30 MW의 연구용 원자로인 하나로는 1995년 2월 초임계에 도달한 이후, 정상적으로 가동하고 있다. 가동 후 약 10년이 경과하여 1차 냉각펌프를 분해 점검하기 위해 펌프에 대한 화학제염이 2004년에 수행되었다. 제염을 수행하기 이전에 4개의 point를 설정하여 방사선량율 및 표면오염도를 측정하였고, 최종제염이 수행된 이후 같은 point에 대하여 방사선량율 및 표면오염도를 재측정 하였다. 펌프 외부는 노출되어 있어 쉽게 제염할 수 있으나 케이싱 내부에는 2중 볼류트가 있어 접근이 용이하지 않았다. 이를 제염하기 위하여 제염장치를 개발하였다. 이 장치는 일정 농도의 제염제 (DX-300)를 케이싱 내부에 담아 밀폐시킨 후 펌프의 임펠러를 저속으로 회전함으로서 제염제가 순환된다. 제염제의 유화작용에 의해 표면의 입자성 방사선 물질이 이완되고, 화학 작용에 의해 부식력과 용해성으로 표면 오염이 제거된다. 이 장치를 이용하여 하나로 1차 냉각펌프의 케이싱 내부를 제염하였다. 그 결과 1차 냉각펌프의 케이싱 내부는 반출허용표면오염도 이하로 낮출 수 있어 성공적으로 제염할 수 있었다.

원자력연구시설의 핫셀 내 바닥이나 장치표면에 부착된 방사성 오염입자의 제거를 위해서 PFC 제염기술을 적용한다. 고가인 PFC 제염용액의 재사용을 위해서는 여과장치의 개발이 필요하고 제염종료 후 이차폐기물의 양을 최소화할 필요가 있다. 여과막을 이용한 입자의 제거효율 측면에서 보면 Ceramic, PVDF, PP 막 모두가 $95\%$ 이상의 높은 여과 성능을 보였다. 기공 크기가 같은 동일 여과막에서는 입자가 크거나 공급되는 압력이 높을수록 좀더 성공적인 입자의 제거효율을 나타내었다. 투과 성능은 PVDF 막이 가장 높은 수준을 나타내었고 Ceramic과 PP 막에서는 다소 낮은 성능을 보였다. PVDF 막은 낮은 압력과 짧은 여과시간으로 최대(한계) 투과량에 도달함을 확인하였다. Ceramic 막은 모의입자의 제거효율은 높지만 다소 낮은 투과 성능을 나타냈다. 또한, 막 자체의 비싼 가격과 쉽게 부서지는 성질의 단점을 지니고 있지만 무기화합물의 재질로 되어있기 때문에 알파방사능 환경에서 $H_2$ 가스를 발생하는 고분자 막인 PVDF, PP 막과 비교하여 훨씬 안정적이므로 실제 핫셀에 적용 가능함을 알 수 있었다.

원자력발전소 운영자는 원자력시설을 해체하고자 할 때 규제기관에 해체계획서를 제출하게 된다. 해체심사지침서는 제출된 해체계획서가 관련 규정 및 기준에 적합하게 작성되어 있는지를 확인하고 평가하기 위하여 사용된다. 국내 원자력법 제31조에는 원자로운영자가 원자력 시설을 해체하고자 할 때에 해체계획서를 제출하도록 요구하고 있다. 본 연구에서는 해체계획서 작성항목별 상세 항목을 도출하기 위해 국외에서 원자력시설을 해체할 경우에 인가 기관에 제출하는 보고서의 작성항목들을 검토하여 각 항목별 주요 기술사항을 도출하였으며, 또한 해체계획서의 작성 내용들이 관련 규정이나 기준에 적합하게 작성되었는지를 확인하기 위한 해체심사지침서(안)을 도출하였다.

Unconditional clearance levels were derived for fifteen short-lived radionuclides. Due to the uncertainty of long-term radiological impact analysis, alpha emitting nuclides and nuclides with half-lives longer than 30 years (except for C-14) were excluded from the scope of this study. The candidate waste streams are solid wastes and waste oil generated from nuclear power reactors. The clearance levels were derived by generic assessment for enveloping scenarios, along with specific assessment for each detailed scenario such as landfill, incineration and recycling. The derived values lie in the range from 0.01 to 100 Bq/g.

In response to the increasing emphasis being placed on the importance of international cooperation as part of global efforts to cope with growing non proliferation, and security, concerns in the nuclear field, the Director General of the International Atomic Energy Agency (IAEA), Mohamed ElBaradei, appointed an international group of experts to consider possible multilateral approaches to the nuclear fuel cycle. The mandate of the Expert Group was three fold: ${\bullet}$ To identify and provide an analysis of issues and options relevant to multilateral approaches to the front and back ends of the nuclear fuel cycle; ${\bullet}$ To provide an overview of the policy, legal, security, economic, institutional and technological incentives and disincentives for cooperation in multilateral arrangements for the front and back ends of the nuclear fuel cycle; and ${\bullet}$ To provide a brief review of the historical and current experiences and analyses relating to multilateral fuel cycle arrangements relevant to the work of the Expert Group. The overall purpose was to assess MNAs in the framework of a double objective: strengthening the international nuclear non proliferation regime and making the peaceful uses of nuclear energy more economical and attractive. The Group identifies options for MNAs - options in terms of policy, institutional and legal factors - for those parts of the nuclear fuel cycle of greatest sensitivity from the point of view of proliferation risk. It also reflects the Groups deliberations on the corresponding benefits and disadvantages (pros and cons) of the various options and approaches. Although the Expert Group was able to agree to forward the resulting report to the Director General, it is important to note that the report does not reflect agreement by all of the experts on any of the options, nor a consensus assessment of their respective value. It is intended only to present options for MNAs, and to reflect on the range of considerations which could impact on the desirability and feasibility of those options.

It was an idea to develop a system to remove the contaminated hot particulate to make clean nuclear research facilities to the clear visibility for researcher. In order to clean micron and sub micron size particulates from used PFC solution as a decontamination tool. Since PFC solution is very expensive so it was a high recommendation to develop the some filtration equipment to purify PFC for next decontamination process, in additionally, reduce the secondary waste. However, we developed an easy and economic filter system to purify the PFC solution. The major advantage of the process operates in closed loop under near ambient conditions, thus minimizing the potential for fugitive TRU emissions and reduces the secondary waste. This has very significant safety and cost impacts. Here we proposed the two types PFC filter systems.

본 논문에서는 불필요한 용액의 발생이 없이 전해 반응계로 주입되는 용액을 오직 pH 만을 조절시켜 배출시키기 위한 연속식 이온 교환막 전해 시스템을 개발하였다. 여기서는 전해 반응기 앞에 한 pH-조정조를 두고 대상 용액을 pH-조정조로 주입하면서 pH-조정조의 용액의 일부를 이온 교환막에 따라 음극방 또는 양극방으로 거처 다시 pH-조정조로 순환하게 하고. 또한 pH-조정조의 용액의 일부는 상대극방을 통과시킴으로써 pH가 산성 또는 알카리로 조절되어 배출되게 하였다. 이러한 전해반응기에서 pH 조절 과정은 음극과 양극 사이에 전압 차가 형성될 시, 이온 교환막을 통한 용액에 존재하는 이온의 전기이동 현상에 의해 유발되는 음극방과 양극방에서 용액의 전하 비 평형 현상과 이에 따른 물의 전해 분해 과정에 의해 설명되었다.

중${\cdot}$저준위 고체폐기물의 유리고화처리 적용연구를 위하여, 현대모비스는 원자력환경기술원 및 프랑스 SGN사와 공동으로 99년 10월에 유리화 실증설비를 건설한 바 있다. 실증설비를 활용하여 모의핵종(Co, Cs)을 포함한 비방사성 이온교환수지, 잡고체 등에 대한 70여 회 이상의 실증시험 수행을 통하여, 대상폐기물을 안전하고 효과적으로 처리할 수 있음을 확인하였다. 그러나 처리공정 중 고온세라믹필터계통(High Temperature Filter : HTF)에서 발생하는 분진의 처리가 문제점으로 도출되었다. 또한 저온용융로(Cold Crucible Melter : CCM)와 HTF를 연결하는 냉각파이프는 장기간 운전시 CCM으로부터 발생한 분진이 침적되어 배관막힘의 우려가 있다. 이와 관련, 기 개발한 유리화공정에 추가하여 HTF에서 발생한 분진을 재순환하는 장치와 냉각파이프 내 침적분진을 제거하는 장치를 개발하였다. 유리화공정 중 HTF에서 발생하는 분진의 처리는 유리화설비의 감용비, 처분비용 및 유리용탕의 조절 측면에서 특히 중요하다. 분진재순환장치(Dust Recycling System : DRS)의 개념은, HTF 하단부에서 발생분진을 수거, 물과 섞어 슬러리 형태로 제조, 이송하여 CCM 내로 다시 투입함으로써 분진을 처리할 수 있도록 하였다. DRS의 주 기능은 분진 내의 모의핵종 및 주요 유리성분을 다시 CCM으로 재순환 처리하는 것이며, 이에 따라 유리용탕의 성분을 일정하게 유지하고 또한 유리배출을 용이하게 하는 데 기여한다. 또한 시멘트 고화설비 등과 같은 별도의 분진처리설비를 고려할 필요가 없다. 제진장치는 주기적으로 운전 중 가동할 경우, 냉각파이프 내의 분진침적에 의한 막힘 방지와 함께 배관 내 침적된 분진을 CCM 내로 다시 처리하는 효과를 기대할 수 있다. 유리화실증시험을 통하여 DRS와 제진장치에 대한 전체적인 성능평가를 성공적으로 수행하였으며, 운전결과 및 경험은 향후 상용설비를 위한 기본자료로 활용할 것이다.

방사성 폐기물의 핵종 재고량 평가에 필요한 정량분석을 위하여 다양한 매질의 방사성 폐기물 시료로부터 $^{99}Tc,\;^{94}Nb,\;^{55}Fe,\;^{90}Sr$ 및 $^{59}Ni(^{63}Ni)$의 선택적 분리에 관한 연구가 수행되고있다. 방사성 폐기물 용해용액의 화학조성을 모사하여 만든 모의 방사성 폐기물 용해용액을 사용하여 음이온교환수지법과 Sr-Spec 추출 크로마토그래피로 Re ($^{99}Tc$ 대용원소), Nb, Fe 및 Sr을 분리해 낸 후 Ni과 함께 회수되는 Ce, Ca, Mg, Al, Cr, Ti, Mn 및 Cu와 Ni의 분리 거동을 Ni-Spec 추출크로마토그래피와 양이온교환수지법으로 조사하였다. 공존원소들로부터 Ni의 선택적 분리와 기체비례계수법에 의한 방사능 측정에 적합한 radionuclide source를 만들기 위하여 공존원소들에 대한 가리움제로 ammonium citrate 및 tartaric acid를 사용하는 dimethylglyoxime 침전법의 적용에 관하여 기술하였다.

원자력 발전소의 증기발생기 슬러지 중에서는 이온교환수지가 발견되어서는 안 된다. 증기발생기 슬러지 시료 중에서 발견되어 이온교환수지 입자로 의심되는 구형 입자들의 특성을 측정하였다. 미세조작기술을 이용하여 광학현미경으로 입자 크기 분포를, EPMA로 구형입자의 성분을, 그리고 IR 분광 스펙트럼 비교에 의하여 이온교환수지 여부를 조사하였다. 슬러지의 입자 크기는 1내지 200 ${\mu}m$이었으나 구형입자는 40-500 ${\mu}m$이었으며, 슬러지의 주요 불순원소가 Si, Al, Mn, Cr, Ni, Zn, 그리고 Ti이었으나 구형입자는 Si, Cu, Zn 이었다. 주성분은 두 경우 모두 철이었으며, IR 분광스펙트럼을 S/G 시스템에서 사용하는 이온교환수지의 경우와 비교했을 때 서로 다른 결과를 보였다. 이 결과들은 것은 증기발생기 슬러지 시료 중에서 발견된 구형 입자가 이온교환수지는 아니며 일반적인 슬러지가 생성되는 과정에서 작은 슬러지 입자들이 크게 뭉쳐서 생성된 것임을 나타내고 있다.

원전 1차 계통내에 실리카는 알카리 토금속(Ca, Mg, Al 등)과 결합하여 원전 연료 피복재에 열전달을 방해하는 규석층(Zeolite)를 형성한다. 이렇게 형성된 규석층은 원전 피복재 손상의 원인이 된다. 이러한 원전 1차 계통내 실리카의 문제점들은 EPRI 보고서 등에 그 문제점이 꾸준히 제기되어 왔으며 이러한 문제점들을 해결하기 위하여 막분리 공정을 이용하고자 하였다. 먼저 실험실 규모의 실험을 통해 NF막의 실리카 제거율이 약 $60\;{\sim}\;70\%$, Boron 제거율이 약 $10\;{\sim}\;20\%$로 그 적용 가능성을 확인하였으며, FilmTec과 Osmonics 사 NF막 제품 4종에 대하여 현장 실험을 수행하였다. 현장 사용후연료 저장 붕산수 400L를 시료로 한 실험에서 운전압력 $10kg_{f}/cm^2$에서 FilmTec 사의 NF90-2540이 실리카 제거율이 약 $98\%$, Boron 제거율이 약 $43\%$로 확인되었으며 또한 NF270-2540이 실리카 제거율이 약 $38\%$, Boron 제거율이 약 $3.5\%$로 확인되었다. 이를 바탕으로 장기운전 특성 실험 등의 추가적인 연구를 통해 최적의 실리카 제거를 위한 막 분리공정을 설계 할 예정이다.

방사성 폐기물을 처분장에 처분하기 위해서는 처분 안전성을 확보하여야 한다. 본 연구는 간접측정 방법 중 하나인 물질수지 기법을 이용하여 방사성폐기물의 핵종재고량 평가 프로그램을 개발하였다. 개발 기법의 현장 적용평가를 위하여 고리4호기(9차계획예방정비)를 대상으로 선정하였다. 개발한 평가방법의 검증을 위해 정지수화학처리시 정화계통 내 핵종 제거량 평가자료를 바탕으로 비교평가를 수행하였다. 평가대상 핵종은 Co-60이며, 평가결과 상대오차 $1\%$미만으로 나타났다. 이와 같은 평가결과를 바탕으로 상용원전에서 제시하고 있는 해당기간 발생된 폐기물의 직접 측정 결과와 비교하였고, 그 결과 직접측정 방법에 의한 Co-60의 함유량은 본 연구의 개발기법에서 산출한 값보다 약 $50\%$ 작은 것으로 평가 하였다.

한국원자력연구소에서는 토양폐기물의 규제해제를 통한 처리를 위하여 토양의 핵종 및 방사능분석에 대한 절차를 개발하고 있다. 토양의 규제해제를 위한 기반작업으로 대표성 있는 시료를 추출하기 위하여 균질화, 평균화를 거쳐 임의추출(random sample)하는 시료추출의 방법론을 결정하였다. 통계학적인 관점에서의 대표성은 시료추출의 방법론 뿐 만 아니라 시료의 크기를 얼마로 할 것인가에 대한 설계가 선행 되어야 한다. 본 연구에서는 토양폐기물에서 시료를 채취하는 절차에 따라 예비시료를 추출한 후 핵종 및 방사능평가 작업을 수행한 결과를 사용하여 신뢰구간과 오차 한계에 따른 시료의 개수를 산정하였다.

현재 원자력연구소의 방사성폐기물 저장시설에는 1988년 서울사무소의 폐쇄 과정에서 발생한 토양 약 3,100여 드럼이 저장되고 있다. 이 토양은 시설 저장용량의 약 $27\%$를 차지하고 있어 포화용량에 도달하고 있는 저장시설의 운영 및 관리를 어렵게 하는 요인이 되고 있다. 그러나 토양내에 함유되어 있는 주요 핵종이 Co-60과 Cs-137이며 저장한 기간이 16년가량 경과하였으므로 발생초기보다 방사능 농도가 많이 낮추어졌을 것으로 평가되고 있다. 본 연구에서는 토양의 규제해제를 위한 기반작업으로 토양의 핵종 및 방사능평가 작업을 수행하였다. 작업을 위하여 작업절차서의 개발, 밀폐형 작업실의 제작 등이 이루어졌으며, 시료의 채취를 통한 방사선학적 특성 분석이 수행되었다. 분석 결과 토양에 함유된 ${\gamma}$-선 방출핵종은 Co-60과 Cs-137만이 존재하는 것으로 나타났으며, 전체 ${\gamma}$-선 방출핵종의 농도는 약 $0.01\;{\sim}\;0.12$ Bq/g 인 것으로 평가되었다. 현재 토양의 규제해제를 예상하고 있는 시점인 2009년이 되면 이러한 농도는 더욱 낮아져 0.1 Bq/g 미만이 되며, 이러한 농도는 현재 IAEA에서 제시하고 있는 규제해제 농도를 만족시키는 수준이 될 것이다. 또한, 토양의 규제해제는 이러한 농도 기준 외에도 환경영향평가를 통하여 국내의 원자력법에 적법하도록 처리될 것이다.

국내 원전에서 공기 중 삼중수소 농도를 평가하기 위해 사용하는 삼중수소 버블러의 포집효율에 대하여 고찰하였다. 수증기 형태인 공기 중 삼중수소는 기포가 물을 통과하는 동안 평형농도에 도달하게 된다. 많은 양의 기체시료를 통과시킬 경우 포집수의 삼중수소 농도가 높아지고 포집수가 감소하거나 증가하는 현상이 발생하여 포집효율에 영향을 미치게 된다. 이러한 영향을 고려한 포집수의 예측농도는 실측값과 잘 맞았다. 통상적인 방식과 같이 초기 포집수량을 이용하여 삼중 수소 포집량을 평가할 경우 기체시료의 상대습도가 0.5보다 높으면 포집효율은 1보다 낮아지고 상대습도가 0.5보다 낮으면 포집효율은 1보다 높아진다. 상대습도가 0.5가 아니더라도 $\frac{포화수증기량\times기체통과량}{포집수량}$을 작게 하면 포집효율을 1에 가깝게 유지할 수 있다.

원자력발전소 계획예방정비시 발생하는 방사성폐기물 작업공정 및 특성상 단기간에 방사성폐기물이 집중적으로 발생한다. 계획예방정비 기간중 발생하는 방사성폐기물의 종류 및 내용물은 약$60{\sim}80\%$ 이상이 철재류, 비닐류, 면류, 종이류가 차지하고 있다. 기존 방사성폐기물에 대한 감용 및 재활용등 처리방법을 개선하고 일련의 작업공정을 표준화할 필요성이 있었다. 이에 따라 계획예방정비시 발생하는 방사성폐기물의 종류 및 특성을 고려하여 작업절차를 개선하고 표준화 공정을 적용한 사례 및 실적을 소개하고자 한다.

방사선관리구역 내에서 발생되는 많은 양(발전소별 연간 약$100{\sim}700$개 정도)의 사용 후 공기정화 필터는 고체 폐기물 드럼의 단면적 보다 넓어 별도로 필터를 압축하거나 분해 작업 없이는 폐기물로 직접 처리가 곤란하다. 처리 시 많은 양의 분진이 발생하여 작업자의 내부피폭 가능성 및 많은 양의 고체 폐기물이 발생할 수 있는 잠재성이 있어 시료분석 결과 오염된 필터 내지는 바로 드럼 처리하여 내부 피폭 가능성을 미연에 방지하고 필터 프레임은 재사용을 유도하여 폐기물 저감화, 작업환경 개선 및 경제적인 이익을 창출할 수 있다. 영광 3발전소와 울진 3발전소의 경우 타 발전소에 비해 방사선관리구역 내 공기정화 처리기의 설치수량이 많아(약 700개/년) 공기정화필터가 매년 다수 발생되고 있으며, 이를 전량 드럼 처리 시 고체폐기물 드럼이 더 발생하게 되어 영구처분비용의 증가를 초래하게 된다. 발전소 전체적으로는 약 3,500개/년의 폐필터가 발생되고 있다. 이렇게 발생되는 공기정화필터의 프레임을 재사용함으로써 그 효과는 1) 알루미늄을 포함한 유리섬유를 드럼처리 시 고체방사성 폐기물드럼 생성량 감소 2) 프레임 재사용으로 인한 예산절감 효과 3) 폐필터 분해작업 시 분진에 의한 작업자 체내${\cdot}$외 피폭방지와 작업장 오염 확산 방지 및 환경 개선 4) 작업시간 단축 및 소요인력 감소 효과를 볼 수 있다.

The centrifuge system in liquid radwaste system(LRS) is composed of several skids including Decanter and Separator. The decanter separates the sludge over 5mm in size within liquid radwaste by centrifuge force and drops it into 55gallon drum. The separator separates the sludge over $0.1{\mu}m$ in size within the liquid radwaste processed by Decanter by centrifuge force. The process of separating the sludge from the LRS keeps the resin in Ion Exchanger from being damaged and improves the performance of Ion Exchanger, and satisfies the decontamination factor suggested in Uljin 5,6 FSAR to safety discharge into the outer environment.

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 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.

중저준위 방사성폐기물 천층처분시설의 처분덮개설계 및 성능분석을 위해 국내 역사시대 고분을 이용한 국내 최초의 연구를 수행하였다. 처분덮개 성능과 관련된 국내외 연구현황을 조사하고 삼국시대 고분을 중심으로 고분의 봉분이 존재하며 유물이 발견된 고분과 봉분이 존재하지 않지만 유물의 보존이 양호한 고분으로 구분하고 봉분의 층상특성을 분석하여 정리하였다. 고분에 대한 자연유사 연구에서 발굴문헌 상에 제시된 봉토의 유사판축기법의 적용, 모세관 방벽현상과 배수로를 이용한 봉분 내 습도조절 여부를 천층처분 시설설계에 활용할 수 있을 것으로 판단된다. 향후 국내 고분발굴현장이 있을 때 현장을 방문하여 필요한 자료수집과 더불어 원자력분야의 관심사와 필요사항에 대하여 국내 고고학계와의 정보교환이 이루어져야 할 것으로 판단된다.

본 연구에서는 유동저항이론을 기초로 하여 연속다공체, 분리단열망 및 연속다공체-분리단열망 공존암반과 같은 3가지 암반을 대상으로 암반 특성에 따른 지하수 유동저항 개념 모델링 및 관계식을 제안하였다. 정상상태조건에서 밀도변동은 고려하지 않았으며 유한 체적법을 이용하였다. 각종 물성치는 블록 중심에서 정의되고, flux는 블록면에서 정의되는 staggered 격자 체계하에서 모든 블록에 대해 Darcy 법칙이 적용되었다. 접촉면에서의 투수계수는 인접면 중심에서 정의된 물성치의 조화평균값을 사용하였다. 유동저항개념을 이용하여 인접한 블록간의 상대압력차와 flux의 관계를 표현하였다. 개개의 단열에서의 유동은 다공암반에서 이용된 방정식과 동일한 형태의 2차원 방정식으로 모사되었다. 본 논문에서 제안된 모델은 추후 다양한 암반 특성별 유동 모사 기법을 개발하는데 많은 기여를 할 것으로 기대된다.

본 연구에서는 현재 국내에서 잠재적인 완충재 물질로 고려되고 있는 경주산 칼슘벤토나이트에서 발생되는 벤토나이트 콜로이드를 대상으로 대표적인 악티나이드 핵종이며 고준위 핵종인 우라늄(VI)에 대한 수착특성에 대한 실험적 연구를 수행하였다. 실험에 사용될 벤토나이트 콜로이드의 농도 및 크기를 여과법을 사용하여 측정한 결과 벤토나이트 콜로이드 원액의 농도는 약 5100ppm 이고 $98\%$ 이상의 콜로이드들이 200-450nm 크기 사이에 존재하는 것으로 나타났다. 우라늄 수착실험에 대한 공시험을 수행하여 수착반응 용기 벽면에 의해, 침전에 의해, 한외여과 또는 콜로이드 형성에 의해 손실된 우라늄 양을 평가하였다. 한외여과에 의한 우라늄 손실의 경우 이온강도가 낮은 경우에(즉, 0.001M $NaClO_4$의 경우) 한외여과 필터의 표면전하 역전에 의한 양이온 수착 영향으로 매우 높은 핵종 손실을 유발하였다. 벤토나이트 콜로이드에 대한 우라늄(VI)의 수착 분배계수(의사콜로이드 형성상수)는 pH에 따라 $10^4^{\sim}10^6$ mL/g 정도의 값을 가지는 것으로 관측되었으며 중성 영역인 pH 6.5 근처에서 최대값을 가지는 것으로 나타났다.

본 연구에서는 음이온 교환수지와 Sr-Spec 수지를 사용하여 $^{90}Sr,\;^{241}Am$ 및 Pu 동위원소들에 대하여 축차적으로 분리하는 정량법을 제시하였다. Pu 동위원소는 음이온 교환수지를 이용하여 분리하였다. 아메리슘 및 스트론튬은 옥살산 공침법을 사용하여 토양 메트릭스 성분으로부터 분리하였다. 아메리슘은 철공침법을 사용하여 스트론튬으로부터 분리한후 음이온 교환수지를 사용하여 란탄나이드 성분으로부터 순수분리하였다. 스트론튬은 Sr-Spec 수지를 사용하여 순수분리하였다. Pu 및 Am 동위원소는 알파스펙트로메타로 정량하였고 Sr-90은 액체섬광계수기를 사용하여 베타선을 측정하였다. 본 연구에서 고찰된 $^{90}Sr,\;^{241}Am$ 및 Pu 동위원소 분석법을 IAEA 기준시료에 적용하여 분석법의 타당성을 검증하였다.

Migration experiments of THO and 237Np have performed through a sampled granite core in Chemlab2 probe at the Aspo hard Rock laboratory. The elution curves of THO were analysed to determine hydraulic properties such as the extent of dispersion effect according to flow rates. The retardation phenomena of the solutes were observed and described with elution curves and migration plumes. After migration test, the rock core was opened, and the remaining radioactivities on the rock fracture surfaces were measured. The transport process was simulated with a two-dimensional channel model. The mass transport process was described with three types of basic processes ; advection, sorption and matrix diffusion. By the combination of these processes, effects of each process on transport were described in terms of elution curves and migration plumes. By comparing the simulation results to the experimental one, it was possible to analyse the retardation effect quantitatively.

원자력 발전소에서 발생한 시멘트 또는 파라핀 고화체 중의 핵종분석을 하기 위해서는 시료의 용액화가 필요하다. 이를 위하여 산 침출법과 극초단파 산분해법을 이용하여 SRM(standard reference material)을 용액화한 다음 AAS와 ICP-AES를 사용하여 용액 속의 원소들을 분석 비교하였다. 완전 용액화가 가능한 극초단파 산분해법으로 처리한 결과와 일치하는 산 침출조건을 제안하여 많은 양의 시료를 한 번에 처리할 수 있는 산 침출법으로 방사성 고화체 시료 중의 비휘발성핵종분석을 위한 고화체 용액화 방법을 확립하였다. 방사성 고화체의 산 침출시마다 Re을 첨가하여 시료 전처리 단계에서의 회수율은 $80\%$ 이상으로 나타났다.

중저준위 방사성폐기물의 핵종 관리를 포함한 안전 규제 정책에 따라 핵종 유출을 방지하고 제조된 고화체로부터 C-14의 회수율을 알고자 국내 원자력 발전소에서 발생되는 중 저준위 방사성 폐기물 중 농축폐액을 시멘트로 일정시간 고화시켜 시료를 준비하였다. 이들 시멘트 고화체는 화학적 산화법을 적용하여 C-14를 분리하였으며, 화학적 분리된 C-14는 액체섬광계수기를 이용하여 방출되는 베타선을 계측하였고, 소광보정 곡선을 이용하여 방사능을 측정하였다. 또한 원전에서 제조된 시멘트 고화체를 동일한 방법으로 C-14를 정량하였으며, 그 방사능 결과는 $2.7E+00\;{\sim}\;3.1E+02$ Bq/g의 범위로 분리 검출되었다.

2007년 초 발간될 한국형기준처분시스템의 종합안전성 평가의 일환으로 수행될 자연 재해 사건들에 대한 평가를 위해 전체 안전성 평가 프레임워크 내에서 자연 재해 사건 평가 방법에 대한 접근론이 개발되고 이에 의거해 Process Model(PM)을 개발하기 위한 국내외적 자료가 분석 평가되었다. 이로부터 FEP, 평가 방법론 등 Analysis Model(AM)의 일부분이 개발되었으며 향후 이를 바탕으로 안전성 평가 계산이 수행될 예정이다. 연구 결과 지진과 관련된 자연 재해 사건의 국내외 사례를 종합해 볼 때 극히 보수적인 종합 안전성 평가를 위해서는 처분장 주변에 위치한 단층대가 지진 발생 시 단열이 최대 10 m 정도 변화할 것으로 예상하는 것이 타당할 것으로 판단된다.

고준위 방사성폐기물 처분 연구 사업이 법률적인 인허가 뿐만이 아니라 일반 국민의 동의를 얻기 위해서는 처분 사업의 안전성에 대한 신뢰성 획득이 중요하며 이를 위해 투명하게 공개될 수 있는 종합 성능 평가 (TSPA, Total System Performance Assessment)의 수행이 필요하다. 본 연구에서는 처분 성능 평가 투명성 제고와 신뢰성 향상을 위한 방안의 하나로 처분 종합 성능 평가에 대한 품질 보증 원칙을 도입하여 평가 관련 전체 업무에 관한 투명성 증진을 꾀하고자 한다. 특히 인터넷을 기반으로 하는 품질 보증 시스템의 개발을 통해 실험을 통해서 얻어지는 평가 입력 자료들 뿐 아니라 평가 수행을 위한 계획 수립과 결과물, 그리고 결과물에 대한 검토 등에 이르기까지 안전성 평가 전 과정에서 투명성이 유지된 데이터들이 높은 신뢰성을 가지고 향후에도 활용될 수 있도록 하였다. 본 연구에서 개발한 Cyber R&D Platform은 인터넷을 기반으로 하는 프로그램으로 안전성 평가를 위한 시나리오 개발 관련 데이터인 FEP 목록과 관련 시나리오 정보, 관련 시나리오 도출 과정 및 평가 체계 등을 체계적으로 구축한 FEAS (FEp to Assessment through Scenario development) 프로그램과 안전성 평가에 필요한 입력 데이터들을 분류, 저장해 놓은 PAID (Performance Assessment Input Data) 프로그램, 그리고 이러한 자료들을 입력할 수 있는 품질 보증 시스템으로 구성되어 있으며 이를 통합 운영함으로써 도출된 데이터들의 신뢰성을 높이고자 하였으며 향후 이해 당사자들이 "처분장에서 생태계에 이르는 핵종들의 이동 경로에 대한 시나리오는 어떠한 것이며, 그 평가 결과들과 평가에 이용되는 실제 데이터들은 어떤 것인지" 에 대해 쉽게 이해할 수 있고 또 관련 자료들이 어떠한 원칙에 따른 검토를 거쳤는지에 관해서도 확인할 수 있게 할 것이다.X>, 중환자실 재원기간은 $2.9\pm0.8일(2\~4)$, 그리고 입원기간은 $21.6\pm14.3일(13\~56)$이었다. 수술 후 평균 CK-MB는 $11.3\pm14.1ng/mL$였다. 수술 후 조기 혈관 개존율은 $100\% (24/24)$였다. 모든 환자에서 완전 추적이 가능하였으며 평균 추적기간은 $20.4\pm15.2개월(5\~43)$이었다. 이 기간 중 사망환자나 흉통이 재발한 환자는 없었다. 걸론: 80세 이상 고령의 환자에서 OPCAB은 수술 후 합병증을 줄이고 좋은 결과를 보여 주었다. 그러므로 고령의 환자에서도 관상동맥우회술의 적응증이 되면 적극적으로 수술을 시행할 필요가 있으며, 수술방법은 OPCAB이 좋을 것으로 생각한다서 실용적 개발의 가능성을 보였다.에 따라 현저한 차이가 있었으며 Dimethoate처리$(30^{\circ}C,\; 0.2\%$액에서 24시간)에 의하여 볍씨의 호흡량이 감소되었다. 9) 산소호흡량과 평균발아소요일수와는 $\gamma=-0.945$로 부의 유의한 상관을 보였는데 산소호흡량이 많은 품종은 평균발아소요일수가 짧은 경향을 보였다. 10) 볍씨의 산소호흡량과 Dimethoate 처리에 의한 볍씨의 발아저해도와는 $\gamma=-0,771$의 높은 부의 상관을 보였으며 산색호흡량이 많은 품종이 발아저해도가 낮고 적은 품종에서는 높았다. 현재까지는 그 활동이 11.2년의 주기성을 보여주지만 그 이전에 있어서는 그 활동이 극히 약화되었을 뿐만 아니라 매우 불규칙하다는 것이 Schneider와 Mass(1975)에 의해 밝혀졌다. 결국 1710년대부터 현재까지 우리나라에 있어서 벼멸구와 흰등멸구의 대발생 연도는 1910년, 1921-23년, 1946, 1967-8년, 1975-7년의 5회가 되며 이들 대발

차폐형 성분분석기(Shielded EPMA)를 이용하여 한국형 경수로발전소에서 연소된 35,000 MWd/MTU, U-235의 농축도 $3.2\%$인 $UO_2$ 사용후핵연료의 연소도 측정 방법을 제시하였다. 원자로의 출력과 핵연료의 특성 및 중성자속 분포 등 중요한 핵공학적 정보를 제공하는 사용후핵연료의 연소도는 U-235의 감손에 따른 무거운 핵종의 변화를 측정하거나 사용후핵연료 내에 생성된 핵분열생성물을 측정하는 방법 등이 있다. 이러한 방법은 비파괴시험으로도 하고 있으나 파괴시험인 화학적 분석방법이 보다 정확한 것으로 인식되고 있다. 그러나 화학분석법은 분석시간이 많이 걸리며, 방사선시료의 취급으로 인한 시험자의 피폭 등의 어려움이 따른다. 화학적 분석방법에 의한 연소도 측정방법 대신 분석시료의 제작 및 분석시간이 화학적 분석방법에 비해 상당히 짧고, 또한 국부적인 연소도 측정이 요구되는 사고 핵연료나 고연소 핵연료의 위치별 연소도 측정이 가능한 EPMA를 사용한 연소도 측정기술이 개발되고 있다. 시험결과 ORIGEN2코드로 계산한 연소도에 따른 Nd의 농도와 EPMA 분석에 의한 Nd의 농도는 거의 일치하였다. EPMA로 분석한 Nd의 조성과 ORIGEN-2 코드로 계산한 Nd의 조성 분포를 이용하여 사용후핵연료의 연소도를 예측하는 일차 실험식을 유도하였으며, 그 결과가 화학분석에 의한 연소도와 거의 일치함을 확인하였다.

Neutron count rate measurements to assay fissile content of uranium powder have been carried out in a neutron counter. The induced fission neutrons by Cf-252 neutron source are counted as the variation of fissile material in fuel material. The measured counts are compared with equivalent results obtained from calculation. It shows that the measured neutron counts versus quantity of $UO_2$ powder enrichment agreed reasonably well with the calculated values.

In this study, conventional head-end processes of spent TRISO fuel have been reviewed to develope more effective treatment methods. The main concerns in the TRISO treatment are to effectively separate the carbon and SiC contained in the TRISO particles. The crush-burn scheme which was considered in the early stages of the development has been replaced by the crush-leach process because of $^{14}C$ problems as a second waste during the process. However there are still many obstacles to overcome in the reported processes. Hence, innovative thermomechanical concepts to breach the coating layers of the TRISO particle with a minimized amount of second waste are proposed in this paper and their principles are described in detail.

A prototype of the Bridge Transported Servo Manipulator (BTSM) system has been developed to do operation and maintenance jobs remotely in a hot cell. The system consists of a telescopic transporter, a slave arm, a master arm, and a control system. In this paper, the system is introduced and several performance test results are presented. The results have been used to design an upgraded system that will be used during demonstrations of the advanced spent fuel conditioning process.

원자력발전소에서 발생하는 사용후연료 집합체를 운반하기 위한 수송용기는 고준위 방사성물질의 위험으로부터 인간과 환경을 보호하기 위하여 안전성이 철저하게 보장되어야만 한다. 원자력법과 IAEA 안전수송규정 등 국내외의 관련규정에 의하면 사용후연료 수송용기는 정상운반조건은 물론 수송 도중 발생할 수 있는 운반사고조건에서 B(U)F형 운반용기에 대한 기술기준을 만족시키어 어떠한 경우에도 방사선차폐, 임계, 격납, 열 및 구조적 건전성을 유지하여 방사성물질을 누출시키지 않아야 한다고 규정하고 있다. 본 논문은 한수원(주)에서 개발하여 현재 사용하고 있는 경수로형 사용후연료 수송용기(KN-12 수송용기)의 격납계통에 대한 건전성을 확인하기 위하여 해석에 의한 격납평가 및 수송용기의 운영 중 수행하는 누설시험 등의 누설평가방법에 대하여 기술하였으며, 또한, 매 운반 시 측정한 실제 누설률을 제시하고 분석하였다.

사용후핵연료 차세대관리공정에서는 $UO_2$ 펠렛을 균질화된 $U_{3}O_8$의 분말 형태로 되어야만 금속 전환공정에서 반응효율을 높일 수 있다. 본 연구에서는 실증용 건식분말화 장치에서 분말의 비산을 방지하면서 산화 효율을 최대한 높일 수 있는 최적 조건을 찾는데 있다고 할 수 있다. 본 연구의 실험에서 $UO_2$ 펠렛(약 90 g)에 유량별 공정 변수를 주어 최적화된 산화 조건을 조사하였다. 그 결과, $500^{\circ}C$ 에서 유량은 이론 산화량의 2배(1640 cc/min)의 조건에서 최적의 산화 효율을 보여주었다. 따라서 본 연구에서 실증용 건식분말화 장치의 비산을 방지하면서 산화 효율을 최대한 높일 수 있는 최적 유량을 결정하였다.

Advanced Spent Fuel Conditioning Process (ACP) is a pyrochemical process in which the spent fuel of PWR is transformed into the uranic metal ingot. Through this process, which has been developed in KAERI since 1998, the radioactivity, the radiotoxicity, the heat and the volume of the PWR spent fuel are reduced by a quarter of the original. To demonstrate a lab-scale process and extract the data for the later pilot-scale process, a demonstration facility of ACP (ACPF) is under construction and the lab-scale demonstration is slated for 2006. To establish the safeguardability of ACPF, a safeguards system including a neutron counter based on non-destructive assay, which is named as ACP Safeguards Neutron Counter (ASNC), the ACP Safeguards Surveillance System (ASSS) which consists of two neutron monitors and five IAEA cameras, and Laser Induced Breakdown System (LIBS) have been developed and are ready to be installed at ACPF. The target materials of ACP to assay with ASNC are categorized into three types among which the first is the uranic metal ingot, the second is the salt waste and the last is $UO_2$ and $U_{3}O_8$ powders, rod cuts and hulls. The Pu content of process nuclear materials can be accounted with ASNC. The ASSS is integrated in the ACP Intelligent Surveillance Software (AISS) in which the IAEA camera images and background signals at the rear doors of ACPF are displayed. The composition of special nuclear materials of ACP can be measured with LIBS which can be a supporting measurement tool for ASNC. The conceptual picture of safeguards system of ACPF is shown in Fig. 1.

사용후핵연료시료 중에 함유된 요오드(I-127 및 129)를 정량하기 위하여 화학적 방법으로 분리 회수하고 중성자방사화분석법을 이용하였다. 사전실험으로 모의사용후핵연료를 이용하여 회수율을 측정하였다. 모의 및 실제사용후핵연료시료를 $90^{\circ}C$에서 8 M $HNO_3$ 용액으로 용해하고 용해 후 용해용액 중의 잔류 요오드, 응축 및 휘발된 요오드 각각을 정량하였다. 응축 요오드는 핵연료 용해 후 재증류하여 회수하였다. 잔류 및 응축 요오드는 시료의 산화상태를 조절한 후 용매추출로 요오드를 회수한 다음 이온교환 또는 침전법으로 방사화학적으로 분리한 후 중성자방사화분석(RNAA)으로 정량하였다. 제작한 이온교환분리관 및 여과키트에 요오드를 흡착 또는 침전시켜 분리한 다음 중성자조사를 위한 삽입체(Insert)로 이용하였다. 휘발 요오드는 제조한 흡착체(Ag-silica gel)를 담은 흡착관에 포집하고 홉착체를 구간별 균질시료로 만든 다음 비파괴중성자 방사화분석(INAA)으로 정량하였다. 침전 및 흡착 요오드의 화학적 특성을 EPMA(electron probe microanalysis) 분석으로 조사하였다. 요오드 정량결과를 다른 방법으로 비교분석하기 위하여 음이온교환수지상에서 요오드를 정제 및 회수하기 위한 용리거동을 조사하였다.

현재 HIC는 차폐용기를 이용하여 소내 중간저장시설로 운반되고 있으나, 차폐용기가 국내 방사성폐기물 운반관련 규정에 부합하는지에 대한 논란이 있어왔다. 이에 따라 한국수력원자력(주)에서는 국내 규정 및 IAEA 규정을 만족하는 HIC 전용 운반용기 개발을 추진 중에 있으며, 원자력 환경기술원에서는 이를 위한 개념설계를 수행 중에 있다. 본 연구에서는 원전 현장에서 활용중인 방사성핵종분석 프로그램 자료와 Micro Shield 전산코드를 활용하여 법적기준을 만족하는 차폐체의 두께를 계산하고자 하였다. 차폐체는 구조적 안전성을 고려하여 탄소강으로 결정하였으며, 차폐체의 두께를 HIC 표면선량율 500 R/hr와 100 R/hr의 경우로 각각 나누어 계산하였다. 계산결과 표면선량율이 500 R/hr일 경우 차폐체의 두께가 22 cm, 표면선량율이 100 R/hr일 경우는 차폐체의 두께가 17 cm 일 때 법적 제한치를 만족 하는 것으로 평가 되었다.

삼중수소의 환경방출에 따른 주민선량의 규제이행을 위해 개발된 NEWTRIT 모델, AIRDOS-EPA 모델, NRC 모델의 평가 방법을 고찰하고, 활용 가능한 국내 특성자료를 사용하여 예측결과를 비교하였다. 이들 모델 중에서 가장 최근에 개발된 NEWTRIT 모델만이 tritiated water (HTO) 방출에 따른 organically bounded tritium (OBT)의 영향을 고려한다. 평가결과 삼중수소의 환경방출로 인해 모든 가능한 경로로부터 받게 되는 총 피폭선량은 AIRDOS-EPA 모델의 예측결과가 NEWTRIT 모델과 NRC 모델에 비해 각각 1.03배, 2.46배 높은 결과를 나타냈다. 이러한 결과로부터 NRC 모델로 예측되는 피폭선량이 실제 주변주민이 받을 수 있는 피폭선량을 과소 평가할 수 있다고 이해해서는 안될 것이다. 왜냐하면 삼중수소의 환경내 거동에 대한 불확실성은 매우 크기 때문에 규제이행을 위한 수학적 모델과 관련 변수 값은 극히 보수적 가정에 근거하기 때문이다. NEWTRIT 모델로 예측된 식품섭취에 의한 피폭선량에서 우리나라의 주식인 곡류의 상대적으로 많은 섭취로 OBT는 HTO와 거의 대둥한 수준의 영향을 나타내었다. 삼중수소의 환경방출에 따른 총 피폭선량에서 NEWTRIT 모델은 AIRDOS-EPA 모델과 유사한 예측결과를 나타내지만, NEWTRIT 모델은 식품섭취에 따른 OBT의 영향을 고려함으로써 환경으로 방출된 HTO 거동의 현상적 이해 등에 있어서 보다 의미가 있다고 판단된다.

본 논문은 PWR 발전소에서 환경으로 방출된 기체 형태의 $C^{14}$에 의해 발전소 주변 주민이 받을 수 있는 선량을 비교적 정확하게 평가하기 위한 것으로 국내의 선량평가 프로그램에서는 축산물 섭취선량을 평가하기 위해 동물성 전이계수를 적용하고 있지만 전적으로 해외의 자료를 적용하고 있고, 동물의 체적에 따른 영향을 반영하지 못하고 있다. 본 연구에서는 동물성 전이계수 관련 자료 및 개발 방법론에 대한 분석을 수행함과 동시에 $C^{14}$ 피폭선량을 평가하였고, 그 결과에 근거하여 국내 환경을 충분히 고려할 수 있는 동물성 전이계수 적용 방안을 도출하였다. CSA 및 KEPRI에서 제시한 자료를 적용하여 $C^{14}$ 피폭선량을 계산한 결과 가장 보수적인 비방사능 모델에 비해 높거나 동일한 결과를 주었는데 이는 물리적으로 타당성이 없는 결과였고, NRC에서 제시한 자료를 적용한 경우 피폭선량은 낮게 나타났지만 동물의 체적변화에 따른 영향을 전혀 반영하지 못하고 있었다. 따라서 경제 성장에 따른 축산물 섭취량 증가와 발전소 주변 환경을 충분히 반영함으로써 $C^{14}$에 의해 발전소 주변 주민이 받을 수 있는 피폭선량을 비교적 정확하고 현실성 있게 평가하기 위해서는 실험을 통해 동물성 전이계수를 제시해야 할 것으로 판단되며 이에 대한 구체적인 실험 방법 및 방안은 제시하였다.

본 연구에서는 자연토양에 대한 방사성 핵종(Co, Sr)의 단일 성분의 흡착 및 탈착 거동 특성과 Carboxymethyl-${\beta}$-cyclodextrin(CMCD)를 이용한 탈착저항성에 대한 연구를 수행하였다. 방사성핵종의 흡착 거동을 살펴보기 위하여 흡착속도 실험과 등온 흡착 실험을 수행 하였으며, 흡착 실험 결과를 기존의 흡착 모델식에 적용하여 보았다. 탈착 실험은 일정한 pH와 이온강도 조건에서 CMCD를 주입하였을 때와 주입하지 않았을 때의 탈착경향을 비교분석 하였다. 흡착 실험 결과 자연토양에 대해 스트론튬(Sr)이 코발트(Co) 보다 흡착이 잘 되었고, 코발트, 스트론튬 모두 흡착 속도는 pseudo-second order model을, 그리고 등온 흡착결과는 Sips model을 따르는 것으로 나타났다. 방사성 핵종의 탈착은 비가역적인 형태의 탈착거동을 보였으며, CMCD의 주입량 증가함에 따라 탈착도 증가하는 결과를 나타냈다.

원자력 비상시 주민 보호조치에 대한 결정기준은 국제적으로 비용-이득 분석에 의해 산정된 일반개입준위와 일반조치준위를 사용토록 제안되어 있다. 운영개입준위는 이러한 일반준위를 직접 또는 쉽게 측정할 수 있는 물리량으로 나타낸 것이다. 비상시 보호조치의 필요성을 판단하기 위해서는 운영개입준위를 적용하고 수정하는 데 요구되는 환경감시 자료를 신속히 생산하는 것이 중요하다. 비상대응의 일환으로서 이를 위해 무슨 일들이 어떻게 수행되어야 하는지 고찰하였다.

This study examined the possibility of using striped field mice as a biological dosimeter or indicator for the environmental radio-surveillance. For this study, the external morphological characteristics and isoenzymic types of dark-striped field mice were studied after they were captured. Among the morphological external characteristics, the dark-brown coat, dark back stripe, head-to-tail length, tail length, and ear length matched the taxonomical characteristics of dark-striped field mice. The analyses on L-lactate dehydrogenase, aspartate aminotransferase, and malate dehydrogenese revealed that one species of dark-striped field mice, called Apodemus agrarius, was inhabitated throughout a wide range of Korea. On the other hand, A. agrarius and ICR mice to analyze their survival rate and frequency of micronuclei in peripheral polychromatic erythrocytes after irradiation (0, 0.5, 1, 3, 5, 7, 9 Gy). The $LD_{50/30}$ of A. agrarius and ICR mice were approximately 5 Gy and 7Gy, respectively. The results of the study reveal that wild A. agrarius have a high potential as a biological monitoring system to determine the impact of radiation effect in areas such as those within the vicinity of nuclear power plants.

본 연구에서는 IP형 운반용기의 개념설계를 위하여 소내 임시저장중인 방사성폐기물중 $200\;{\ell}$ 잡고체 드럼을 대상으로 운반용기에 적재 가능한 드럼의 최대표면선량률을 제시하고자 하였다. 이를 위해 잡고체 폐기물을 가연성과 비가연성으로 구분하였으며, 각각 혼합핵종이 균일 분포되어있는 경우와 단일핵종(Co-60)이 균일 분포되어있는 경우를 나누어 계산하였다. 연구결과, 가연성 잡고체 드럼에 혼합핵종이 분포되어 있는 경우, IP-1, IP-2-a, IP-2-b형 운반용기에 적재 가능한 최대표면선량률은 각각 3.60E-01, 8.85E-01, 1.27E+01 mSv/hr 이었으며, Co-60이 분포되어 있는 가연성 잡고체 드럼의 최대표면선량률은 각각 3.59E-01, 8.83E-01, 1.25E+01 mSv/hr 이었다. 비가연성 잡고체 드럼에 혼합핵종이 분포되어 있는 경우, IP-1, IP-2-a, IP-2-b형 운반용기에 적재 가능한 최대표면선량률은 각각 7.14E-01, 1.83E+00, 2.69E+01 mSv/hr이었으며, Co-60이 분포되어 있는 비가연성 잡고체 드럼의 최대표면선량률은 각각 7.13E-01, 1.81E-01, 2.62E+01 mSv/hr 으로 계산되었다. 이를 통해 운반가능 방사성내용물의 최대수량을 실측이 용이한 표면선량률 만으로 제시할 수 있었으며, 향후 다른 종류의 폐기물에 대해서도 차폐해석을 수행할 예정이다.