• 방사성폐기물학회지
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• 제21권4호
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• pp.465-479
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• 2023

To ensure the safety of disposal facilities for radioactive waste, it is essential to quantitatively evaluate the performance of the waste disposal facilities by using safety assessment models. This paper addresses the development of the safety assessment model for the underground silo of Wolseong Low-and Immediate-Level Waste (LILW) disposal facility in Korea. As the simulated result, the nuclides diffused from the waste were kept inside the silo without the leakage of those while the integrity of the concrete is maintained. After the degradation of concrete, radionuclides migrate in the same direction as the groundwater flow by mainly advection mechanism. The release of radionuclides has a positive linear relationship with a half-life in the range of medium half-life. Additionally, the solidified waste form delays and reduces the migration of radionuclides through the interaction between the nuclides and the solidified medium. Herein, the phenomenon of this delay was implemented with the mass transfer coefficient of the flux node at numerical modeling. The solidification effects, which are delaying and reducing the leakage of nuclides, were maintained the integrity of the nuclides. This effect was decreased by increasing the half-life and the mass transfer coefficient of radionuclides.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제49권5호
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• pp.1019-1030
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• 2017

Diffusion is a crucial mechanism that regulates the migration of radioactive nuclides. In this study, an innovative numerical method was developed to simultaneously calculate the diffusion coefficient of both parent and, afterward, series daughter nuclides in a sequentially reactive through-diffusion model. Two constructed scenarios, a serial reaction (RN_1 ${\rightarrow}$ RN_2 ${\rightarrow}$ RN_3) and a parallel reaction (RN_1 ${\rightarrow}$ RN_2A + RN_2B), were proposed and calculated for verification. First, the accuracy of the proposed three-member reaction equations was validated using several default numerical experiments. Second, by applying the validated numerical experimental concentration variation data, the as-determined diffusion coefficient of the product nuclide was observed to be identical to the default data. The results demonstrate the validity of the proposed method. The significance of the proposed numerical method will be particularly powerful in determining the diffusion coefficients of systems with extremely thin specimens, long periods of diffusion time, and parent nuclides with fast decay constants.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제26권4호
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• pp.453-460
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• 1994

암반(Porous Rock Matrix)과 균열(fracture)에서 일차원의 이동 방정식(Migration Equation)을 3-Member Decay Chain까지 화장하고, Laplace Transform을 이용하여 초기조건이 Delta Function과 Bateman Equation인 각각에 대해 해석해를 구한다. 그 해를 이용하여 Actinide Chain 중 4n＋1과 4n＋2 Chain에서 선택된 Np$^{241}$-U$^{233}$ -Th$^{229}$ 와 U$^{234}$ -Th$^{230}$ -Ra$^{226}$ Chain의 각 핵종들의 균열에서의 농도를 상대농도로 나타낸다. 이핵종들의 지연계수(Retardation Coefficient)는 화강암에 대한 것을 사용하여 균열에서의 농도 변화를 볼 수 있다. 본 연구에 의한 결과로는 U$^{233}$ , Th$^{229}$ , Th$^{230}$ Ra$^{226}$ 같은 핵종들은 비록 초기 inventory에는 작은 양일지라도 균열과 암반에서 모핵종의 붕괴(decay)에 의해 생기므로써 처분장으로부터 먼 거리에서는 중요한 핵종이 된다는 것을 알 수 있다.

• Journal of Radiation Protection and Research
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• 제46권2호
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• pp.58-65
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• 2021

Background: The evaluation of skyshine distribution, release of airborne radioactive nuclides, and soil activation and groundwater migration were required for radiological assessment of the impact on the environment surrounding In-Flight (IF)-system facility of the RAON (Rare isotope Accelerator complex for ON-line experiment) accelerator complex. Materials and Methods: Monte Carlo simulation by MCNPX code was used for evaluation of skyshine and activation analysis for air and soil. The concentration model was applied in the estimation of the groundwater migration of radionuclides in soil. Results and Discussion: The skyshine dose rates at 1 km from the facility were evaluated as 1.62 × 10^-3 μSv·hr^-1. The annual releases of ³H and ¹⁴C were calculated as 9.62 × 10^-5 mg and 1.19 × 10^-1 mg, respectively. The concentrations of ³H and ²²Na in drinking water were estimated as 1.22 × 10^-1 Bq·cm^-3 and 8.25 × 10^-3 Bq·cm^-3, respectively. Conclusion: Radiological assessment of environmental impact on the IF-facility of RAON was performed through evaluation of skyshine dose distribution, evaluation of annual emission of long-lived radionuclides in the air and estimation of soil activation and groundwater migration of radionuclides. As a result, much lower exposure than the limit value for the public, 1 mSv·yr^-1, is expected during operation of the IF-facility.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제21권4호
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• pp.267-276
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• 1989

중저준위 방사성 폐기물 처분 안전성 평가에 이용될 수 있는 유한 차분법에 의한 수치모델을 개발하였다. 이 모델은 처분장이 암반내에 위치한 경우에 대하여 처분장 주위 지하 암반 매질에서의 핵종의 이동을 기술하는 것으로 암반내의 단일한 균열으로의 지하수에 의한 이동과 균열에 수직한 방향으로의 확산을 고려하여 일차원적으로 해석하였다. 수치모델은 해석해와 병행하여 처분장 안전성 평가에 있어서 유용하게 이용될 수 있는 것으로 보다 실제적인 경계조건을 사용할 수 있게 하고, 불균질한 암반매질에 대해 다중매질 모델링을 제공한다. 수치모델의 검증을 위하여 균열에서의 Sr-90 농도 Profile을 구하여 해석해와 비교하였고, 몇몇 경계 조건에 따른 영향을 비교하고 암반매질을 파라미터 값이 단계적으로 변하는 이중 매질에 대하여 확장하였다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제10권3호
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• pp.153-163
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• 1978

부지주변 환경과 관련한 방사성 고체 폐기물의 지중처분 문제는, 비록 안전하고 경제적이라 할지라도, 대단히 중요하다. 지중처분을 위한 방사성 핵중(Sr-90, Cs-137)의 이동과 물의 이동에 관한 연구가 실험실과 야외에서 수행되었다. 방사성 핵종에 대한 토양의 친화력은 알칼리성 용액에서 더 강하고, 흡착은 시간에 대한 함수관계가 있음을 나타내었다. 방사성스트론티움과 세시움의 이동율은 3.73$\times$$10^{-3}$-10.9$\times$$^{-3}$cm/day로서, 물의 이동 속도 보다 훨씬 낮은 값을 나타내었으며, 이것은 아마도 높은 이온이온교환능에 기인되는 것이다. 확산에 기초를 둔 수학적인 모형에 의거 얻은 값과 측정 트리티움의 분포가 비교되었다. 지하에서의 물의 이동 현상을 규명하는데 삼중수를 추적자료로 이용할 수 있음을 암시하고 있다.

• 방사성폐기물학회지
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• 제10권3호
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• pp.161-170
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• 2012

국내 심부지질환경조건을 반영한 처분안전성 평가에 필요한 입력자료를 제공하기위해, 그 동안 국내 지하시험시설(KURT)환경조건에서 많은 실험을 수행해 왔다. 안전성평가코드에 사용되는 많은 입력변수들 중 중요성이 부각되는 입력변수들을 선정하여, 각 변수별로 수집한 자료를 통계처리를 하여 값 분포 특성을 기술하고, 외국자료 값과 비교평가를 통해 값의 타당성을 검토하였다. 다룬 입력변수로서 용기물성분야에서 용기수명, 초기파손률을, 완충재물성분야에서는 핵종용해도, 완충재의 공극률, 밀도, 확산계수, 핵종분배계수를, 암반 및 원계영역에서는 수리전도도, 지하수유속, 핵종분배계수, 확산깊이, 암반균열폭, 주지하수유동통로까지 거리, 핵종이동오염운의 너비 등이다.

• 방사성폐기물학회지
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• 제18권1호
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• pp.73-81
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• 2020

스트론튬(⁹⁰Sr)과 니켈(⁵⁹Ni)은 처분안전성평가에서 중요하게 다루는 핵종들이다. 지하에서 방사성핵종의 이동을 저지하기 위한 다양한 시도가 이루어지고 있는데, 처분시스템에서 용기와 부식반응으로 생기는 광물들 중에 핵종들과 반응성이 뛰어난 광물들이 존재하는 것이 알려졌다. 이들 중에서 철-황화합광물인 맥키나와이트(FeS)를 선정하여 스트론튬, 니켈과 수착실험을 하였다. 심부지하에서 환원 알카리 환경을 고려하여, pH 8 ~ 12까지 조건에서 pH에 따른 수착영향을 살펴보았다. 실험결과, 스트론튬은 낮은 알카리영역에서 수착능이 저조하였지만, 니켈은 전 실험영역에서 높은 수착능을 보였다. 또, 두 핵종 모두 알카리 조건에서 pH가 증가할수록 수착량(K_d)이 증가하였는데, 이는 pH가 증가하면서 풍부해진 OH^-이온이 광물표면에 수소나 양이온과 결합해 탈착하면서 광물표면에 전기음성도가 증가해 양이온인 스트론튬과 니켈을 전기적 인력으로 끌어당기기 때문으로 여겨진다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제38권6호
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• pp.459-482
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• 2006

A geochemical approach to the long-term safety of waste disposal is discussed in connection with the significance of actinides, which shall deliver the major radioactivity inventory subsequent to the relatively short-term decay of fission products. Every power reactor generates transuranic (TRU) elements: plutonium and minor actinides (Np, Am, Cm), which consist chiefly of long-lived nuclides emitting alpha radiation. The amount of TRU actinides generated in a fuel life period is found to be relatively small (about 1 wt% or less in spent fuel) but their radioactivity persists many hundred thousands years. Geological confinement of waste containing TRU actinides demands, as a result, fundamental knowledge on the geochemical behavior of actinides in the repository environment for a long period of time. Appraisal of the scientific progress in this subject area is the main objective of the present paper. Following the introductory discussion on natural radioactivities, the nuclear fuel cycle is briefly brought up with reference to actinide generation and waste disposal. As the long-term disposal safety concerns inevitably with actinides, the significance of the aquatic actinide chemistry is summarized in two parts: the fundamental properties relevant to their aquatic behavior and the geochemical reactions in nanoscopic scale. The constrained space of writing allows discussion on some examples only, for which topics of the primary concern are selected, e.g. apparent solubility and colloid generation, colloid-facilitated migration, notable speciation of such processes, etc. Discussion is summed up to end with how to make a geochemical approach available for the long-term disposal safety of nuclear waste or for the performance assessment (PA) as known generally.

• 자원환경지질
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• 제56권2호
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• pp.167-183
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• 2023

사용 후 핵연료(SNF: spent nuclear fuel) 지하 처분장에서 발생된 가스는 처분장 내에서 자체로 이동성이 클 뿐 아니라, 처분장 내 방사성핵종 거동에도 영향을 줄 수 있다. 지하 처분장 방벽 내에서 가스-핵종 발생 및 거동 기작에 대한 연구와 가스 거동이 처분장의 안전성에 미치는 영향에 대한 연구가 처분장 건설 이전에 충분히 수행되어져야 함에도 불구하고, 처분장 다중 방벽내 가스-핵종 거동에 대한 연구는 국내는 물론 국외에서 조차 매우 초보적인 단계이다. 본 연구에서는 지하 SNF 처분장 내 가스 발생과 거동 특성과 관련된 국내외 선행연구 결과들을 고찰하여, 가스 발생/거동 기작을 처분장의 수리지질학적 진화과정에 따라 분류하여 설명하였다. 처분장 내 가스 발생을 크게 SNF의 핵분열에 의한 방사성 가스 생성, SNF 저장 용기의 부식에 의한 가스 발생, 지하수의 산화-환원 반응에 의한 가스 생성, 미생물 활동과 천연 방벽 내 지화학적 반응에 의한 가스 생성 등 총 5가지 유형으로 구분하여 정리하였다. 처분장 다중 방벽 내 가스 거동과 관련된 선행연구 자료들을 정리하여, 방벽 내 가스 거동 시나리오를 다공성 매체에서 일어나는 거동 형태에 따라, 총 4가지 형태(① visco-capillary 흐름을 포함하는 공극 내 자유상 가스 이동, ② 공극 수 내 용존상 기체로서 이류 및 확산 이동, ③ 체적팽창에 의한 거동(dilatant pathway), ④ 가압파쇄에 의한 인장 절리 흐름 등)로 구분하여 제시하였다. 본 연구를 통해 고찰한 SNF 처분장의 다중 방벽 시스템 내 가스 발생 기작과 거동 특성자료들은, 향 후 지하 SNF 처분장 내 가스-핵종 거동관련 다양한 실험 및 모델링 연구를 계획하고, 국내 건설할 처분장의 안전성을 가스 거동관점에서 평가하는데 유용하게 사용될 것으로 기대한다.