• 방사성폐기물학회지
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• 제10권1호
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• pp.13-19
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• 2012

장수명 핵분열생성물인 $^{79}Se$와 $^{99}Tc$는 자연수 중에서 용해도가 클 뿐더러 음이온으로 존재하여 방사성폐기물 처분장에서 주요 관심핵종들로 고려되고 있다. 본 연구에서는 KURT 지하수의 다양한 pH와 산화-환원 조건에서 셀레늄과 테크네튬의 Solubility Limiting Solid Phase (SLSP)로 알려진 $FeSe_2$와 $TcO_2$의 용해도를 측정하였다. 또한, 지화학코드를 이용하여 실험과 유사조건에서 이들의 용해도와 주요 화학종을 계산하였다. 실험 및 계산으로부터 pH 8~9.5와 Eh=-0.3~-0.4 V 조건에서 $FeSe_2$의 용해도는 $1{\times}10^{-6}mol/L$이하이며, 주 용해 화학종은 HSe-로 판단된다. $TcO_2(s)$의 경우는 pH 6~9.5와 Eh<-0.1 V 영역에서 용해도와 주 용해 화학종이 각각 $5{\times}10^{-8}{\sim}1{\times}10^{-9}mol/L$와 $TcO(OH)_2$로 나타났지만, Eh=-0.35 V조건에서는 주 용해화학종이 pH가 10.5~12와 12이상에서 각각 $TcO(OH)_3^-$와 $TcO_4^-$로 계산되었다.

• 방사성폐기물학회지
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• 제10권1호
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• pp.1-11
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• 2012

Rorabaugh(1953)에 의해 재정리된 단계양수시험 해석해 $s_w=BQ+CQ^p$는 단열암반대수층에서 비선형으로 증가하는 수위강하에 매우 적합하며, 현장에서 관측된 수위강하 값과 추정된 수위강하 사이의 제곱근 평균제곱오차(RMSE) 값이 매우 낮음을 보여주었다. 우물수두손실($CQ^p$)의 $C$ 값은 $3.689{\times}10^{-19}{\sim}5.825{\times}10^{-7}$, $P$ 값은 3.459~8.290의 범위로 산정되었으며, 지표로부터 하부심도로 내려 갈수록 양수율 증가에 따른 수위강하는 매우 크게 나타났다. 단열암반대수층에서의 우물수두손실은 다공질매질에서와 달리 단열특성(단열의 틈, 간격, 상호 연결성)에 의한 영향으로 나타나므로, 우물수두손실의 $C$ 와 $P$ 값은 단열암 반대수층의 난류구간과 고 저 투수성 단열암반의 특성을 해석하는데 매우 중요하다. 그 결과, 우물수두손실 항의 $C$ 와 $P$ 값에 대한 회귀분석 결과로부터 암반대수층의 난류구간과 수리특성의 관계가 파악되었으며, $C$ 와 $P$ 값의 관계가 단열암반대수층의 수리특성 해석에 있어 매우 유용함을 확인할 수 있었다.

• 방사성폐기물학회지
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• 제5권2호
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• pp.113-122
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• 2007

본 연구에서는 타당한 지하조건을 모사하기 위한 실험장치를 글로버박스(Glove-box) 내에 설치하고 천연지하수 및 자연균열을 가진 화강암 시추코어를 이용하여 핵종이동 실험을 수행하였다. 암반코어의 균열을 통한 지하수 유동을 해석하기 위하여 비수착성 음이온 핵종인 Br로 지하수 유동실험을 수행하였다. 암반 균열을 통한 우라늄 이동 실험결과에서 유출된 우라늄의 파과곡선이 비수착성 핵종인 Br와 유사한 거동을 보여주었는데, 이는 주어진 지하수 조건에서 우라늄이 주로 탄산염과 결합된 음이온 복합체로 이동하기 때문인 것으로 추정된다. 아울러 균열충전광물에 대한 우라늄의 회분식 수착실험을 수행한 결과, 균열충전광물에 대한 우라늄의 분배계수 $K_d$는 약 2.7 mL/g로 낮게 나타났다. 이러한 우라늄 수착실험 결과는 빠른 유출을 보인 우라늄 이동실험 결과와 일치한다. 균열암반을 통한 우라늄 이동의 지 연 특성을 보다 자세히 분석하기 위하여 회분식 수착실험으로 부터 구한 $K_d$값을 이용해 지연인자 $R_d$값 $({\sim}16.2)$를 구하고 이동실험 결과로부터 구한 $R_d$값 $({\sim}14.3)$과 비교한 결과, 서로 매우 유사한 지연인자 값을 가진다는 것을 알 수 있었다. 이는 화강암 코어의 균열을 통한 우라늄의 이동 지연이 주로 균열충전광물에 의해 이루어지고 있음을 의미하는 것이라고 하겠다.

• 방사성폐기물학회지
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• 제5권2호
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• pp.123-132
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• 2007

본 연구는 실제 HLW 수준의 다성분 계 모의 용액으로부터 $Zr-DEHPA/NDD-HWO_3$ 금속함유 추출 계에 의한 Am-Cm/RE 원소의 공분리 및 이의 상호분리 연구를 수행하였다. 우선 금속함유 추출제인 Zr-DEHPA를 자체 제조하고, 제 3상 방지 조건 결정과 질산 농도, DEHPA 농도, Zr 함유량 등이 공추출에 미치는 영향을 평가하여 최적 조건으로 (15g/L Zr-1M DEHPA)/NDD-1M $HNO_3$ 추출 계를 설정하였다. 이때 추출률은 Am (81%), Cm (85%), RE 원소 (80% 이상), Mo (98%), Fe (85%), U (98%), Np (73%), 기타 원소 (5% 이하) 등으로 Am-Cm/RE의 공분리 적용성은 양호하나, U, Np, Mo, Fe의 선제거가 필요하고 특히 제 3상 형성 유발 물질인 Zr이 거의 함유되지 않아야 한다. 그리고 공추출된 Am-Cm/RE를 Am-Cm (역추출제 : 0.05M DTPA-1M Lactic acid-pH 3.6)${\rightarrow}RE$ (역추출제 : 5M $HNO_3$) 순으로 상호 분리하여 각각의 분리계수를 평가하였으며 이때 Am은 65.4%, Cm은 63.9% RE 원소(Y 제외)는 85% 이상이 역추출 되었다.

• 방사성폐기물학회지
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• 제5권2호
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• pp.133-143
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• 2007

본 연구에서는 다성분의 모의 HLW 용액으로부터 $(TBP-TOA)/NDD-HNO_3$ 혼합추출 계에 의한 Tc, Np, U의 공분리 및 이의 순차 분리 적용 가능성을 평가하였다. 우선 제 3상 방지 및 TBP, TOA,질산 농도 등이 Tc, Np, U의 공분리에 미치는 영향 등을 고려하여 최적 조건으로 (30% TBP-0.5% TOA)/NDD-1M $HNO_3$ 계를 선정하였다. 이때 추출율은 Tc (81%), Np (85%), U (93%), Am/RE 원소 (9% 이하) Pd (약 8%), 기타 원소 (5% 이하)로 Tc, Np 및 U의 공분리는 매우 우수하였으나, 조업 측면에서 Zr의 선 제거 (약 99 % 이상)가 요구되었다. 그리고 공추출된 Tc, Np 및 U을 Tc (역추출제 : 5 M $HNO_3$)${\rightarrow}Np$ 환원 (역추출제 : 0.1 M AHA)${\rightarrow}U$ (역추출제 : 0.01 M $HNO_3$)의 순으로 순차 분리하여 각각의 분리계수를 평가하였으며, 이때 Tc은 95%, Np은 98%, U은 99%를 회수할 수 있었다.

• 방사성폐기물학회지
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• 제5권2호
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• pp.155-169
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• 2007

월성 원자력 발전소의 TRF 시설에서 수집된 트리튬을 metal hydride 형태로 보관하고 있는 500 kCi급 트리튬 1차 저장용기를 발전소 밖의 폐기물 저장고로 안전하게 운반하기 위하여 트리튬 운반용기를 개발하였다. B형 운반용기의 기술기준을 적용하여 구조평가, 열평가, 방사선차폐평가, 격납평가 등을 수행하여 운반용기의 안전성을 분석하였다. 트리튬 운반용기는 정상운반조건 및 사고운반조건에서도 격납 경계가 손상되지 않는다고 평가되었다. 붕괴열로 인한 운반용기 내부 저장용기의 온도상승은 수치해석 결과, 원통형 모델에서는 $134.8^{\circ}C$로 나타났다. 운반사고 조건에 대한 열 평가로서 $800^{\circ}C$ 외부환경에 30분간 노출되었을 경우에는 단열재만의 열차폐를 고려하여 계산한 결과, 약 $405^{\circ}C$로 나타났으며, 내부 온도 상승은 1차 격납 경계인 1차 저장용기의 허용 온도인 $550^{\circ}C$에도 미치지 못하였다. 격납 차폐 평가에서도 사고조건인 $800^{\circ}C$의 외부 환경에 노출된 경우에서도 충분히 운반용기의 격납 성능을 유지할 수 있다고 판단되었다. 방사선에 대한 차폐 특성을 조사한 결과, 트리튬에서 발생된 ${\beta}-ray$ 선량은 1차 저장용기 외부 표면에서 0으로 계산되었다. 이상과 같이 500 kCi 급 트리튬 운반용기에 대한 안전성을 평가한 결과, 운반사고조건에서도 트리튬 운반용기는 전혀 이상이 없는 것으로 나타났다.

• 방사성폐기물학회지
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• 제12권4호
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• pp.275-286
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• 2014

본 연구에서는 결정질 기반암에 위치하는 12개 시추공의 지하수 수질을 분석하여, 다변량 통계 분석법을 활용하여 지하수 수질 진화 특성 및 성분 기원을 평가하였다. 지하수 수질 유형은 Na(Ca)-$HCO_3$형과 Ca-$HCO_3$형이 가장 우세하여, 물-암석 반응에 의한 직접적인 양이온 교환 반응($Ca^{2+}{\rightarrow}Na^+$)을 지시하며, 현장 지하수 특성과 실내 지하수 분석 결과에 기초한 연구지역의 지하수 수질 진화는 초기 내지 중간 정도의 단계를 지시하는 것으로 사료된다. 다변량 분석 결과, 인위적인 기원인 $NO_3{^-}$와 다른 성분들 간의 상관성을 살펴보면, $Na^+$, $Cl^-$와 양의 상관성을 나타난다. 염무의 기원인 $Cl^-$와는 $Na^+$, $SO{_4}^{2-}$, $Mg^{2+}$, $K^+$와 양의 상관성을 나타낸다. 그러나 다른 성분들($Ca^{2+}$, $Fe^{2+}$, $HCO_3{^-}$, $F^-$, $SiO_2$)과는 상관성이 나타나지 않는다. $Cl^-$ 농도가 일반적인 지하수 수질 범위에 포함되고 $NO_3{^-}$ 농도는 먹는물 수질기준치 이하로서 농도가 매우 낮으며, 대부분의 광물에 대해서 지하수 화학성분들은 불포화상태를 지시한다. 따라서, 연구지역의 수질 성분들은 대부분 물-암석 반응을 통한 자연적인 기원을 지시하고 부분적으로는 자연적인 염무와 농업과 관련된 인위적인 오염으로부터 기인된다.

• 방사성폐기물학회지
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• 제12권4호
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• pp.267-274
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• 2014

본 연구에서는 중 저준위방사성폐기물 처분시설(이하 처분시설)에서 발생하는 기체의 이동현상을 예측하기 위한 2차원 수치 모델링을 수행하였다. 또한, 기체 이동 모델링에서 주요 입력변수로 적용되는 사일로 콘크리트의 기체침투압(gas entry pressure)와 기체 투과도(gas permeability)를 실측하여, 모델링 입력변수로 적용하였다. 사일로 콘크리트의 기체침투압(gas entry pressure)와 기체 투과도(gas permeability)는 각각 $0.97{\pm}0.15bar$ 및 $2.44{\times}10^{-17}m^2$로 측정되었다. 기체 이동 모델링 결과, 사일로 내부에서 발생하는 수소 기체는 기상으로 이동하지 않고 지하수에 용해되어 지하수와 함께 생태계로 이동하는 것을 알 수 있다. 또한, 폐쇄 후 약 1,000 년 후 부터 사일로 상부부터 수소기체 밀도가 증가하기 시작하는 것으로 예측되었다. 따라서, 사일로 내부에서 발생된 기체는 기상으로 사일로 내부에 축적되지 않으며, 이로 인해 사일로 콘크리트의 내구성에 영향을 미치지 않을 것으로 판단된다.

• 방사성폐기물학회지
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• 제11권4호
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• pp.311-324
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• 2013

우리나라 중저준위 방사성폐기물 최종 처분시설인 월성원자력환경관리센터의 폐쇄 후 안전평가 컴퓨터 프로그램의 신뢰성 확보를 위해 MASCOT와 검증프로그램으로 SAFE-ROCK와 GOLDSIM을 선정하여 정상시나리오에 대하여 안전평가를 수행하였다. 각 프로그램의 장단점을 비교/분석하였으며, 각 프로그램 별 구획 간의 선량 및 누출량을 평가하였다. 그 중 방사성핵종 $^{129}I$와 $^3H$가 MASCOT와 SAFE-ROCK 프로그램에서는 비슷한 경향을 보여주었지만, GOLDSIM 프로그램에서는 상이한 결과를 나타냈다. 이는 각 프로그램의 근계지역 내 핵종이동방정식의 해석과정의 차이와 개별 프로그램의 한계로 인해 다른 결과값을 보여주는 것으로 분석되었다. GOLDSIM 프로그램의 경우, 선원항 구획에서 초기 핵종누출량은 time-scale에 민감하게 반응한다는 사실도 확인할 수 있었다. 안전평가 프로그램은 처분환경에서 발생하는 핵종거동 및 이동에 대한 실제현상을 예측하기 위해 모델링을 거치지만, 전산프로그램의 특성과 실제현상에 대한 데이터가 제한적이므로 결과에 차이가 발생하게 된다. 이러한 차이점은 다양한 프로그램을 이용한 결과와 상호비교를 통해 알아내며 그 원인을 지속적으로 분석하는 연구개발과정을 필요로 하고 있다.

• 방사성폐기물학회지
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• 제11권4호
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• pp.281-291
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• 2013

KURT(KAERI Underground Research Tunnel) 부지 부근에 가상의 처분장을 설정하고, 해당 부지의 세 지점에서 방사성폐기물로부터 누출된다고 가정한 방사성 핵종의 이동 시간을 계산하였다. 핵종의 이동 경로는 핵종 누출 지점에서 천부 지하수대까지로 설정하고 KURT 주변 지하수 유동계 모의를 통해 결정하였다. 세 지점은 지하수가 빠르게 유동하는 구조(highly water-conductive feature)를 지나가기 때문에 천부 지하수까지 도달하는데 상대적으로 적은 시간이 걸리는 지점으로 선정되었다. 핵종의 이동 시간은 TDRW(Time-Domain Random Walk) 기법을 통해 계산하였다. 지하수 내의 핵종의 이동 시간을 계산하기 위해, 이류(advection)와 분산(dispersion) 이외에 암반 기질(rock matrix)로의 확산(diffusion)과 기질 내부에서의 흡착(sorption)이 고려되었고, 핵종의 붕괴 및 변환에 의한 영향도 몇 개의 붕괴 사슬(decay chain)을 이용하여 계산에 반영하였다. 계산 결과를 보면, 지표 부근의 천부 지하수에 도달하는 핵종의 시간당 이동량(mass flux)은 복수의 이동 경로뿐만 아니라 핵종의 반감기와 암반 기질 내에서의 핵종의 흡착 분배 계수에 크게 영향을 받는 것으로 나타났다. 따라서 보다 안정적이고 불확실성이 감소된 심지층 처분장의 안전성 평가를 위해 우선적으로 필요한 사항으로는, 장반감기 핵종에 대한 평가가 이동 과정 이외에 저장 용기에 들어있는 상태에서부터 면밀하게 이루어져야 하고, 암반 기질에서 발생하는 핵종의 흡착 과정이 심부 현장 조건을 반영하여 평가되어야 할 것으로 생각된다.