• 방사성폐기물학회지
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• 제12권4호
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• pp.345-361
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• 2014

처분시설의 개발과정에서 안전성평가 문서관리는 체계적인 품질활동이 수반되어야 하며, 본 논문에서는 중 저준위 방사성폐기물 처분시설의 건설단계에 보완된 부지특성, 지하수특성, 최종설계내용 및 모니터링 입력데이터를 포함하여 Safety Case를 위한 안전성평가 입력데이터 품질보증체계를 설명하였다. 현장/실험결과데이터, 실제 설계데이터 및 적치계획, 콘크리트 물성데이터, 지하수, 기상, 지진에 대한 현장 모니터링데이터, 생태계데이터 및 핵종재고량데이터를 입력데이터 결정원칙에 따라 선별하고 안전성평가에 적용할 수 있는 데이터 관리체계를 확보하였다. 이는 향후 처분시설 안전성평가의 데이터 불확실성 저감 및 안전성 증진에 기여할 것으로 판단된다.

• 방사성폐기물학회지
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• 제19권2호
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• pp.267-270
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• 2021

Long-term experiments have been conducted on two important safety issues: long-term durability of a concrete barrier with the steel reinforcements and gas generation from low-and intermediate-level wastes in an underground research tunnel of a radioactive waste disposal facility. The gas generation and microbial communities were monitored from waste packages (200 L and 320 L) containing simulated dry active wastes. In the concrete experiment, corrosion sensors were installed on the steel reinforcements which were embedded 10 cm below the surface of concrete in a concrete mock-up, and groundwater was fed into the mock-up at a pressure of 2.1 bars to accelerate groundwater infiltration. No clear evidence was observed with respect to corrosion initiation of the steel reinforcement for 4 years of operation. This is attributed to the high integrity and low hydraulic conductivity of the concrete. In the gas generation experiment, significant levels of gas generation were not measured for 4 years. These experiments are expected to be conducted for a period of more than 10 years.

• Journal of Nuclear Fuel Cycle and Waste Technology
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• 제1권1호
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• pp.1-7
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• 2013

The safe management of radioactive waste is a national task required for sustainable generation of nuclear power and for energy self-reliance in Korea. Since the initial introduction of nuclear power to Korea in 1978, rapid growth in nuclear power has been achieved. This large nuclear power generation program has produced a significant amount of radioactive waste, both low- and intermediate-level waste (LILW) and spent nuclear fuel (SNF); and the amount of waste is steadily growing. For the management of LILW, the Wolsong LILW Disposal Center, which has a final waste disposal capacity of 800,000 drums, is under construction, and is expected to be completed by June 2014. Korean policy about how to manage the SNF has not yet been decided. In 2004, the Atomic Energy Commission decided that a national policy for SNF management should be established considering both technological development and public consensus. Currently, SNF is being stored at reactor sites under the responsibility of plant operator. The at-reactor SNF storage capacity will run out starting in 2024. In this paper, the fundamental principles and steps for implementation of a Korean policy for national radioactive waste management are introduced. Korean practices and prospects regarding radioactive waste management are also summarized, with a focus on strategy for policy-making on SNF management.

• 방사성폐기물학회지
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• 제12권2호
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• pp.165-169
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• 2014

원자력발전을 지속가능한 에너지원으로 활용하기 위해서는 원전 해체 및 운영 과정에서 발생하는 방사성폐기물의 안전하고 효율적인 처분이 매우 중요하다. 방사성폐기물 종류는 다양하지만 해체과정에서 가장 많이 발생할 것으로 예상되는 극저준위방사성폐기물 인수기준수립은 원전해체전략수립에 큰 영향을 줄 것으로 보인다. 본 연구에서는 영국과 미국의 극저준위방사성폐기물처분장 인수기준을 경주에 건설 중인 원자력환경센터의 인수기준과 비교분석을 통해 향후 우리나라 극저준위방사성폐기물 처분을 위한 폐기물 인수기준을 분석하고자 한다.

• 방사성폐기물학회지
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• 제19권1호
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• pp.113-121
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• 2021

A safety assessment of radioactive waste repositories is a mandatory requirement process because there are possible radiological hazards owing to radionuclide migration from radioactive waste to the biosphere. For a reliable safety assessment, it is important to establish a parameter database that reflects the site-specific characteristics of the disposal facility and repository site. From this perspective, solubility, a major geochemical parameter, has been chosen as an important parameter for modeling the migration behavior of radionuclides. The solubilities were derived for Am, Ni, Tc, and U, which were major radionuclides in this study, and on-site groundwater data reflecting the operational conditions of the Gyeongju low and intermediate level radioactive waste (LILW) repository were applied to reflect the site-specific characteristics. The radiation dose was derived by applying the solubility and radionuclide inventory data to the RESRAD-OFFSITE code, and sensitivity analysis of the dose according to the solubility variation was performed. As a result, owing to the low amount of radionuclide inventory, the dose variation was insignificant. The derived solubility can be used as the main input data for the safety assessment of the Gyeongju LILW repository in the future.

• 방사성폐기물학회지
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• 제19권2호
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• pp.197-204
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• 2021

In this study, the well-known non-destructive acoustic emission (AE) and electrical resistivity methods were employed to predict quantitative damage in the silo structure of the Wolsong Low and Intermediate Level Radioactive Waste Disposal Center (WLDC), Gyeongju, South Korea. Brazilian tensile test was conducted with a fully saturated specimen with a composition identical to that of the WLDC silo concrete. Bi-axial strain gauges, AE sensors, and electrodes were attached to the surface of the specimen to monitor changes. Both the AE hit and electrical resistance values helped in the anticipation of imminent specimen failure, which was further confirmed using a strain gauge. The quantitative damage (or damage variable) was defined according to the AE hits and electrical resistance and analyzed with stress ratio variations. Approximately 75% of the damage occurred when the stress ratio exceeded 0.5. Quantitative damage from AE hits and electrical resistance showed a good correlation (R = 0.988, RMSE = 0.044). This implies that AE and electrical resistivity can be complementarily used for damage assessment of the structure. In future, damage to dry and heated specimens will be examined using AE hits and electrical resistance, and the results will be compared with those from this study.

• 방사성폐기물학회지
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• 제4권2호
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• pp.187-195
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• 2006

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.

• 한국방사성폐기물학회:학술대회논문집
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• 한국방사성폐기물학회 2018년도 춘계학술논문요약집
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• pp.27-28
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• 2018

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제22권1호
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• pp.36-44
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• 1990

중ㆍ저준위 방사성폐기물 처분의 장기 안전성을 이론적으로 예측하기 위한 처분안전성평가 전산코드인 CALM이 개발되었다. 이 CAL.M은 처분장 재포화모델, 처분장에서의 지하 핵종 이동모델, 생태계에서의 핵종이동 및 방사선피폭선량 모델로 구성되어 있다. 개발된 평가코드의 유용성을 확인하기 위해 가상처분장에 대한 안전성 평가를 수행하였다. 그 결과 이 연구를 통해 개발된 CALM은 중ㆍ저준위 방사성폐기물 처분 안전성 평가에 유용하게 사용될 수 있음이 확인되었다.

• 방사성폐기물학회지
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• 제18권2_spc호
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• pp.317-325
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• 2020

한국원자력환경공단은 처분시설 내 1단계 인수·저장구역의 인수검사 공간 및 드럼 취급 공간 부족에 대한 문제를 해결하기 위하여 방폐물검사건물을 건설하여 저장·처리능력을 확충할 예정이다. 본 연구에서는 MCNP 코드를 이용하여 방폐물검사건물 내 저장구역에서 취급하는 해체 방사성폐기물 대상 신형처분용기를 대상으로 작업종사자의 피폭선량을 평가하였다. 평가결과, 시설 내 저장 가능한 최대 용기 개수(304개)와 방사선작업에 대한 연간 예상 작업시간(약 306시간)에 대하여 연간 집단선량은 총 84.8 man-mSv로 계산되었다. 시설 내 총 304개의 신형처분용기(소형/중형 타입)가 저장 완료된 시점에서 인수검사, 처분검사를 위한 작업종사자의 투입인력은 총 25명, 작업종사자 당 예상피폭선량은 연평균 3.39 mSv로 산출되었다. 소형용기 취급 시 작업종사자의 고방사선량 작업에 따른 작업효율과 방사선적 안전성 확보를 위해서는 콘크리트 라이너의 두께를 증가시키는 추가적인 차폐가 필요할 것으로 평가되었다. 향후 본 연구를 바탕으로 실측기반의 해체폐기물의 선원항과 특성을 활용하여 방사선작업 당 작업시간 및 투입인력을 산출함으로써 작업종사자의 최적의 방사선작업조건을 도출할 수 있을 것으로 사료된다.