목적 : 본 연구에서는 HMD VR을 사용해 발생한 사이버 멀미와 양안시 기능이 상관관계를 보이는지 알아보고 자 하였다. 방법 : 근거리 시력에 무리가 없는 20~40대 성인 52명을 대상으로 VR 콘텐츠 이용 전 양안시 기능을 측정하기 위해 수평사위도, 조절 근점, 폭주 근점, 양안조절용이성, 입체시, 상대조절력검사를 시행하였다. 광학 흐름 요소로 구분한 세 가지 VR 콘텐츠를 선정하여 대상자에게 사용하도록 하고 Virtual reality sickness questionnaire을 통해 VR 콘텐츠 이용 전과 후의 사이버 멀미를 측정하였다. 양안시 기능과 사이버 멀미에 대한 상관분석을 실시하 였다. 결과 : VR 콘텐츠 사용 후 콘텐츠 T와 R은 모든 항목에서 사이버 멀미(p<0.001)는 유의하게 증가하였다. 콘텐츠 B의 안구운동에서는 유의한 차이가 없었다. 상관분석에서는 근거리 사위가 콘텐츠 T의 방향감각상실(p< 0.050), 전체 VRSQ(p<0.050)와 음의 상관관계를 보였으며, 콘텐츠 R의 안구운동불편(p<0.050)과 유의한 상관관 계가 나타났다. 양안조절용이성은 콘텐츠 T의 전체 VRSQ(p<0.050)와 양의 상관관계를 보였다. 이 외에 다른 양안 시 기능은 사이버 멀미 요인과 유의한 상관관계를 보이지 않았다. 결론 : 양안시 기능은 사이버 멀미와의 결과로 사용자의 개인적 특성이나 양안시 기능 자체가 사이버 멀미에 미 치는 영향보다 3D를 구현하는 콘텐츠의 광학 흐름 요소가 미치는 영향이 더 높다는 것으로 사료된다. 향후 연구에 서는 VR 콘텐츠의 시각 요소와 시지각에 대한 요소가 고려되어야 할 필요성이 있는 것으로 사료된다.

Radioactive mixed waste (RMW) is containing radioactive materials and hazardous materials. Radioactive wastes containing asbestos are include in RMW. These wastes thus must be treated considering both radioactive and hazardous aspects. In this study, a high temperature melt oxidation system consisting of an electric arc furnace and a molten salt oxidation furnace has been developed for the treatment of of radioactive waste containing asbestos. A surrogate waste of the radioactive waste containing asbestos (content of asbestos: 13wt%) was treated in this system. It was melted and fabricated into a glass waste form in the system. Asbestos was not detected in this glass waste form. This means that the asbestos was converted to a glass component in the glass waste form. The waste form was homogeneous glass, and it had a high value of compressive strength (475.13 MPa). It was also confirmed through a leaching test (ANS 16.1) that the waste form had a high chemical durability (Leaching Index > 6). Based on these results, it is considered that the high temperature melt oxidation system will be utilized for the treatment of a significant amount of radioactive waste containing asbestos generated from decommissioning a nuclear power plant.

In operating or permanently shut down nuclear power plants which were built between 1970s and 1990s, asbestos was widely used for ceiling materials, wall materials, and gaskets. Furthermore, it was mainly treated as a heat-resistant material like insulation. In Kori Unit 1, radioactive asbestos was replaced or removed through maintenance and repair in the containment building during the operation period of about 40 years, but radioactive asbestos still remains that need to be partially dismantled. Generally, it is more difficult to handle because it belongs to two different waste categories, radioactive waste and hazardous waste. In addition, the risk increases further due to radioactivity with the asbestos hazards itself. Therefore, it is very important to accurately determine the amount of radioactive asbestos waste and to evaluate the treatment method and disposal reduction rate before the decommissioning is started. According to the Korean Waste Management Act, three methods are recommended for the asbestos (hazardous waste) treatment: landfill, solidification, and high-temperature melting. Landfill is commonly used in Korea and the United States while high-temperature melting and solidification are additionally recommended only in Korea. Considering the situation in Korea, landfill is not appropriate due to the limitations of landfill capacity and potential risks (hazards still remain). Therefore, the other two methods can be considered sufficiently in terms of safety, detoxification, and reduction rate. This paper evaluates the amount of radioactive asbestos waste at Kori Unit 1 based on the actual asbestos building material data (as of February 2022) of the Asbestos Management Comprehensive Information Network. Vitrification is considered as a sufficient alternative for treating radioactive asbestos waste. And, it is checked whether the vitrified waste through the high-temperature melting method, plasma torch, meets the requirements such as detoxification, compressive strength and leachability for storage and disposal stability. It is expected to be useful to prepare a radioactive mixed waste management standard and to reduce the disposal cost through the reduction of final waste.

현재 중국을 제외한 전세계에서 가동중인 원전중 50% 이상이 운전을 시작한지 30년 이상으로, 앞으로 해체가 진행될 원전이 대부분이다. 우리나라 역시 고리 1호기를 시작으로 수명연장이 없을 경우 10년 이내에 총 5기의 원전이 폐로될 것으로 예상되며 향후 해체를 진행해야 한다. 가장 먼저 해체가 진행될 고리 1호기에서 나오는 저준위 방사성폐기물의 양은 200L 드럼으로 14,500개에 해당할 것으로 예상되며, 이를 위한 처분 비용은 한수원이 제시한 원전 1기 해체 비용인 6,347억원의 40%에 해당된다. 이 비용을 줄이기 위해선 방사화된 콘크리트나 금속부분을 효율적으로 제거하는 제염기술이 필요하다. 연구용 원자로인 트리가마크-II 및 III와 우라늄변환시설을 해체한 경험이 있지만 소규모 저방사능 시설에만 국한되어 있을 뿐, 원전처럼 방사성물질 농도가 높은 대규모 시설에 대한 경험이 부족하다. 따라서 고리 1호기 해체 시 적용할 제염기술에 대해 다양한 방법으로 검토할 필요가 있다고 생각된다. 이에 본 연구에서는 현재 국내외에서 개발 및 실증된 제염기술에 대해 알아보았다.

원자력시설을 해체하는 과정에서 발행하는 방사성폐기물은 크게 금속, 콘크리트, 토양, 기타 잡고체로 구분되며 이중 콘크리트폐기물이 80% 이상을 차지한다. 상용 원자력발전소의 경우 콘크리트 폐기물은 약 50~55만톤 발생하는 것으로 알려져 있으며, 1기의 상용원전을 해체할 경우 원자로 가동 중 발생된 중성자 조사에 의한 구조물의 방사화 및 방사성 물질의 비산에 따른 오염으로 방사화된 콘크리트폐기물은 약 25,000톤이 발생한다. 발생된 폐기물을 드럼에 포장할 경우 수 만 드럼이 될 것으로 예상되며 그에따른 처분비 역시 천문학적인 비용이 들어갈 것으로 예상된다. 이를 줄이기 위해 방사성 콘크리트폐기물 발생량을 최소화하고 발생한 폐기물을 재활용하여 최종 처분되는 폐기물의 양을 줄이는 연구가 필요하다. 우리나라는 대규모 시설에 대한 해체 경험이 부족하기 때문에 고리 1호기에 적용할 효과적인 제염기술을 선정하기 위해선 상용원전을 해체한 경험이 있는 나라의 제염기술에 대해 알아볼 필요가 있다고 생각된다. 이에 본 연구에서는 상용원전 해체 경험이 있는 나라에서 적용한 제염기술에 대해 알아보고 기술의 장단점을 평가하여 적용 여부와 개선방안에 대해 알아보았다.