Structural stability of a waste form can be provided by the waste form itself (steel components, etc.), by processing the waste to a stable form (solidification, etc.), or by emplacing the waste in a container or structure that provides stability (HICs or engineered structure, etc.). The waste or container should be resistant to degradation caused by radiation effects. In accordance with the requirements for the domestic waste acceptance criteria, irradiation testing of solidified waste forms containing spent resin should be conducted on specimens exposed to a dose of 1.0E+6 Gy and other material 1.0E+7 Gy. Expected cumulative dose over 300 years is about 1.770E+6 Gy for spent resin and 0.770E+6 Gy for dried concentrated waste generated from NPPs generally. According to NRC Waste Form Technical Position, to ensure that spent resins will not undergo adverse degradation effects from radiation, resins should not be generated having loadings that will produce greater than 1E+6 Gy total accumulated dose. If it necessary to load resins higher than 1E+6 Gy, it should be demonstrated that the resin will not undergo radiation degradation at the proposed higher loading. This is the recommended maximum activity level for organic resins based on evidence that while a measurable amount of damage to the resin will occur at 1E+6 Gy, the amount of damage will have negligible effect on disposal site safety. Cementitious materials are not affected by gamma radiation to in excess of 1E+6 Gy. Therefore, for cement-stabilized waste forms, irradiation qualification testing need not be conducted unless the waste forms contain spent resins or other organic media or the expected cumulative dose on waste forms containing other materials is greater than 1E+7 Gy. Testing should be performed on specimens exposed to IE+6 Gy or the expected maximum dose greater than 1E+6 Gy for waste forms that contain ion exchange resins or other organic media or the expected maximum dose greater than 1E+7 Gy for other waste forms. This is suggestion as a review result that requirement for irradiation testing of solidified waste forms has something to be revise in detail and definitively.

Domestic NPPs had produced the paraffin-solidifying concentrate waste (PSCW) for nearly 20 years. At that time radioactive waste management policy of KHNP was to reduce the volume and to store safely in site. The PSCW has been identified not to meet the leaching index after introducing the treatment system. PSCW has to be treated to meet current waste acceptance criteria (WAC) for permanent disposal. PSCW consists of dried concentrate 75% and paraffin 25% of volume. When PSCW is separated into a dried concentrate and a paraffin by solubility, total volume separated is increased twice. Final disposal volume of dried concentrate can reach to several times when solidifying by cement even considering exemption. Application of polymer solidification technology is difficult because dried concentrate is hard to make form to pellet. When PSCW is packaged in High Integrity Container (HIC), volume of PSCW is equal to the volume before package. The packaging process of HIC is simple and is no necessary of large equipment. It is important to recognize that HIC was developed to replace solidification of waste. HIC has as design goal a minimum lifetime of 300 years under disposal environment. The HIC is designed to maintain its structural integrity over this period, to consider the corrosive and chemical effects of both the waste contents and the disposal environment, to have sufficient mechanical strength to withstand loads on the container and to be capable of meeting the requirements for a Type A transport Package. The Final waste form is required for facilitating handling and providing protection of personnel in relation to solidification, explosive decomposition, toxic gases, hazardous material, etc. Structural stability of final waste form is required also. Structural stability of the waste can be provided by the waste itself, solidifying or placing in HIC. Final waste form ensure that the waste does not structurally degrade and affect overall stability of the disposal site. The HIC package contained PSCW was reviewed from several points of view such as physicochemical, radiological and structural safety according to domestic WAC. The result of reviewing shows that it has not found any violation of WCP established for silo type disposal facility in Gyeongju city.

There are generally two kinds of spent filter; one is spent filter media for mainly gaseous purification such as HEPA filter, the other is spent filter cartridge for liquid purification such as CVCS BRS cartridge type filter. The spent filter cartridge from liquid purification system has been storing in special shielding space in auxiliary building in NPPs since the beginning of 2006 according to the long term storage strategy for decaying short lived radionuclide and gaining the time for selecting practical treatment technology before final packaging. The spent filter cartridges generated Kori-1 reactor vary in their sizes as in length from 913 mm to 290 mm and range in radiation level from several hundred mSv per hour to below mSv per hour . It is high time that the spent filter cartridge is treated and packaged because LILW repository in Wolsung area is operating and Kori-1 reactor is scheduled to decommission. The spent filter cartridge is one of the wet solid wastes required of solidification. It is difficult for the spent filter cartridge to solidify because of their shape, structure, physical and chemical characteristics in addition to having high radiation level. NSSC notice defines that solidification of wet solid wastes include that solid material such as spent filter is encapsulated with cement, etc. as a form of macro-encapsulation. The radioactive waste acceptance criteria describes that non-homogeneous waste having above 74,000 Bq/g such as spent filter, dry active waste should be encapsulated with qualified material. Homogeneous waste such as spent resin, sludge, concentrated waste (liquid waste evaporator bottoms), etc. should be solidified complied with requirements except that spent filter which is allowed to encapsulate. It is needed to guide to the practice of these two requirements for spent filter. The sampling and test method is different between homogeneous solidification waste form and spent filter cartridge encapsulation waste form. For example, how core sample can be taken and how void space can be measured among spent filter cartridge in encapsulation waste form. The technical evaluation report for spent filter cartridge polymer encapsulation by US NRC has been reviewed and the technical position of US NRC was identified. As a result of review, improvement fields of waste acceptance criteria for spent filters are pointed out, and the technical position of US NRC for spent filter cartridge solidification is summarized. The recommendation on improvement directions for spent filter cartridge encapsulation is suggested.

오늘날 대의민주주의는 대중의 직접참여가 아니라 대표를 통한 간접참여가 근간을 이루고 있다. 본 연구는 국회의원선거제도가 선거결과에 직간접적으로 많은 영향을 주고 있다는 사실에 착안해 한국의 국회의원선거제도에 토대를 제공한 이승만 정부의 국회의원선거제도를 입후보자의 자격기준과 당선기준의 주요 변수인 선거구의 획정방법, 입후보자의 등록방법, 당선인의 결정방식을 통해 검토하였다. 이승만 정부의 국회의원선거제도는 제1대 국회의원선거제도를 기본으로 하여 부분적인 변화와 적용이 진행되었다. 첫째, 선거구의 획정방법과 당선인의 결정방식은 거의 동일하여 입후보자에게 변수로 작용하지 않았다. 둘째, 입후보자의 등록방법은 추천인 수의 축소, 등록기간의 단축, 기탁금제의 도입, 정당추천제의 도입 등 변화가 있었다. 특히, 정당공천제와 기탁금제는 집권당과 이승만 대통령의 권력안정화에 기여하였을 뿐만 아니라 한국의 정당구도가 양당체제로 개편되는데 커다란 영향을 주었다.

국내 3단계 매립형 처분시설은 2018년도 한국원자력환경공단의 중^저준위 방폐물관리시행계획에 의하면 주로 원전 해체 현장에서 발생하는 극저준위방폐물을 수용하기 위해 2019년 4월부터 2026년 2월까지 총 104,000드럼(2개 트렌치)을 수용 하기 위해 건설이 계획 중이다(총 2,246억원 투입). 이후 총 5개 트렌치에 260,000드럼이 총 34,076 m2의 면적에 단계적으로 수용되며 따라서 현재 한국원자력환경공단은 관련 인수기준을 마련 중에 있다. 극저준위방폐물 처분시설 인수기준의 경우 프랑스, 스페인 등이 전용 처분시설을 운영하면서 자국의 인수기준을 합리적으로 잘 준용하고 있으나 본 논문에서는 해체방 폐물의 처분에 가장 경험이 많은 미국의 처분시설을 고려하여 국내 매립형 처분시설에 우선적으로 반영되어야 할 사항이 있는지 분석하였고 이를 통하여 경주내 3단계 매립형 처분시설의 인수기준 마련에 도움이 되고자 하였다.

마사 C. 누스바움(Martha C. Nusbaum)은『정치적 감정』(Political Emotions) 에서 공적 자산으로서 정치적 감정의 중요성을 다루고 있다. 누스바움은 연민과 공감이라는 인간 이해의 감정이 배제된 신자유주의 사회의 문제점을 제기하며, 바람직한 사회로의 변혁을 위해 문학을 포함한 예술적 상상력을 통한 사랑의 감정 소환을 주장한다. 그녀의 정치·철학의 바탕이 되는 주제어인 정의, 사랑, 정치적 감정은 ‘e pluribus unum’으로 표상된다. ‘e pluribus unum’은 ‘여럿이 모여 하나’라는 뜻으로, ‘품위 있는 사회’로의 발전을 위한 정치적 대안으로 나타난다. 누스바움은 보편적 인간의 사랑이라는 공적 감정을 강조하면서도 종교의 역할을 의식적으로 배제한다. 그녀가 제안하는 온전한 정의로운 사회는 인간 중심의 세속적 사회에 한정된다. 그러나 존재에 대한 궁극적 관심과 우주의 시원적 세계에 관심을 가지는 인간을 배제한 품위 있는 사회는 온전하다고 보기 어렵다. 문학과 예술적 상상력의 사랑에 편중하고 종교적 상상력의 사랑을 배제한 누스바움의 정치철학은 인간 감정과 삶의 조건을 단순화시켰다는 한계를 보인다.

전기통신사업법에 따른 통신자료제공제도는 수사기관에 법원의 영장 없이 전기통신사업자에게 이용자의 개인정보를 제공해달라고 요청할 권한을 부여한 제도이다. 이에 대한 수사기관의 권한남용을 통제할 수단이 미비한 가운데 전기통신 사업자는 수사기관의 통신자료 제공요청을 무분별하게 수용해왔고, 이용자들의 개인정보자기결정권과 익명표현의 자유를 비롯한 헌법상 기본권 보호는 뒷전으로 밀려났다. 통신자료제공제도를 둘러싼 갈등은 전기통신사업자의 통신자료제공행위의 위법성 판단기준이 명확하지 않은 데서 기인한다. 이에 전기통신사업자가 수사기관의 통신자료 제공요청에 대해 어떤 심사의무를 부담하는지 밝혀 통신자료제공행위의 불법행위상 위법성 판단기준을 설정하는 것이 이 글의 목적이다. 수사기관의 권한남용에 대한 궁극적 책임은 수사기관에 있으므로 전기통신사업자의 실질적 심사의무에 대해서는 일도양단적 태도를 지양하고 이익형량을 통한 조화를 시도할 필요가 있다. 전기통신사업자의 실질적 심사의무는 대법원 2016. 3. 10. 선고 2012다105482 판결의 취지대로 원칙적으로 부정하는 것이 타당하다. 그러나 개인정보 보호법 시행을 계기로 전기통신사업자는 개인정보 보호법에 따른 이익침해 심사의무를 부담하므로 전기통신사업자는 위 대법원 판결에서 설시한 “수사기관이 통신자료의 제공요청 권한을 남용하여 정보주체 또는 제3자의 이익을 부당하게 침해하는 것임이 객관적으로 명백한 경우와 같은 특별한 사정”이 있는 경우에 한해 예외적으로 실질적 심사의무를 부담한다. 예외적 실질적 심사의무는 수사기관의 권한남용이 객관적으로 명백한 때 한하여 적용되므로 일반적 주의의무 보다 주의수준이 경감되며 수사여건상 이용자의 표현행위 자체가 범죄구성요건에 해당하는 때 한해 인정될 것으로 예상된다.

디지털 매체의 사용이 확산되면서 이러한 매체의 최대 사용자인 청소년들이 유해매체물에 노 출되는 빈도도 급증하고 있다. 이러한 맥락에서 본 연구는 현행 청소년 유해매체물 규제 제도에 대해 유해매체물 심의 기준을 중심으로 비판적으로 검토하였다. 현행 청소년유해매체물 심의 기 준에 의하면, 음란한 자태를 지나치게 묘사한 것, 성행위에 대해 그 방법 등을 지나치게 묘사한 것, 청소년 대상으로 성행위를 조장하는 등 성 윤리를 왜곡시키는 내용 등을 담은 매체들은 청소 년에게 유해한 매체물로 규제하고 있다. 그러나, 규제되지 않은 매체물도 많으며 또는 이와 유사 한 매체물들은 디지털 매체를 통해 여전히 활발하게 전파되고 있다. 나아가 때로는 동법에서 보 호하는 청소년이 이러한 매체물들을 직접 생산⋅전파하는 역할을 하는 경우가 빈번한 현상을 볼 때, 보다 실질적인 규제 방안이 필요하다고 할 것이다. 그 방안으로서, 청소년 유해성의 개념을 명확히 설정할 필요가 있으며, 청소년의 인권을 존중하는 범위 내에서 청소년의 보호가 어떠한 의미인지에 대해 현 시대에 적합하게 정립할 필요가 있다고 하였다. 또한 법적인 규제와 자율 규제를 조화롭게 운영하여 보다 실효성있는 규제 체계를 정립할 필요성을 제안하였다. 그리고 이 모든 것은 보다 명확한 심의 기준을 바탕으로 달성될 수 있다는 점을 강조하였다.

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 극저준 위방사성폐기물 인수기준수립은 원전해체전략수립에 큰 영향을 줄 것으로 보인다. 본 연구에서는 영국과 미국의 극저준위 방사성폐기물처분장 인수기준을 경주에 건설 중인 원자력환경센터의 인수기준과 비교분석을 통해 향후 우리나라 극저준위 방사성폐기물 처분을 위한 폐기물 인수기준을 분석하고자 한다.

본 논문에서는 세계적으로 널리 사용되어지고 있는 초고층 건축물의 진동사용성 평가기준이 검토되었다. 초고층 건축물의 진동에 대한 사용성 평가기준은 바람에 의한 초고층 건축물의 가속도 응답의 크기로 나타내는 것이 일반적이다. 건축물의 가속도의 응답의 크기를 산정함에 있어서 두 가지의 서로 다 른 척도, 즉 최대가속도 또는 RMS가속도를 각 기준에서 채택하고 있는데 이에 대한 상이점을 토의하고 각 국의 진동사용성 평가기준을 고찰함으로써 우리나라에는 어떤 진동사용성 평가기준이 적합한가에 대한 논의를 시작하고자 하였다. 그리고 건축물의 각기 다른 응답을 조사하여 최대가속도와 RMS가속도와 관계를 면밀히 검토하고 각각에 대해 기술적인 논거를 기술하였다.

본 연구의 목적은 우리 나라의 실정에 맞는 보전지역의 평가기준을 마련하여 적용하는 데 그 목적이 있다. 이를 위하여 현재가지 발표되는 평가기준에 관한 논문과 보고서 등을 바탕으로 평가기준을 마련하고, 우리 나라 상태에서 적용가능한 평가기준을 도출하였다. 도출된 평가기준 중에서 현재 기초자료의 부족으로 보편적 자료로 활용할 수 없는 기준은 제외하고 우리 나라 실정에 맞으며. 기초자료의 수집이 가능한 요소만을 평가기준으로 선정하였다. 보전지역에 대한 평가기준을 설정하기 위하여 국내외 선행연구와 기존문헌을 조사하여 보전가치에 대한 평가항목을 분석한 결과, 총 27개의 항목이 평가기준으로 사용되었으며, 희귀성 21회, 유용성 및 다양성 15회, 면적, 자연성 및 인간의 간섭이 각각 73회, 대표성 72회, 허약성 70회로 나타났다 국내외 평가기준 중에서 정량적으로 다루어 진 평가기준은 총 13개였으며 이 중 희귀성 9회. 인간의 간섭 8회, 면적 5회의 빈도를 보였다. 총 27개의 평가기준 중 우리 나라의 상황에 맞는 평가기준을 선정한 결과. 희귀성, 분류학적 특이성, 인간의 간섭 등 3가지이며 그 외에 유용성 등과 같은 기준은 인접분야에 대한 연구와 조사가 이루어지면 유용하게 사용될 기준이다.

세계적으로 수명을 다한 원자력발전소들이 증가하면서 노후화 된 원전의 해체에 대한 관심도 커져가고 있다. 특히 국토가 좁고 자원이 부족한 국내의 경우 원전을 해체하는데 있어 부지 재이용 문제는 하나의 중요한 사안이지만, 아직까지 부지 재이용을 위한 구체적인 법적 부지해제기준이 마련되어 있지 않다. 따라서 본 연구에서는 부지해제를 위한 IAEA의 국제적 안전기준(Safety Guide No. WS-G-5.1) 및 국내 관련기준, 미국·유럽 등 선진국들의 부지해제 사례들을 분석하였으며, 이를 바탕으로 적절한 선량기준 및 국내 부지해제 기준 수립 시 고려해야하는 사항들을 제언하였다. 이는 원전 해체 후 부지 재이용을 위한 국내 부지해제 기준 수립을 위한 기초자료로 활용될 것으로 판단된다.

The circumstances surrounding world ports have changed rapidly and port competition to attract cargoes has been increasing fiercely. Specifically, deploying large container vessels resulted fewer port visits and strategic alliance among liner shipping companies. Recently, many studies have worked for improving port competitiveness. However, these studies were limited to evaluation of only port competitiveness and few studies suggested strategies for reinforcing port competitiveness. Although implications of these previous studies are practically available to build policies for port, there have been very few academic studies such as identifying port competitiveness and port selection with related attributes for reasonable evaluation and analysis. Therefore, this study aims to classify the existing studies, which dealt with port selection problem, based on basic structure that was suggested by Murphy (1992). Furthermore, the conceptual definition will be carried out by comparison analysis in terms of time of study, type of data and methodology and decision factor of each study.