An application of the final decommissioning plan for unit 1 of Kori NPP was submitted to NSSC on 14 May 2021. We have been implementing the project related to the radiological characterization for the plan since 2019. However, the project was not running smoothly due to the regulatory environment. The destructive sampling from the objects was not allowed, so only smear (swipe) samples are available. In this study, the sampling way and the analytical results of radionuclides are presented. In addition, we propose in-situ measurement using gamma camera and in-situ gamma spectroscopy to obtain more comprehensive radiological information on the object.

For the peaceful use of nuclear energy, the international community has devoted itself to fulfilling its obligations under the Safeguards Agreement with IAEA. In this regard, uranium in a radioactive waste drum should be analyzed and reported in terms of mass and 235U enrichment. In order to characterize radioactive wastes, gamma spectroscopy techniques can be effectively applied. In the case of high-resolution gamma spectroscopy, because an HPGe detector can provide excellent energy resolution, it can be applied to analyze a mixture having a complicated isotopic composition. However, other substances such as wood, concrete, and ash are mixed in radioactive waste with various form factors; hence, the efficiency calibration is difficult. On the other hand, In Situ Object Counting System (ISOCS) has a capability of efficiency calibration without standard materials, making it possible to analyze complex radioactive wastes. In this study, the analysis procedure with the ISOCS was optimized for quantification of radioactive waste. To this end, a standard radioactive waste drum at KEPCO NF and low-level radioactive waste drums at Korea Radioactive Waste Agency (KORAD) were measured. The performance of the ISOCS was then evaluated by Monte Carlo simulations, Multi-Group Analysis for Uranium (MGAU) code, and destructive analysis. As a result, the ISOCS showed good performance in the quantification of uranium for a drum with the homogenized simple geometry and long measurement time. It is confirmed that the ISOCS gamma spectroscopy technique could be used for control and accountancy of nuclear materials contained in a radioactive waste drum.

고분자전해질막은 전극 이외에 전기 화학 연료전지의 성능을 결정하는 중요한 요소이다. 고분자전해질막은 가스나 양성자 등의 작은 분자를 선택적으로 수송해야 한다. 고분자전해질막을 투과한 가스는 급속히 전기 화학적 환원을 발생시켜 음극 촉매의 열화를 유발하기 때문에 수소 장벽으로 작동해야 하며 가능한 한 빨리 양성자를 이동시켜야 한다. 지금까지 고분자전해질막의 수소 기체 투과도를 측정하는데 한정된 방법(예 : Constant volume/variable pressure (Time-lag)법)을 사용 했다. 그러나 측정의 대부분은 고분자전해질막은 건조된 진공 하에서 이루어진다. 그렇지 않으면 얻어진 수소 투과도는 측정 오차가 커지는 원인이 되기 쉽다. 이 연구에서는 일반적으로 고분자전해질막으로 사용되는 Nafion212의 수소 가스 투과 특성을 온도와 습도가 동시에 제어되는 in-situ 측정 시스템을 이용하여 평가하였다.

원전 해체 시 원자력설비는 안전하게 해체되어야 한다. 고리 1호기나 월성 1호기와 같은 노후화된 원전의 경우 곧 원전 해 체를 계획하고 있는 대상 원전이지만, 이 원전들의 가동 중단 후 해체 시 선원항 평가 기준, 제염 및 해체 기술 등의 독자적 인 국내 기술 확보는 미흡한 실정이다. 본 연구의 목적은 원전 선원항 평가 기술 중 하나로 In-Situ 기법을 이용하여 대형 원 전 기기를 직접 측정하여 측정대상체에 대한 선원항 평가방법을 개발하는 것이다. 원자로 헤드를 별도의 해체 없이 이동형 감마핵종분석기를 이용하여 직접 측정법으로 분석하고 간접 측정을 병행하여 측정 결과를 보완하였다. 그리고, 표면오염시 료는 방사화학분석을 수행하였다. 분석 결과를 확장하여 원자로의 핵종 재고량을 계산하였다. 본 연구 결과를 토대로 각 핵 종별 방사능량 변화에 따라 해체 시점을 결정할 수 있으며, 원전 해체 시 작업자의 피폭 저감에 도움이 될 것으로 기대한다.