• 방사성폐기물학회지
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• 제11권1호
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• pp.11-21
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• 2013

현재 고준위 방사성 폐기물 심층 처분 시스템에서 기본 완충재 물질로서 건조밀도 1.6 g/$cm^3$의 경주산 칼슘 벤토나이트를 사용하고 있으나, 열전도도가 낮은 단점이 있다. 따라서 본 연구에서는 기준 완충재의 열전도율을 0.8 W/mK에서 1.0 W/mK로 향상시키기 위한 목적으로 다양한 첨가제를 다양한 혼합 방법을 통해 배합하고 열전도도를 측정하였다. 첨가제는 CNT(Cabon Nano Tube), Graphite, Alumina, CuO 및 $Fe_2O_3$ 등을 사용하였다. 혼합 방법의 경우, 핸드 믹서기를 통한 건식혼합, 습식 Milling 혼합, 건식 Ball Mill 혼합 등을 실시하였다. Ball Mill 혼합의 경우가 가장 균일하게 혼합되었기 때문에, 값의 편차가 가장 적었고 열전도도 증가율이 가장 좋았다. 지금까지 수행된 시험에서 소량의 고열전도 물질의 첨가로 경주산 칼슘 벤토나이트의 열전도도를 1.0 W/mK 수준으로 용이하게 증가시킬 수 있음을 실험적으로 확인할 수 있었다. 결론적으로, 본 연구에서 제시된 열전도 향상 방법은, 첨가제 혼합이 벤토나이트의 기본 성질인 팽윤압과 수리전도도에 미치는 영향까지 제시된다면, 국내 고준위폐기물 처분장의 개념 설계에 유용하게 활용될 수 있을 것으로 기대된다.

• 대한방사선기술학회지:방사선기술과학
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• 제41권1호
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• pp.67-73
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• 2018

In this paper, risk assessment was conducted to verify self - disposal requirements by landfill for exempted incineration ash by using Resrad Ver.6.5 computer code. The result of risk assessment by landfill for the incineration by-product is that individual dose is $6.91{\times}10^{-2}{\mu}Sv\;y-1$ and collective dose is $3.475{\times}10^{-7}man-Sv\;y-1$. It proved that the result meets reference dose of individual dose $10{\mu}Sv\;y-1$ and collective dose 1 man-Sv y-1 for general public. According to the current 'Nuclear Safety Commission Notice [No. 2014-3]', it states that the exempted wastes can be disposed of by incineration, landfill and recycling. However, most of recently documents and papers related to exempted wastes are disposed of by landfill and recyling and it could not confirm the case of exempt by incineration. If the national consensus is derived and treating the waste by using process of incineration is activated, it could be considered to treat low level of radiation wastewater and activated carbon excluded from exempted waste because of nuclide $^3H$ and $^{14}C$.

• 방사성폐기물학회지
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• 제4권3호
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• pp.301-309
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• 2006

한국형처분시스템에 이용될 가압경수로형 사용후핵연료를 위한 KDC-1 처분용기를 개발하였다. 처분용기 안전성 평가의 일환으로서 처분용기에 대한 구조적 안전성을 평가하였다. 처분용기의 구조적 안전성은 처분조건과 취급조건 2가지로 구분하여 평가하였다. 처분조건에서는 3가지 하중 조건, 정상하중 조건, 비정상 하중 조건, 암반의 움직임을 고려하였다. 처분조건에서 평가 결과 3가지 조건에 대해 모두 안전계수가 설계기준보다 컸다. 취급조건에서는 처분용기 취급 중 구조해석과 처분용기 낙하 사고시 구조해석을 수행하였다. 취급장비 고장 시나리오 평가결과 1개 혹은 2개의 취급 장치가 고장을 일으켰을 때도 취급장비를 계속 운전하는 것이 가능하였다. 처분용기 낙하 시나리오에서는 계산결과 최대 응력은 0.762 MPa 이었으며, 이 값은 주철의 항복응력과 비교하면 거의 무시할 수 있는 값이었다. 본 논문에서 제안한 KDC-1 처분용기에 대한 처분조건 및 취급조건에서의 구조해석 결과, 한국형처분시스템에서 고려하고 있는 조건에서 그 구조적 안전성을 확인하였다.

• 방사성폐기물학회지
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• 제16권2호
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• pp.261-270
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• 2018

심부시추공 처분에서 정치기구와 처분용기 사이를 연결하는'J-slot joint'를 대체할 수 있는 새로운 접속장치를 개발하고자 하였다. 새로운 접속장치는 처분용기 쪽의 쐐기와 이를 체결할 수 있는 정치기구 쪽의 쐐기집으로 구성되었다. 새로운 접속 장치는 부품교체 없이도 체결과 분리가 자유롭고, Drill pipe 외에도 Wire-line이나 Coiled tubing 등의 정치기구와도 연결이 가능한 장점을 갖추었다. 새로운 접속장치의 실증을 위해, 1/3 크기로 새로운 접속장치(${\Phi}110mm$, H 148 mm), 처분용기 2단 행렬(${\Phi}140mm$, H 1,105 mm), 그리고 모의 시험공(${\Phi}150mm$, H 1,500 mm)을 설계 및 제작하였다. 새로운 접속장치의 실증시험용 머드로는 Na형 벤토나이트(MX-80)와 Ca형 벤토나이트(GJ-II)를 고형분 함량 7wt% 및 29wt%로 각각 제조하여 사용하였다. 실증시험 결과, 새로운 접속장치는 벤토나이트 머드와 순수 조건에 대해 $10m{\cdot}min^{-1}$ 속도에서 무리없이 작동하였다. 결론적으로, 심부시추공 처분을 위한 새로운 처분용기 접속장치는 정치와 회수를 위한 접속장치로 향후 유용하게 활용될 수 있다고 보았다.

• 터널과지하공간
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• 제34권1호
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• pp.28-53
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• 2024

원자력발전에 따라 필수적으로 발생하는 고준위방사성폐기물은 원자력발전이 시행된 나라 내 처분이 원칙이다. 고준위방사성폐기물의 심층처분을 위한 처분 지역과 모암의 결정은 과학적 방법뿐만 아니라 정치, 경제, 사회적으로 중요한 이슈이다. 현재까지 전 세계적으로 처분 모암으로 고려되는 암종은 결정질암, 퇴적암인 이암, 화산암인 응회암, 암염 등이 있다. 그러나 국내의 경우 지질학적으로 암염을 제외한 다양한 암종이 복잡하게 분포하고 있다. 본 논문에서는 고준위방사성페기물처분장의 처분 모암에 대한 다양한 암종 연구의 예비결과와 함께 전국규모의 지질학적, 암석역학적 특성을 분석하였을 뿐만 아니라, 후보 암종에 대한 심부 시추조사 사례들을 통하여 특성을 검토하고 처분 모암으로서 다양한 암종들의 가능성을 제시하고자 하였다. 또한 전국규모의 광역적 특성 분석, 문헌 조사, 상세 사례분석 등을 통하여 고준위방사성폐기물 심층처분을 위한 후보 암종으로 결정질암인 쥐라기 화강암과 백악기 퇴적암 중진주층과 진동층을 도출하였다. 그러나 본 논문에서 도출된 후보 암종들에 대해 연구된 자료의 양이 적기 때문에 처분심도, 지역적 특성, 다학제적인 검토 등에 대한 추가적이고 상세한 분석이 수행된 후 신중히 처분 암종이 결정되어야 할 것으로 사료된다.

• KDI Journal of Economic Policy
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• 제40권1호
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• pp.67-83
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• 2018

We have hypothesized that nuclear risk is significantly inversely related to the distance from residences to nuclear power plants and that the level of life satisfaction of residents therefore increases with the distance. We empirically explore the relationship between Ulsan citizens' life satisfaction levels and the distance between their residences and the Kori and Wolsong nuclear power plants (NPP) based on the life satisfaction approach (LSA). The dataset we used covers only Ulsan citizens from the biennial Ulsan Statistics on Citizen's Living Condition and Consciousness of 2014 and 2016. Controlling for micro-variables such as education, work satisfaction, gender, marital status, and expenditures, we found a statistically significant relationship between life satisfaction and the distance between the residences and the nuclear power plants. Nuclear negative externalities including (i) health and environmental impact, (ii) radioactive waste disposal, and (iii) the effect of severe accidents can be quantified in terms of LS units and monetary units. We were able to calculate the monetary value of NPP externalities at $277 per kilometer of distance for Kori and $280 per kilometer of distance for Wolsong at constant 2015 prices. These estimates are quite different from the traditional estimates made with the contingent valuation method, whereas they are similar to the findings of LSA studies abroad. Hence, the need to adopt the LSA in South Korea and policy implications are demonstrated.

• 한국방사성폐기물학회:학술대회논문집
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• 한국방사성폐기물학회 2003년도 가을 학술논문집
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• pp.220-225
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• 2003

원자력발전소에서 발생하는 방사성 폐액은 일반적으로 액체폐기물처리계통 폐액증발기 및 농축 폐액건조설비에서 증발 및 건조 공정을 통해 수분을 함유하지 않은 분말형태로 변한다. 이 분말형태의 폐기물은, 취급 시와 처분 후 안전성을 확보할 수 있도록, 파라핀과 균일하게 혼합되어 고화된 후 철제드럼에 포장된다. 농축폐액건조설비를 이용하여 농축폐액을 건조시킨 후 분말 형태의 폐기물을 파라핀과 혼합하는 공정을 수행할 때, 방사성 폐액 중 붕소와 나트륨의 몰비가 0.2를 초과하는 경우, 분말형태의 폐기물이 파라핀과 균일하게 혼합되지 않고 층을 이루어 분리되어 드럼에 안정고화가 잘 안되는 경우가 발생하였고 또한 일부는 드럼화 전에 설비 내에 고착되는 현상이 발생하는 것을 경험하였다.

• 방사성폐기물학회지
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• 제19권1호
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• pp.9-27
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• 2021

As an example of research activities in decontamination for decommissioning, new data are presented on the options for corrosion layer dissolution during the decommissioning decontamination, or persulfate regeneration for decontamination solutions re-use. For the management of spent decontamination solutions, new method based on solvent extraction of radionuclides into ionic liquid followed by electrodeposition of the radionuclides has been developed. Fields of applications of composite inorganic-organic absorbers or solid extractants with polyacrylonitrile (PAN) binding matrix for the treatment of liquid radioactive waste are reviewed; a method for americium separation from the boric acid containing NPP evaporator concentrates based on the TODGA-PAN material is discussed in more detail. Performance of a model of radionuclide transport, developed and implemented within the GoldSim programming environment, for the safety studies of the LLW/ILW repository is demonstrated on the specific case of the Richard repository (Czech Republic). Continuation and even broadening of these activities are expected in connection with the approaching end of the lifespan of the first blocks of the Czech NPPs.

• 방사성폐기물학회지
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• 제2권4호
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• pp.245-251
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• 2004

원전의 정상운전이나 해체시 발생될 수 있는 토양의 제염을 위한 토양제염장치를 개발하였으며 실증 실험을 수행하였다. 제염장치를 이용한 제염실험을 종합해본 결과 제염조건에 큰 상관없이 $80{\%}$이상의 제염율을 얻을 수 있었다. 방사능 준위 및 토양입도에 의한 실험결과를 보면 낮은 방사능 농도 및 고입도의 제염율이 다소 높음을 알 수 있었다. 제염용액과 토양질량의 비에 따른 제염율은 제염제 부피를 두배로 높였을 경우 방사능 농도가 높은 경우에 큰 것으로 나타났다. 반복 제염은 $0.5{\sim}2.0mm$의 다소 작은 입자에 더욱 효과적으로, 제염이 어려운 작은 입자의 반복제염시 방사능 저감 효과가 비교적 크게 나타났다. 본 오염토양 제염장치를 활용하면 원전에서 발생되는 오염토양의 방사능 농도를 줄일 뿐 아니라 처분양을 줄여 저장공간의 확보에 기여할 뿐만 아니라 향후 원전의 해체시에도 유용하게 활용될 수 있으리라 생각된다.

• 한국표면공학회지
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• 제56권1호
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• pp.84-93
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• 2023

The spent nuclear fuel is burned during the planned cycle in the plant and then generates elements such as actinide series, fission products, and plutonium with a long half-life. An 'interim storage' step is needed to manage the high radioactivity and heat emitted by nuclides until permanent-disposal. In the case of Korea, there is no space to dispose of high-level radioactive waste after use, so there is a need for a period of time using interim storage. Therefore, the intensity of neutrons and gamma-ray must be determined to ensure the integrity of spent nuclear fuel during interim storage. In particular, the most important thing in spent nuclear fuel is burnup evaluation, estimation of the source term of neutrons and gamma-ray is regarded as a reference measurement of the burnup evaluation. In this study, an analysis of spent nuclear fuel was conducted by setting up a virtual fuel burnup case based on CE16×16 fuel to check the total amount and spectrum of neutron, gamma radiation produced. The correlation between BU (burnup), IE (enrichment), and CT (cooling time) will be identified through spent nuclear fuel burnup calculation. In addition, the composition of nuclide inventory, actinide and fission products can be identified.