• 한국방사성폐기물학회:학술대회논문집
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• 한국방사성폐기물학회 2003년도 가을 학술논문집
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• pp.266-269
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• 2003

심부 처분환경조건에서 붕규산유리고화체의 장기침출거동을 규명하기 위하여 3종의 모의붕규산유리고화체에 대한 장기침출실험이 1997년에 착수되었다. 5년간의 침출결과는 붕소가 본 붕규산유리고화체의 장기침출지표물질로 사용될 수 있음을 확인시켜 주었고, 비록 고화체들의 조성은 약간씩 다르지만 초기 1년여 기간동안의 침출률을 제외한 장기침출률은 S/V에도 무관하게 $0.03g/m^2-day$에 근접함을 보여주고 있다.

• 방사성폐기물학회지
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• 제1권1호
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• pp.41-46
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• 2003

심부 처분환경조건에서 붕규산유리고화체의 장기침출거동을 규명하기 위하여 3종의 모의붕규산유리고화체에 대한 장기침출실험이 1997년에 착수되었다. 5년간의 침출결과는 붕소가 본 붕규산유리고화체의 장기침출지표물질로 사용될 수 있음을 확인시켜 주었고, 비록 고화체들의 조성은 약간씩 다르지만, 초기 1년여 기간동안의 침출률을 제외한 장기침출률은 S/V에도 무관하게 0.03g/$m^2$-day 에 근접하는 경향을 보여주고 있다.

• 한국구조물진단유지관리공학회 논문집
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• 제22권2호
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• pp.16-25
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• 2018

콘크리트는 장기수명이 요구되는 구조물에 적합한 건설재료로 내구성이 우수하지만 장기간 지하수에 노출되어 발생하는 칼슘용출 현상에 대한 이해 및 이에 따른 RC 부재의 휨 거동 특성을 평가할 필요가 있다. 실험결과에 따르면, 광물질 혼화재는 RC 부재의 장기강도 개선에 효과적이지만, 칼슘용출이 발생하면 RC 부재의 항복하중 및 휨 강성이 감소하고 중립축깊이와 처짐량이 증가하는 것으로 나타났다. 따라서 칼슘용출에 의한 열화는 RC 부재의 성능 저하를 유발하므로 칼슘용출 환경에 노출되는 지하구조물에 광물질 혼화재가 적용될 경우에는, 광물질 혼화재 종류에 따른 최적 혼입 비율이 마련되어야할 것으로 사료된다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제20권3호
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• pp.197-202
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• 1988

장기 용출율을 예측하기 위하여 유한 격판 근사 방법이 개발되었다. 이 방법은 폐기물 고화체에서의 방사성 동위원소 확산 특성이 고화체 형태에 관련되지 않고 체적/면적비 (V/S)와 확산계수에만 의존한다는 가정에 근거하고 있다. 결과적으로 용출율은 동일 체적/면적비를 갖는 유한 격판을 기술하는 방정식의 해로 표시할 수 있다. 유한 격판 근사 방법을 사용한 계산 결과는 유한 원통과 유한 구형에 관한 확산 해석에 관한 해와 비교되었다. 여기서 도출된 단순 모델은 다른 모델과의 비교 결과 잘 일치하고 있고 방사성 핵종의 용출 현상에 관한 장기 예측에 전반적인 응용이 가능한 것을 보여준다.

• 방사성폐기물학회지
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• 제19권3호
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• pp.323-330
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• 2021

Silver tellurite glasses with melting temperature of approximately 700℃ were developed to immobilize ¹²⁹I wastes. Long-term dissolution tests in 0.1 M acetic acid and disposability assessment were conducted to evaluate sustainability of the glasses. Leaching rate of Te, Bi and I from the glasses decreased for up to 16 d, then remained stable afterwards. On the contrary, tens to tens of thousands of times more of Ag was leached in comparison to the other elements; additionally, Ag leached continuously for all 128 d of the test owing to the exchange of Ag⁺ and H⁺ ions between the glasses and solution. The I leached much lower than those of other elements even though it leached ~10 times more in 0.1 M acetic acid than in deionized water. Some TeO₄ units in the glass network were transformed to TeO₃ by ion exchange and hydrolysis. These silver tellurite glasses met all waste acceptance criteria for disposal in Korea.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제28권4호
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• pp.349-358
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• 1996

The leaching behavior of uranium from unirradiated CANDU UO$_2$ fuel pellet in the spent fuel wet storage and disposal conditions has been investigated. A modified IAEA leach test method was used, and then the extent of leaching was monitored by analysis for uranium in the leachant. The leach test has been performed in various leachants(demineralized water and boric acid solution at pH=6, synthetic granite groundwater) for a long-term period of 5.4 years, and the effect of temperature on the leach rate of uranium has been analyzed. The leach rates of uranium at $25^{\circ}C$ were dependent on the leachants. Over initial 100 days of leach periods, the leach rate in groundwater was the highest in three leachants and no significant differences of leach rates ore observed in the demineralized oater and boric acid solution. But these leach rates in three leachants around 2,000 days at $25^{\circ}C$ appeared to be reached the steady rates in the range of 1~5$\times$10$^{-8}$ g/$\textrm{cm}^2$ day. The leach rate of uranium in groundwater shooed to be independent of the temperature, but those in both demineralized water and boric acid solution increased with temperature. These results show that the leaching behavior of uranium from UO$_2$ fuel in both the demineralized water ann boric acid may be controlled tv the surface oxidative.dissolution reaction of UO$_2$ and the leach rate of uranium in groundwater at room temperature could mainly be controlled by the complex reaction of dissolved uranyl ions with carbonate ions and no variation of leach rate of UO$_2$ in groundwater with temperature may be due to the local deposition of passivating uranyl phases on the surface.

• 한국방사성폐기물학회:학술대회논문집
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• 한국방사성폐기물학회 2004년도 학술논문집
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• pp.167-173
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• 2004

The amount of cesium released from the leaching of spent fuels in contact with and without the compacted bentonite bloc]t which was compacted as the density of $1.4g/\textrm{cm}^3$, up to 5.7 years were measured and the empirical formula of the fractional release rate of cesium were derived from these measured values. The empirical formulas show that the long-term release rate of cesium under a repository would become a constant, as about $3{\times}10_{-6}$ fraction/day, after a certain period. The cumulative fractions of cesium released from the spent fuel with bentonite and with copper and stainless steel sheets were steadily increased, but the fraction from bare fuel was rapidly increased and then sluggishly increased. However, the remained value except its gap inventory from the cumulative fraction of cesium released from bare fuel was almost very close to the others. This suggests that the initial release of cesium from bare fuel might be dependant on its gap inventory.

• Journal of Radiation Protection and Research
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• 제11권2호
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• pp.91-103
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• 1986

가압 경수로형 원자로에서 발생하는 증발기 저부 폐액에서의 Cs-137의 용출에 대한 실험을 수행하였다. IAEA에 의해 제안된 용출실험 방법에 근거를 두고, ANS 방법의 일부를 채용하였다. 용출에 영향을 미치는 여러 인자들로서, 시료채취방법, 양생온도, 양생기간, 용출액 온도, Vermiculite 첨가와 체적 대 표면적비 등이 고려되었다. 준 무한 격판(Semi-infinite Slab)에 대한 확산 모델은 4주간 경화된 시료의 실험치와 좋은 일치를 보이고 있다. 4주간 $25^{\circ}C$에서 양생된 시료의 표면적 확산 계수는 $1.20{\sim}1.47{\times}10^{-11}cm^2/sec$가 됨을 확인했으며, 이 계수에 의해 Cs-137의 장기 용출을 예측을 유한 격판 근사(Finite-slab Approximation) 방법을 이용하여 수행하였다. 또한, 계산 결과로부터 Cs-137은 용출 개시후 약 25년이 되면 초기량의 0.66%인 최대치가 되며 100년 후에는 약 0.25%가 잔류한다.