• 터널과지하공간
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• 제32권6호
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• pp.530-548
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• 2022

고준위방사성폐기물 심층처분 부지선정과정은 단계별로 진행될 예정이며, 부지선정과 관련된 평가인자는 103개로 제안된 바 있다. 이 중 암반공학분야에서 무결암, 절리나 암반에 대한 평가인자는 33개가 있으며, 기본조사와 상세조사 단계에서 적용된다. 본 보고에서는 일축압축강도와 원위치 응력, 절리분포, 암반등급을 주요 평가인자로 선정하고, 이 중 일축압축강도와 원위치 응력을 핵심 평가인자로 선정하였다. 선정한 핵심 평가인자에 대한 분포범위를 평가하기 위해 원주와 춘천지역의 화강암을 대상으로 통계적 기법 또는 회귀분석을 수행하였다. 사후분포를 통해 추정된 원주지역의 일축압축강도의 평균은 약 171 MPa, 춘천지역은 약 123 MPa이다. 원주지역에 작용하는 최대 원위치 응력은 30 MPa 이하이며 춘천지역은 40 MPa 이하였다. 회귀분석에 의해 산정된 최대수평응력의 방향은 원주의 경우 101°이며 춘천의 경우는 95°였다.

• 한국시뮬레이션학회논문지
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• 제18권3호
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• pp.103-112
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• 2009

원자력발전소에서 센서의 주기적 교정은 안전운전을 위해 꼭 필요하다. 그러나 실제 드리프트가 발생하여 교정을 요하는 센서는 약 2% 미만이다. 또한, 센서의 작동 상태를 매 핵연료 주기마다 수행하는 것은 고장 혹은 드리프트가 발생한 센서를 최대 18개월까지 감지하지 못한 채 운전할 위험이 있다. 원전의 안전운전 및 불필요한 교정을 줄이기 위해 센서의 상시 교정 감시가 필요하다. 이를 위해 주성분 분석과 Support Vector Regression(SVR)을 이용한 PCSVR 알고리즘을 개발하였고, 고리원전 3호기의 출력증발 데이터를 이용하여 검증하였다. 주성분분석은 선형변환을 통한 입력공간의 축소 및 노이즈 제거 효과를 나타내며, AASVR은 해석학적 및 기계학적 모델로 모델링하기 힘든 복잡계를 쉽게 나타낼 수 있는 장점이 있다. SVR의 세가지 파라미터는 반응표면분석법에 의해 최적화하였다. 센서의 고장탐지를 위해 모델 출력의 잔차를 슈하르트 관리도, EWMA, CUSUM 및 일반화우도비검정(GLRT)을 통해 그 결과를 비교하였다. 미세한 드리프트에 대해 CUSUM과 GLRT가 우수한 결과를 보였다. 개발된 알고리즘은 수출형 원전 APR1000 설계시 적용가능 할 것으로 판단된다.

• 한국터널지하공간학회 논문집
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• 제25권2호
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• pp.175-186
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• 2023

처분공 내에 위치한 완충재는 사용후핵연료로부터 발산된 고온의 붕괴열과 지하수에 노출되며, 이와 같은 가열-수화를 포함한 처분환경 하의 완충재의 열-수리-역학-화학적 상호작용은 완충재의 장기적 성능과 건전성에 핵심적으로 작용하는 것으로 알려져 있다. 따라서 본 연구에서는 처분환경 조건에서 완충재의 가열-수화 특성 및 지하수 지화학 조건을 고려한 벤토나이트의 열-수리-역학-화학적(Thermal-Hydraulic-Mechanical-Chemical, 이하 THMC) 복합거동 특성 규명을 위한 실험실 규모의 Lab.THMC 실험시스템을 개발하였다. 본 실험시스템은 스페인 CIEMAT의 열-수리-역학 복합거동 실험장치를 토대로 개발되었으며, 화학적 특성을 달리한 지하수 주입 조건에서 벤토나이트 완충재의 가열-수화 특성을 파악하고 응력 변화를 계측함으로써 열-수리-화학적 변화에 따른 역학적 성능 변화 특성을 규명하는 것을 목표로 한다. 본 기술논문에서는 개발된 Lab.THMC 실험시스템의 설계 및 구성을 간략하게 소개하고, 장치 검토 및 주요 변수설정을 위해 수행된 예비실험 결과와 차후 연구계획에 대해 정리하였다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제11권3호
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• pp.203-212
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• 1979

Magnox 핵연료 재처리에서 발생되는 모의고준위 방사성폐액의 열분해와 이 폐액의 유리화를 위한 첨가제가 함유된 HARVEST 공급스러리 (SN과 SG)의 열분에 관하여 연구되었다. 폐액과 스러리는 500-55$0^{\circ}C$ 범위에서 거의 완전히 가소 처리된다. 90$0^{\circ}C$ 이하에서 스러리로부터 얻어지는 고화물들은 유사한 색체를 띄지만, 이 이상에서 대단히 짙은 색으로 변한다. 스러리는 90$0^{\circ}C$에서 유리화하기 시작하여 1000-105$0^{\circ}C$에서 완전히 유리화 된다. 한편, SN 스러리내에 불순물로 존재하는 황화물은 75$0^{\circ}C$ 이상에서 황색반점을 분리시키는 영향이 있다. 650-$700^{\circ}C$ 이하에서 얻어지는 고화물의 밀도는 대단히 낮고 700-80$0^{\circ}C$에서는 밀도가 2g/㎤로 급증됨으로서 650-$700^{\circ}C$에서 용융되기 시작하는 것같다. 50$0^{\circ}C$까지 온도가 상승함에 따라 고화물의 강도가 감소하고, 그 이상에서는 고화물의 소질현상으로 인하여 강도가 증가하게 된다. 50$0^{\circ}C$ 이하의 SN 고곡물은 SG 고화물에 비하여 강도가 훨씬 크고, 불순물로 존재하는 황화물은 silica의 반응도를높여 준다는 것을 암시하고 있다.

• 지질공학
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• 제33권2호
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• pp.323-334
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• 2023

고준위방사성폐기물 처분을 위한 다양한 조사와 연구를 진행하는 과정에서 막대한 양의 자료가 생산되며 이를 관리하기 위한 자료 관리가 필요하다. 스웨덴의 SKB는 SICADA를 구축하여 부지선정, 평가, 해석, 분석 및 모델링에 활용할 수 있게 하였고, 독일의 BGE는 부지선정법에 따라 자료를 관리하기 위해 데이터베이스 및 문서 관리시스템 ArbeitsDB와 자료시스템 ELO를 구축하였다. 영국의 NWS는 DMS를 구축하여 연구, 조사 자료를 관리할 수 있도록 하였다. 미국의 DOE와 OCRWM은 부지특성화 조사를 진행하면서 자료 관리 및 이후의 인허가 절차를 위하여 TDMS를 구축하였다. 해외사례 조사, 분석을 통해 자료의 품질관리와 자료 활용의 확장성이 자료 관리에 있어 중요한 부분임을 확인할 수 있다. 향후 우리나라도 장기적인 관점에서 자료의 품질관리와 확장성을 고려한 자료 관리 개념을 확립하고 그에 맞춘 자료 관리 시스템 및 체계를 구축해야 할 것이다.

• 한국가축번식학회지
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• 제18권4호
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• pp.265-274
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• 1995

가토 20마리의 혈액중 혈소판의 수를 수정 전후로 조사한 결과, 수정전과 비교하여 수정후 1일부터 유의하게 감소하였으며 (26.84%, P<0.01), 이러한 감소는 수정후 5일까지 계속되었다. 수정후 5일동안 혈소판의 감소율과 혈소판의 최저치를 수정란의 수와 비교한 바, 이들간의 유의한 상관관계(r=0.5032)가 있었다. 가토수정란 (2세포기) 각각 30∼40개를 5마리의 비장적출수란가토의 난관에 이식한 다음, 혈소판수의 변화를 조사한 결과, 이식전에 비해 이식후 90분 (P<0.025)과 135∼270분 (P<0.025)에 유의한 감소를 확인하였따. 특히 수정란 이식후 180분경에 가장 크게 감소하였다 (P<0.001). 60∼70개의 2세포기 가토수정란을 24시간 배양한 다음, 배양액을 3마리의 비장적출가토에 주사한 후 혈소판의 변화를 조사하였을 때, 주사후 120분경부터 혈소판의 수가 유의하게 감소하기 시작하였다. 이들 배양액을 동결, 해동한 다음 주사한 실험에서도 유사한 결가를 얻었다. 또한 이 배양액을 비장적출생쥐에 주사한 경우에도 가토에서와 마찬가지의 혈소판 촉진현상이 나타났다. 혈소판 촉진인자(PAF)의 길항제인 kadsurenone이 첨가된 배양액에서 24시간동안 가토수정란을 배양한 다음, 이 배양액을 4마리의 비장적출생쥐에 주사한 결과, 혈소판수의 변화가 일어나지 않았다. 또한 kadsurenone이 첨가된 배양액에서는 2세포기 가토수정란의 상실기와 배반포기까지 발달율은 각각 4와 7%로 대조구의 7과 49%보다 유의하게 낮았다. 따라서 본 연구에서 가토의 초기배는 가토나 생쥐의 혈소판수를 감소시키고, 특히 길항제 처리는 이러한 혈소판 감소현상을 억제시킬 뿐만 아니라 가토 초기배발달을 억제한다는 것을 확인하였다. 결론적으로 가토초기배에서는 PAF 또는 수정란 유래의 PAF가 분비된다는 것을 알 수 있었으며, 이러한 인자는 동결처리에서도 그 기능은 전혀 변하지 않는다고 본다. 이후에 있어서 mouse LIF의 첨가는 돼지의 수정란을 배반포 이후의 단계에까지 발달시킬 수 있었다. 있어서 더 적합한 것으로 판단되었다. 5. 개발된 모형은 논 관개의 물리적 측면과 관리목표 모두를 고려한 것으로 계산된 효율은 벼, 생육 각 단계에서의 효율 비교에 양호한 방법임을 알 수 있다.은 Sharpsburg 점질양토에 대한 S.C.S 한계허용치 10ton/ha/year 이내로 나타났다. 비처리구에서의 토양유실량은 평균 2.56ton/ha/year로 높게 나타난 반면 3개의 서로 다른 추리구인 비수구, 초생수로구 및 Bromegrass구에서는 각각 0.152, 0.192 및 0.290ton/ha/year로 낮은 결과를 가져왔다. 6. 평균 침전량에 대한 L.S.D. 검정 걸과 전시험구중 비처리구가 고도의 유의차를 나타낸 반면 비수구, 초생수로구 및 Bromegrass 목초구 간에는 아무런 유의차가 인정되지 않았다. 7. 농지보전 처리구인 배수구와 초생수로구는 비처리구에 비해 낮은 침두 유출량과 낮은 토양유실량을 나타내었다.구보다 14% 절감되는 것으로 나타났다.작용하는 것으로 사료된다.된다.정량 분석한 결과이다. 시편의 조성은 33.6 at% U, 66.4 at% O의 결과를 얻었다. 산화물 핵연료의 표면 관찰 및 정량 분석 시험시 시편 표면을 전도성 물질로 증착시키지 않고, Silver Paint 에 시편을 접착하는 방법으로도 만족한 시험 결과를 얻을 수 있었다.째, 회복기 중에 일어나는 입자들의 유입은 자기폭풍의 지속시간을 연장시키는 경향을 보이며 큰 자기폭풍일수록 현저했다. 주상에서 관측된 이러한 특성은 서브스톰 확장기 활동이 자기폭풍의 발달과 밀접한 관계가 있음을 시사한다.se that were all low in two aspects, named "the Nonsignificant group". And the issues were high risk perception in general

• Composites Research
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• 제36권6호
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• pp.435-440
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• 2023

본 연구에서는 기존 사용후핵연료(Spent nuclear fuel) 운반/저장 용기에 사용되는 중성자 흡수용 B₄C/Al 복합소재의 열전도도를 개선하기 위해 탄화붕소(B₄C)와 입방정 질화붕소(cBN)를 동시에 강화재로 사용한 알루미늄(Al) 기지 복합소재를 제조하고 평가를 진행하였다. 이를 위해서 교반주조 공정을 통해 복합재 잉곳을 제조하고 이를 압연하여 중성자 흡수용 소재를 성공적으로 제조하였다. 제조된 소재의 평가를 위해 cBN 첨가에 따른 열전도도와 중성자 흡수능 변화를 관찰하였다. 열전도도 측정 결과, B₄C 단일 입자만을 사용한 복합소재 대비 B₄C, cBN을 함께 사용한 복합소재가 동일 체적률 조건 하에서 약 3%의 열전도도 증가가 발생하는 것을 확인하였으며 중성자 흡수 단면적 계산을 통해 중성자 흡수능이 무시할 수 있는 수준으로 저하가 발생하는 것을 확인하였다. 본 연구의 결과를 바탕으로, 중성자 흡수 소재의 새로운 설계 방안을 제시하고 고성능 운반/저장 용기의 개발에 기여할 수 있을 것으로 기대된다.

• 터널과지하공간
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• 제34권2호
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• pp.104-126
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• 2024

완충재 및 뒤채움재는 심지층처분시스템 공학적방벽 구성요소로 고준위방사성폐기물을 안전하게 격리하고 폐기물로부터 유출되는 방사성핵종의 누출을 지연시키는 데 필수적인 역할을 한다. 완충재 및 뒤채움재로는 팽윤특성을 보이는 벤토나이트 혼합물의 사용이 고려되고 있으며 주변 암반으로부터 과도한 지하수의 유입은 이러한 공학적방벽의 안정성과 효율성을 저하시킬 수 있다. 따라서, 심층처분장의 안전성 확보를 위해서는 완충재 및 뒤채움재의 엄격한 품질기준 및 현장관리 방안수립과 유입 지하수를 처리할 수 있는 기술이 요구된다. 본 고에서는 다양한 실험실 시험뿐만 아니라 스웨덴 Äspö Hard Rock Laboratory에서 수행된 처분터널 1/2 규모의 Steel Tunnel Test 사례를 심층 분석하여 완충재 및 뒤재움재의 설계 요구사항을 파악하고 현장실험 사례를 통해 파악된 품질관리 요소 및 방안을 소개하였다. 또한, 완충재 및 뒤채움재의 현장시공 안정성과 효율성을 확보하기 위한 처분갱도에서의 유입 지하수 처리방법에 대해 소개하고 벤토나이트 펠렛 채움 내의 지하수 저장능력과 토목섬유(geotextile) 사용 효과에 대한 검증 결과를 소개하였다.

• 방사선산업학회지
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• 제18권1호
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• pp.43-52
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• 2024

Currently, there are no interim storage facilities and permanent disposal facilities in Korea, so all spent nuclear fuels are temporarily stored. However, the temporary storage facility is approaching saturation, and as a measure to this, the 2nd Basic Plan for the Management of High-Level Radioactive Waste presented an operation plan for dry interim storage facilities and dry temporary storage facilities on the NPP on-site. The dry storage can be operated in various ways, and to select the optimal dry storage method, the reduction of exposure for workers must be considered. Accordingly, it is necessary to develop a worker exposure scenario according to the dry storage method and evaluate and compare the radiological impact for each method. The purpose of this study is to develop an exposure scenario for workers transporting spent nuclear fuel by dry storage method. To this end, first, the operation procedure of the foreign commercial spent nuclear fuel dry storage system was analyzed based on the Final Safety Analysis Report (FSAR). 1) the concrete overpack-based system, 2) the metal overpack-based system, and 3) the vertical storage module-based system were selected for analysis. Factors were assumed that could affect the type of work (working distance, working hours, number of workers, etc.) during transportation work. Finally, the work type of the processes involved in transporting spent nuclear fuel by dry storage method was set, and an exposure scenario was developed accordingly. The concrete overpack method, the metal overpack method, and the vertical storage module method were classified into a total of 31, 9, and 23 processes, respectively. The work distance, work time, and number of workers for each process were set. The product of working hours and number of workers (Man-hour) was set high in the order of concrete overpack method, vertical storage module method, and metal overpack method, and short-range work (10 cm) was most often applied to the concrete overpack method. The results of this study are expected to be used as basic data for performing radiological comparisons of transport workers by dry storage method of spent nuclear fuel.

• 방사선산업학회지
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• 제17권1호
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• pp.33-44
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• 2023

The deep geological repository of high-level radioactive waste shall be designed to meet the safety objective set in the form of radiation dose or corresponding risk to protect human and the environment from radiation exposure. Engineering feasibility and conformity with the safety objective of the facility conceptual design can be demonstrated by comparing the assessment result using the computational model for scenario(s) describing the radionuclide release and transport from repository to biosphere system. In this study, as the preliminary study for developing the high-level radioactive waste disposal facility in Korea, we reviewed and analyzed the entire list of FEPs and how to handle each FEP from a general point of view, which are selected for the geosphere region in the radiological safety assessment performed for the license application of the KBS-3 type deep geological repository in Finland and Sweden. In Finland, five FEPs (i.e., stress redistribution, creep, stress redistribution, erosion and sedimentation in fractures, methane hydrate formation, and salt exclusion) were excluded or ignored in the radionuclide release and transport assessment. And, in Sweden, six FEPs (i.e., creep, surface weathering and erosion, erosion/sedimentation in fractures, methane hydrate formation, radiation effects (rock and grout), and earth current) were not considered for all time frames and earthquake out of a total of 25 FEPs for the geosphere. Based on these results, an FEP list (draft) for the geosphere was derived, and the relative importance of each item was evaluated for conducting the radiological safety assessment of the domestic deep geological disposal facility. Since most of information on the disposal facility in Korea has not been determined as of now, it is judged that all FEP items presented in Table 3 should be considered for the radiological safety assessment, and the relative importance derived from this study can be used in determining whether to apply each item in the future.