• 한국방사성폐기물학회:학술대회논문집
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• 한국방사성폐기물학회 2003년도 가을 학술논문집
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• pp.524-531
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• 2003

중$\cdot$저준위 방사성폐기물의 유리화 기술은 체적감소비, 유리고화체의 기계적 및 화학적 안전성 등으로 그 유용성이 입증되어 현재 울진 5,6호기에 상용시설의 건설이 추진되고 있다. 유리화시설은 대상폐기물의 높은 방사능 준위로 인해 방사선 안전 설계를 위해서는 차폐해석이 수반되어야 한다. 그러나 국내에서는 유리화 시설의 건설 및 운영 경험이 없으므로, 본 연구에서는 유리화 시설의 향후 상세 설계와 운영계획에 도움을 줄 수 있는 자료를 얻고자 유리화 실증시설의 구조를 따라 기존의 방사선원항을 이용하여 기기별 선량계산을 통해 방사선 차폐 해석을 수행하였다. 차폐체로서는 경제성과 열저항성이 뛰어난 콘크리트를 고려하였다.

• 한국방사선학회논문지
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• 제14권5호
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• pp.503-510
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• 2020

콘크리트는 원자력 시설의 차폐용 구조물로 광범위하게 사용되고 있는 재료이다. 하지만, 시설의 해체 시 양적으로 가장 많이 발생하는 방사성 폐기물이기도하다. 콘크리트는 중성자를 포획하여 다양한 방사성 핵종을 생성하기 때문에 해체 전에 시료를 채취하여 방사능 측정 및 평가를 수행해야 한다. 측정은 주로 HPGe 검출기를 이용하는데 시료의 정확한 방사능 판정을 위해는 기하학적 보정인자, 자가흡수 보정인자, 계측기의 절대효율 등 효과적인 보정인자를 측정치에 반영해야 한다. 보정인자는 기하학적 및 화학적 상태가 실제 시료와 동일한 표준시료를 이용해서 동일한 측정조건 하에서 획득한다. 하지만, 콘크리트는 다양한 구성물질과 높은 밀도로 전처리가 제한적이므로 콘크리트 표준시료를 제작하는 것은 매우 어렵다. 또한 코어드릴(core drill)을 사용하여 채취되는 콘크리트 시료는 체적선원이므로 직경에 대한 기하학적 보정과 밀도에 대한 자가흡수에 대한 보정이 필수적이다. 따라서, 최근에는 많은 연구자들이 표준선원을 제작 후 측정하는 대신 몬테카를로 전산모사(Monte Carlo simulation)을 이용하여 효과적인 보정인자들을 계산하는 연구를 수행하고 있다. 본 연구에서는 Monte Carlo code 중 하나인 Geant4를 이용하여 방사화 콘크리트에서 가장 많이 생성되는 핵종인 ¹⁵²Eu, ⁶⁰Co에서 방출되는 감마선 에너지에 대한 콘크리트 코어시료의 직경과 밀도에 따른 보정인자를 산출하였다.

• 한국건설순환자원학회논문집
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• 제10권3호
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• pp.276-284
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• 2022

이 연구에서는 원전해체 폐콘크리트 미분말을 방사성 폐기물 처분용 고화제로 재활용하기 위한 인수기준 성능 및 레올로지 특성을 분석하였다. 고화제는 방사성 콘크리트 미분말을 모사하여 사용하였으며, 시험체는 증류수, CoCl₂, CsCl 1 mol 수용액을 배합수로 사용하여 제작하였다. 골재 미분말 혼입율 및 혼합수의 종류에 관계없이 재령 28일 압축강도 성능기준 3.45 MPa를 만족하였다. 모든 시험체는 침수강도 기준을 만족하였고 열순환 압축강도는 Plain-50을 제외한 모든 시험체에 대하여 인수기준을 만족하였다. 고화제의 레올로지 특성을 평가한 결과, 골재 혼입율이 증가할수록 항복응력과 소성점도가 감소함을 알 수 있었다. 모든 시험체의 코발트와 세슘에 대한 침출지수는 6 이상으로 인수기준을 만족하였다. 방사성 폐기물 처분용 고화제의 안정적인 성능을 확보하기 위해서는 고화제 내의 골재 성분은 40 % 이하로 사용하는 것이 효과적인 것으로 판단된다.

• 방사성폐기물학회지
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• 제18권1호
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• pp.103-111
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• 2020

콘크리트 구조물 절단에 사용되고 있는 다이아몬드 와이어 쏘가 장착된 당김형 절단 장치의 단점을 개선하여 밀기형 절단장치를 개발하였다. 개발된 밀기형 절단장치에는 먼지 집진 커버가 부착되며 마찰열을 냉각하기 위한 건식이나 습식방법을 선택할 수 있다. 개발된 절단장치의 동작특성과 집진 먼지의 누설률 측정을 실험하였다. 시험결과 원활한 동작특성을 보였으며, 먼지의 누설률은 1.7%인 것으로 나타났다. 개발된 절단장비를 사용하여 생물학적 차폐 콘크리트 절단 시 작업자의 내부 피폭선량을 평가하였다. 보수적 평가를 위해 노심 중심부분을 절단하는 경우를 가정하였다. 비방사능이 99.5 Bq·g^-1인 누설 먼지로 인해 반면마스크를 착용한 작업자의 예탁유효선량은 0.25 mSv로 평가되었다. 개발된 밀기형 절단장비 사용 시 미량의 먼지 누설률로 인해 작업자의 방사선 피폭이 저감되며, 사용의 편리성으로 세부 절단 계획을 수립할 수 있어 방사성 콘크리트 폐기물 감량에도 기여할 수 있다. 따라서 원전의 방사화된 생물학적 차폐 콘크리트를 비롯하여 철근 콘크리트 구조물 해체 작업 시 절단 장비로서 사용될 수 있을 것이다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제18권1호
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• pp.27-37
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• 1986

본 논문에서는 고리 1호기의 원자로 압력용기와 1차 콘크리트 차폐체 사이의 인자로 공동에서의 발사선 흐름 현상을 평가하였다. 원자로 압력용기 외부 표면에서 방출되는 누출 선속을 계산하기 위해 사용될 적합한 중성자 단면적 자료를 얻기 위하여, DLC-23/CASK, DLC-31/FEWG그리고 DLC-47/BUGLE 등 세 가지의 중성자 단면적 자료에 대한 검증 계산을 수행하였다. 누출 선속 계산은 ANISN으로 1차원적 계산을, DOT3.5로 2차원적 계산을 수행하였으며, 또한 원자로 공동에서의 방사선 흐름 현상을 분석하기 위하여, 알베도 개념이 도입된 몬테카를로 방법을 사용하는 MORSE-CG 전산 코드를 이용하여 3차원적 해석을 하였다. 그리고, 원자로 플랜지 부위에서의 방사화 분석을 수행하여 스터드 볼트의 방사화 정도를 평가하였다.

• 방사성폐기물학회지
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• 제17권2호
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• pp.203-212
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• 2019

처분 부적합 폐기물이란 원전운영이나 해체 시 처리, 고화 및 포장이 요구되는 방사성폐기물 등을 일컬으며, 대표적으로 분산 특성을 갖는 입자성 방사성폐기물을 예로 들 수가 있다. 이들 폐기물에는 원전 운영과정에서 발생되는 농축폐액의 건조분말, 슬러리 및 슬러지, 향후 원전 해체과정에서 발생되는 온갖 분말 상태의 폐기물(콘크리트 파쇄물, 제염 슬러지 등), 그리고 제염이 용이치 못한 미세 크기의 방사능오염 토양 등이 있다. 입자성 폐기물을 기존의 고화방식으로 처리할 경우에는 최종 폐기물의 부피가 증가하는 단점을 갖게 되어 처분 비용의 증가 및 처분장의 수용성을 감소하는 결과를 야기할 수가 있다. 따라서 이들 문제를 해결하고자 본 연구에서는 최종 폐기물 부피의 감용화를 위해 롤 압축 기술을 이용하여 분말의 펠렛화 연구를 수행하였다.

• 대한방사선기술학회지:방사선기술과학
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• 제39권1호
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• pp.89-97
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• 2016

선형가속기를 차폐하고 있는 콘크리트 차폐벽의 방사화 평가를 진행하기 위한 선행 연구로서 차폐벽이 받는 중 성자에 대한 특성을 평가하였다. 그 결과 차폐벽이 받는 중성자 평균 양은 생성된 광자 대비 10 MV 4.63E-7%, 15 MV 9.69E-6%, 20 MV 2.18E-5%의 발생비율을 보였으며, 이 중 반응단면적이 큰 열중성자의 비율은 대략 18 ~ 33%로 나타났다. 의료용 선형가속기의 경우 수년간 지속적으로 가동되기 때문에 중성자 생성 비율에 관계없이 누적으로 생성되는 중성자의 양은 무시할 수 없을 것이며, 이에 따른 방사선 치료실 차폐벽의 방사화 문제는 반드시 고려되어야 할 것이다.

• 한국건축시공학회:학술대회논문집
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• 한국건축시공학회 2023년도 봄 학술논문 발표대회
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• pp.305-306
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• 2023

Recently, as the radioactive waste disposal facility becomes scarce, the importance of efficient disposal of waste from nuclear power plants is increasing. This study was conducted to utilize radioactive waste concrete powder as solidifying agent for radioactive waste treatment. Paste with an age of more than one year was used with a disk mill to have a particle size of 150㎛ or less, and treated at temperatures of 500℃, 600℃ and 700℃ for 2 hours. In order to simulate the radioactive cement powder, aqueous solutions of Di-water, CsCl 1M, SrCl₂ 1M and CoCl₂ 1M were used as blending water at W/C 0.7 and to improve fluidity, polycarboxylate type superplasticizer was used at 0.4 wt.% based on the weight of recycled cement paste powder. Characterisation was carried out using vicat method, strength and density.

• Journal of Radiation Protection and Research
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• 제28권2호
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• pp.109-116
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• 2003

본 연구에서는 최근 국내 원자력발전소의 해체시 방사화 생성물 재고량의 평가 필요성이 대두됨에 따라 원자로 수명종로가 가까워지고 있는 고리1호기를 대상으로 원자로 각 구조물의 방사라 생성물 재고량을 ANISN과 ORIGEN2 코드를 이용하여 예비평가를 수행하였다. 코드 입력자료로는 노심에서부터 차폐콘크리트까지 반경방향으로 8개 영역으로 나누어 ANISN 코드를 사용하여 중성자속을 계산하였다. 또한 압력용기의 중성자속 분포를 가지고 주요 핵종의 단일 그룹 반응단면 적을 보정하였다. 본 연구의 결과 압력용기의 경우 원자로 정지시점에서 약 10년까지는 $^{55}Fe,\;^{59}Ni,\;^{63}Ni,\;^{60}Co$ 핵종이 총 방사능의 약 95%정도를 차지하였으며, 약 50년 이상 냉각 후의 총 방사능은 원자로 정지시점과 비교하여 약 0.2 % 이하로 감소하는 것으로 평가되었다. 또한 압력용기의 무게가 210 ton임을 고려해 볼 때, 압력용기의 총 방사화생성물 재고량은 $5.25{\times}10^6GBq$로 계산되었다. 또한 차폐콘크리트의 경우 약 10년 이상 냉각 후의 총 방사능은 원자로 정지시점과 비교하여 1 %이하로 급격히 감소하는 것으로 평가되었다.

• 방사성폐기물학회지
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• 제5권1호
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• pp.19-27
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• 2007

추출크로마토그래피법과 액체섬광계수법을 이용하여 고체 시료중의 $^{55}Fe$와 $^{63}Ni$ 방사능을 측정할 수 있는 분석법을 확립하고 연구로 2호기의 해체시 발생되는 방사화된 콘크리트 폐기물을 분석하였다. 침전법과 추출크로마토그래피법으로 화학분리를 하면, 경우 Fe의 화학적 회수율은 대부분의 시료에서 90%이상이었으나 Ni의 회수율은 43.6과 46.5%를 나타낸 시료가 있으며 나머지는 62% 이상을 나타내었다. Spiked 시료를 이용하여 분리과정과 액체섬광계수법의 과정을 확인한 결과 $^{55}Fe$의 경우는 3.7% 오차내의, $^{63}Ni$의 경우는 0.7% 오차내의 결과가 얻어졌다. 연구로 2호기의 해체 콘크리트 시료중 $^{55}Fe$ 방사능은 MDA이하의 값도 있으나 TC3시료의 경우는 362Bq/g의 값이 얻어졌다. 그리고 $^{63}Ni$의 경우는 모든 시료에서 MDA이하 값이 얻어져 $^{63}Ni$이 존재하지 않음을 알 수 있었다. 그리고 콘크리트 벽의 해체시 표면의 시료는 $^{55}Fe$의 방사능이 높다가 표면으로부터 깊은 시료일수록 $^{55}Fe$의 방사능이 급격히 줄어들었다.