To effectively assess the inventory of radionuclides generated from nuclear power plants using a consistent evaluation method across diverse groups, it is imperative to analyze the similarity in radioactive distribution between these groups. Various methodologies exist for evaluating this similarity, and the application of statistical approaches allows us to establish similarity at a specific confidence level while accounting for the dataset size (degrees of freedom). Initially, if the variance characteristics of the two groups are similar, a t-test for equal variances can be employed. However, if the variance characteristics differ, methods for unequal variances should be applied. This study delineates the approach for assessing the similarity in radioactive distribution based on the analytical characteristics of the two groups. Furthermore, it delves into the results obtained through two case studies to offer insights into the assessment process.

Commercial operation of KORI Unit 1 ended in 2017, and the final decommissioning plan is currently under approval from the KINS. In order for the dismantling waste to go to the repository, it is judged that the radioactive waste generated during the commercial operation should be treated and disposed in advance. Among these radioactive wastes, spent filters contain various radionuclides. The radiation dose rate from the radiation coming out of the filters ranges from a low dose rate to high dose rate. Therefore, in order to handle the spent filters, a remote processing system is required to reduce the radiation exposure of workers. This paper evaluates the radioactive inventory of filters that are stored in the filter room at the KORI unit #1. For this purpose, a method for predicting the radioactivity of each nuclide in the filter, based on the radiation dose rate, has been described using the MicroShield code, which is a commercial shielding code. The information on the filters in the field has only the creation date, type, size, and surface dose rate. In order to evaluate the radioactivity inventory using such limited data, it is possible to know the nuclide radioactivity ratio in the filter. We took out some of the filters stored on site and measured from using the ISCOS system, a gamma nuclide analyzer. The radioactivity of each nuclide in the filter was inferred by modeling with the MicroShield code, based on the radiation dose rate and the radioactivity value of each nuclide measured in the field.

방사성폐기물 발생기관의 가용데이터를 기반으로 산출된 핵종재고량을 적용하여 예비안전성평가를 수행한 결과 처분안전성과 운영측면에서 많은 어려움이 예상됨을 확인하였다. 본 논문에서는 전체처분시설 예비안전성평가를 수행하였으며, 평가결과 성능목표치 초과핵종에 대해 방사능량이 큰 비중을 차지하는 단위포장물을 선별하고, 높은 표면선량률의 포장물을 처분대상에서 제외하는 방식으로 처분시설의 처분방사능량제한을 도입하였다. 처분방사능량제한은 안전기준 만족을 위한 처분시설별 인수기준과 처분기준 설정에 기초자료로 활용할 것이며, 경주 처분시설의 안전한 종합개발계획수립 및 처분시 설의 안전성 최적화를 위한 Safety Case 구축에 기여할 것으로 판단된다.

국내의 중저준위 방사성폐기물 처분시설에 대한 핵종량은 대부분의 방사성핵종에 대한 규명이 요구되어 진다. 본 논문에 서는 국내 경주 처분시설 부지에서 방사성폐기물의 처분을 위한 처분시설의 활용도 및 효율성 그리고 신분류기준을 반영한 핵종재고량을 예측하였다. 장기 방사성폐기물의 예측하기 위해 2014년까지 다양한 발생원별 방사성폐기물의 발생량과 발 생전망을 분석하였다. 예측된 핵종재고량 결과는 처분시설에 대한 안정적인 개발 및 Safety case의 구축하는데 기여할 것으 로 판단된다.

고리 1호기 원자로압력용기의 중성자속과 방사화생성물 재고량을 계산하기 위하여 DORT 코드와 ORIGEN2 코드를 사용하였다. DORT 코드를 이용해 중성자속을 계산하기 위하여 노심을 중앙부터 원자로압력용기까지 방위각 방향으로 94 mesh로 분할하였다. 원자로압력용기 영역의 중성자속을 이용하여 주요 핵종의 단면적을 재계산하였다. 원자로압력용기의 경우, Fe, Co, Ni 및 Ni의 핵종이 총 방사능의 약 95%를 차지하였으며, 해체 후 50년 이상 냉각후의 총 방사능은 정지시점과 비교하여 약 0.2% 이하로 감소하는 것으로 평가되었다. 총 중량이 210 ton인 원자로압력용기의 총 방사능은 5.25GBq이었다. ORIGEN2 계산 결과를 검증하기 위하여 고리 1호기 원자로압력용기의 계산값과 실측값에 대한 비교 검증을 수행하였으며, 그 결과는 서로 일치함을 확인할 수 있었다.