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• 제35권5호
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• pp.387-398
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• 2003

For reference human intrusion scenarios constructed in previous study, a probabilistic safety assessment to derive the radionuclide concentration limits for the low- and intermediate- level radioactive waste disposal facility is conducted. Statistical approach by the Latin Hypercube Sampling method is introduced and new assumptions about the disposal facility system are examined and discussed. In our previous study of deterministic approach, the post construction scenarios appeared as most limiting scenario to derive the radionuclide concentration limits. Whereas, in this statistical approach, the post drilling and the post construction scenarios are mutually competing for the scenario selection according to which radionuclides are more important in safety assessment context. Introduction of new assumption shows that the post drilling scenario can play an important role as the limiting scenario instead of the post-construction scenario. When we compare the concentration limits between the previous and this study, concentrations of radionuclides such as Nb-94, Cs-137 and alpha-emitting radionuclides show elevated values than the case of the previous study. Remaining radionuclides such as Sr-90, Tc-99 I-129, Ni-59 and Ni-63 show lower values than the case of the previous study.

• 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.

• 방사성폐기물학회지
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• 제18권4호
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• pp.439-455
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• 2020

Numerical model was developed that simulates radionuclide (3H and 14C) transport modeling at the 2nd phase facility at the Wolsong LILW Disposal Center. Four scenarios were simulated with different assumptions about the integrity of the components of the barrier system. For the design case, the multi-barrier system was shown to be effective in diverting infiltration water around the vaults containing radioactive waste. Nevertheless, the volatile radionuclide 14C migrates outside the containment system and through the unsaturated zone, driven by gas diffusion. 3H is largely contained within the vaults where it decays, with small amounts being flushed out in the liquid state. Various scenarios were examined in which the integrity of the cover barrier system or that of the concrete were compromised. In the absence of any engineered barriers, 3H is washed out to the water table within the first 20 years. The release of 14C by gas diffusion is suppressed if percolation fluxes through the facility are high after a cover failure. However, the high fluxes lead to advective transport of 14C dissolved in the liquid state. The concrete container is an effective barrier, with approximately the same effectiveness as the cover.

• 방사성폐기물학회지
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• 제6권4호
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• pp.387-398
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• 2008

원자력이용시설 주변의 방사선환경조사는 교육과학기술부 고시 제2008-28호(원자력이용시설 주변의 방사선환경조사 및 방사선환경 영향평가에 관한 고시)에 따라 주변주민들이 받게 되는 방사선량이 연간 선량한도 이내로 충분히 적게 유지되고 있는지를 확인함으로써 주변주민의 건강과 안전을 확보하고 주변 환경의 오염을 사전에 예방하는 데 있다. 그런데 국내 최초의 방사성폐기물처분시설은 시설운영을 시작하기 전 최소 2년 동안의 기초 환경조사 자료를 취득하여 부지주변의 기준 준위를 설정해야 하므로 2007년부터 2009년 상반기 방사성폐기물처분시설의 시범운영 및 2010년 상반기 준공을 목표로 방사선과 방사능에 대한 관한 기초 환경조사 자료를 취득하고 있다. 따라서 방사성폐기물처분시설 주변의 방사선환경조사에 관한 추진내용을 분석하고 최근에 취득한 2008년도 전반기 방사선환경조사결과를 바탕으로 향후 조사계획서 개정방향과 방사성폐기물처분시설 주변의 방사선환경조사를 수행하기 위해 관련 내용을 고찰하였다.

• 한국압력기기공학회 논문집
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• 제7권4호
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• pp.26-30
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• 2011

In order to ship low & Intermediate level radioactive waste drums, which have been temporarily stored on site, to a disposal facility, their physical and chemical properties should be evaluated and proven to meet the acceptance guideline prior to their shipment. Ultrasonic velocity method, which has been used to estimate the strength of concrete, can be suggested to evaluate the compressive strength of solidified radioactive waste, which is one of the evaluated properties. The strength is estimated from acoustic velocity. However, a guided wave traveling along a drum is generated when applying ultrasonic method to the drum, and this makes it difficult to analyze the signal due to overlap between transmitted wave through the contents in drum and the guided wave. This paper reported feasibility of ultrasonic method to evaluate of the compressive strength of the solidified LLW. It is observed that the guide wave is greater than transmitted wave, and ultrasonic velocity could be estimated from transmitted wave signal arriving prior to the guided wave

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제54권9호
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• pp.3235-3241
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• 2022

The Korea Atomic Energy Research Institute (KAERI) is planning the construction of the KIJANG Research Reactor (KJRR) for stable supply of ⁹⁹Mo. The Fission ⁹⁹Mo Production Process (FMPP) of KJRR produces solid waste such as spent uranium cake and alumina cake, and liquid waste in the form of intermediate level liquid waste (ILLW) and low level liquid waste (LLLW). This study thus established the operating range and optimum operating conditions for the cementation of ILLW from FMPP. It also evaluated whether cement waste form samples produced under optimum operational conditions satisfy the waste acceptance criteria (WAC) of a disposal facility in Korea (Korea radioactive waste agency, KORAD). Considering economic feasibility and safety, optimum operational conditions were achieved at a w/c ratio of 0.55, and the corresponding salt content was 5.71 wt%. The cement waste form samples prepared under optimum operational conditions were found to satisfy KORAD's WAC when tested for structural stability and leachability. The results indicate that the proposed cementation conditions for the disposal of ILLW from FMMP can be effectively applied to KJRR's disposal facility.

• 방사선산업학회지
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• 제18권1호
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• pp.95-100
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• 2024

To establish a radioactive waste life cycle history management system, a series of processes including waste generation, classification, packaging, storage, transportation, and disposal were reflected in the information management system. A preliminary review process was introduced to reduce the amount of radioactive waste generated and manage it efficiently. Through this, the amount of radioactive waste generated must be checked from the beginning of the research, and the generated radioactive waste must be thoroughly managed from the stage of generation to final disposal. In particular, in the case of radioactive waste data generated during nuclear facility operation and each experiment, a radioactive waste information management system must be operated to receive information from the waste generator and integrate it with processing information at the management stage. The application process for small-package containers was reflected so that information such as the generation facility of radioactive waste, generation facility, project information, types of radioactive waste, major radionuclides, etc. In the radioactive waste management process, the preceding steps are to receive waste history from the waste generators. This includes an application for a specified container with a QR label, pre-inspection, and management request. Next, the succeeding steps consist of repackaging, treatment, characterization, and evaluating the suitability of disposal, for a process to transparently manage radioactive wastes.

• 방사성폐기물학회지
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• 제15권3호
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• pp.219-230
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• 2017

본 연구는 경주 중 저준위처분장 2단계 표층처분시설의 폐쇄 후 안전성에 대한 불확실성을 예측 평가하기 위하여 수행되었다. 다중덮개와 처분고의 건전/열화를 고려한 총4가지의 시나리오를 도출하여 강우침투 시 예상되는 처분시설 내부의 유체 이동을 모사하였다. 강우 조건은 총 30년(1985~2014) 간의 월평균 데이터를 적용하였으며, 시뮬레이션 기간은 제도적 관리기간인 300년으로 설정하였다. 처분덮개와 처분고 콘크리트 모두 건전성을 유지하는 조건의 기본 시나리오 평가 결과, 처분시설 내부의 처분고를 완전히 포화시키지 못하는 것을 확인할 수 있었다. 다중 덮개층을 구성하는 8개 층의 각 매질의 모세관 압력과 투과도 차이로 인하여 다중 덮개층이 효과적으로 차수 배수 역할을 하는 것으로 나타났다.

• 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.

• 방사성폐기물학회지
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• 제14권3호
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• pp.279-287
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• 2016

경주 중 저준위 방사성폐기물 처분시설의 운영에 따라, 한국원자력연구원(대전)에 임시보관 중인 방사성동위원소폐기물을 처분시설로 육상운반하였다. 본 연구에서는 방사성동위원소폐기물의 국내육상운반에 따른 작업자 및 일반인에 대한 방사선 피폭선량을 평가하고 그 결과를 국내 방사선피폭 법적제한치와 비교하였다. 또한 방사성폐기물의 상하차 작업 시 작업자와 드럼 간 거리 및 방사성핵종 누출율의 변화에 따른 예상피폭선량의 민감도를 분석하였다. 정상 및 사고조건에서의 예상피폭선량은 국내 법적제한치를 충분히 만족하였음을 확인하였다.