• 방사선산업학회지
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• 제17권1호
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• pp.45-59
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• 2023

The transport calculation for a wide variety of radionuclides contained in high-level radioactive waste, especially spent nuclear fuel, is computationally difficult, and input data collection for this also take a considerable amount of time. Accordingly, considering limited resources, it is possible to reduce the calculation time while minimizing impact on accuracy by including only radionuclides important to calculation result through applying some criteria among potential radiation source terms that may release into environment. In this paper, therefore, we reviewed and analyzed the screening process performed to select radionuclides to be considered in the safety assessment for the KBS-3 type repository in Sweden and Finland. In both countries, it was confirmed that a list of radionuclides was selected by comprehensively considering screening criteria such as radioactivity inventory, half-life, radiotoxicity, risk quotient, and transport properties, and etc. A comparison of radionuclides included in the radiological safety assessment in both countries suggests that most of nuclides are considered in common, and a few nuclides considered only in one country are due to differences in decay chain treatment or spent fuel types. As of now, since most of information on the disposal facility in Korea has not been determined, it is necessary to comprehensively model release and transport of all radionuclides considered in Sweden and Finland when performing the radiological safety assessment. Based on these results, we derived the screening concept of selecting a list of radionuclides to be considered in the radiological safety assessment for the domestic KBS-3 type geological disposal facility, and this result is expected to be used as technical basis for confirming conformity with the safety objective. In a more detailed evaluation reflecting domestic characteristics in the future, it would be desirable to consider only radionuclides selected in accordance with the screening procedure. However, further research should be conducted to determine the quantitative limit for each criteria.

• 사물인터넷융복합논문지
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• 제6권1호
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• pp.1-8
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• 2020

미국의 고급 연료 사이클 이니셔티브 (AFCI) 추진에 이어, 동적 연료 시뮬레이션을 사용하여 글로벌 연료 사이클 이니셔티브 (GFCI)에 대한 분석 제안이 조사되었다. 정치적, 경제적 측면은 핵물질의 특정 특성으로 인해 동시에 고려된다. 미국의 고급 연료 사이클 이니셔티브 (AFCI) 추진에 이어, 동적 연료 시뮬레이션을 사용하여 글로벌 연료 사이클 이니셔티브 (GFCI)에 대한 분석 제안이 조사되었다. 정치적, 경제적 측면은 핵물질의 특정 특성으로 인해 동시에 고려된다. 사용된 핵연료의 미국의 고급 연료 사이클 이니셔티브 (AFCI) 추진에 이어, 동적 연료 시뮬레이션을 사용하여 글로벌 연료 사이클 이니셔티브 (GFCI)에 대한 분석 제안이 조사되었다. 정치적, 경제적 측면은 핵 물질의 특정 특성으로 인해 동시에 고려된다. 사용된 핵연료 (SNF)는 핵 확산 금지 조약 (NPT) 면제 국가와 NPT 제외 국가에 의해 재처리로 처리된다. 그렇지 않으면, 열처리 및 저장소는 NPT 제한 없이 수행 될 수 있다. 또한 국제 무역은 에너지 생산이 GFCI의 주요 이슈인 경제적 측면으로 간주된다. 동적인 시뮬레이션은 2050 년까지 이루어졌다. 국제 무역의 결과는 점차적으로 증가하는 모습을 보여준다. 또한 원자력 발전소 운영은 단계적으로 증가하고 있음을 보여준다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제26권1호
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• pp.54-62
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• 1994

중저준위 방사성폐기물 처분장 되메움재 후보물질로 제안되고 있는 국산 천연점토와 분쇄암석의 혼합물의 수리특성을 조사하였다. 혼합물의 수분함량 변화에 따른 혼합물의 밀도 변화를 조사하여, 동일 압축력 하에서 최대밀도를 얻을 수 있는 최적수분함량을 찾고자 하였으며, 혼합물 중의 점토함량에 따른 수리전도도 변화를 조사하였다. 혼합물 중 점토함량이 감소할수록 얻어 지는 최대밀도가 증가하였으며, 최적수분함량도 보다 명확해졌으나, 혼합물의 밀도는 수분함량에 그다지 민감하지 않았다. 혼합물의 수리전도도는 점토 함량이 감소할수록 증가하여 건조밀도 1.2 Mg/㎥ 일 때 100% 점토인 경우의 3 $\times$ $10^{-12}$ m/s에서 25% 점토함량의 경우에는 7 $\times$ $10^{-10}$ m/s로 증가하였으나, 건조밀도가 1.5 Mg/㎥ 일 때에는 25% 점토함량의 경우에도 5 $\times$ $10^{-12}$ m/s 의 낮은 값을 유지하였다. 혼합물의 수리전도도 추장을 위한 유효점토건조밀도 개념이 제안되었으며. 이 개념은 다양한 건조밀도와 분쇄암석 함량을 가진 혼할물의 수리전도도를 잘 설명할 수 있었다.

• 방사성폐기물학회지
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• 제12권2호
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• pp.135-151
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• 2014

상용의 GoldSim과 GoldSim 이동 모듈 (GoldSim Transport Module; GTM)을 이용하여 방사성폐기물 처분시스템과 같이 복잡한 질량 이동 시스템을 신뢰성 있고 효율적으로 모사할 수 있다. 그러나 GTM의 특성을 보다 정확하게 이해하여야 이를 사용하여 실제 처분시스템의 안전성 평가 프로그램을 개발할 때 발생할 수 있는 오류를 피할 수 있다는 것을 인지하는 것이 중요하다. 이를 위하여 GTM에서 다양하게 제공되는 요소 (element) 중, 질량 이동 모사에 유용한 Transport pathway의 특징에 대하여 소개하고, 방사성폐기물 처분시스템 안전성 평가를 위해 시스템 내 핵종의 거동과 같은 질량 이동 모사에서 이에 대한 올바른 활용 방안을 제시하였다.

• 방사성폐기물학회지
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• 제19권4호
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• pp.517-532
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• 2021

Safe geological disposal of spent nuclear fuel (SNF) requires knowledge of the deep hydrochemical characteristics of the repository site. Here, we conducted a set of deep hydrochemical investigations using a 750-m borehole drilled in a model granite system in Wonju, South Korea. A closed investigation system consisting of a double-packer, Waterra pump, flow cell, and water-quality measurement unit was used for in situ water quality measurements and subsequent groundwater sampling. We managed the drilling water labeled with a fluorescein dye using a recycling system that reuses the water discharged from the borehole. We selected the test depths based on the dye concentrations, outflow water quality parameters, borehole logging, and visual inspection of the rock cores. The groundwater pumped up to the surface flowed into the flow cell, where the in situ water quality parameters were measured, and it was then collected for further laboratory measurements. Atmospheric contact was minimized during the entire process. Before hydrochemical measurements and sample collection, pumping was performed to purge the remnant drilling water. This study on a model borehole can serve as a reference for the future development of deep hydrochemical investigation procedures and techniques for siting processes of SNF repositories.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제29권3호
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• pp.260-268
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• 1997

The effects of three mechanisms, calcium depletion, sulphate and carbonate penetration, on the concrete degradation have been studied. The shrinking core model (SCM) and the HYDROGEOC. HEM (HGC) model have been applied to evaluate how fast the mechanisms proceed. The SCM is an analytical approximation model and the HGC is a numerical mass transport model coupled with chemical reaction. The SCM leads to more conservative results than the HGC, and turns out to be very useful in the viewpoint of simplicity and conservatism. During 300 years, calcium has been depleted within 10 cm from the concrete outer surface, and sulphate has penetrated less than 13.5 cm into the concrete. Carbonate has not penetrated own 7 cm into the concrete in contact with the bentonite, and, furthermore, its penetration into the concrete with the groundwater is negligible. Conclusively, the concrete is expected to maintain its integrity for at least 300 years that are regarded as institutional control period of intermediate and low-level radioactive waste repository.

• 방사성폐기물학회지
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• 제6권4호
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• pp.357-368
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• 2008

국내 최초의 중 저준위 방사성폐기물 처분시설에 대한 건설 운영허가가 지난 2008년 7월 31일 발급되었다. 이 논문에서는 중 저준위 방사성폐기물 처분시설에 대한 국내 기본 규제체계, 규제요건 및 기술기준을 제시하고, 동 시설의 안전성 확인을 위해 실제 적용된 안전심사수행절차를 주요 단계별로 기술하였다. 원자력법은 부지선정, 설계, 건설, 운영, 폐쇄 및 제도적관리 등 중 저준위 방사성폐기물 처분시설의 전과정에 대한 단계별 안전규제체계를 규정하고 있으며, 하위 법령과 교육과학기술부고시 등은 관련 세부 규제요건 및 기술기준을 규정하고 있다. 한국원자력안전기술원은 원자력관계법령에 근거한 교육과학기술부의 위탁에 따라 처분시설에 대한 안전심사를 수행하였으며, 부지 및 구조안전성, 방사선환경 영향, 운영 안전성, 계통 및 설비의 안전성, 품질보증, 종합안전성평가 등 세부 기술 분야별 적합성을 종합적으로 검토하였다. 전체 안전심사 과정은 사전준비단계, 초기심사단계, 본심사단계, 완료단계 등으로 구분할 수 있으며, 한국원자력안전기술원의 심사결과는 원자력안전전문위원회 5개 전문분과의 심의를 거쳐 교육과학기술부에 보고되었고, 교육과학기술부는 원자력안전위원회의 최종 심의를 통해 처분시설에 대한 건설 운영허가를 발급하였다. 이후 처분시설의 안전성은 원자력관계법령에 규정된 일련의 규제검사 및 심사를 통해 확인될 것이며, 건설 운영자의 지속적인 안전성증진계획 이행을 통해 장기적인 안전성 증진과 안전사례에 대한 신뢰구축이 가능할 것이다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제54권5호
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• pp.1616-1622
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• 2022

Selenium has been identified as an element of interest for the safety assessment of a deep geological repository (DGR) for used nuclear fuel. In Canada, groundwaters at DGR depths in sedimentary rocks have been observed to have a high ionic strength. This paper examines the sorption behavior of Se(-II) onto illite, MX-80 bentonite, Queenston shale, and argillaceous limestone in Na-Ca-Cl solutions of varying ionic strength (0.1-6 mol/kgw (m)) and across a pH range of 4-9. Little ionic strength dependence for Se(-II) sorption onto all solids was observed except that sorption at high ionic strength (6 m) was generally slightly lower than sorption at low ionic strength (0.1 m). Illite and MX-80 exhibited the expected results for anion sorption, while shale and limestone exhibited more constant sorption across the pH range tested. A non-electrostatic surface complexation model successfully predicted sorption of Se(-II) onto illite and MX-80 using the formation of an inner-sphere surface complex and an outer-sphere surface complex. Optimized values for the formation reactions of these surface species were proposed.

• 방사성폐기물학회지
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• 제15권2호
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• pp.151-159
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• 2017

고준위 방사성폐기물로 분류되는 사용후핵연료를 현재 기술로 가장 안전한 격리 방법으로는 500 m 심도의 안정한 암반에 심지층 처분하는 방법으로, 가장 중요한 요건은 공학적방벽인 완충재의 온도가 $100^{\circ}C$를 초과하지 않도록 시스템을 설계하는 것이다. 국내의 경우 전체 전력 소요량의 약 30% 정도를 차지하고 있는 원자력발전으로 발생되는 사용후핵연료의 양은 지속적으로 증가하여 누적되고 있어, 이들을 처분하기 위한 소요면적도 증가하고 있다. 따라서, 본 연구에서는 처분면적을 감소시킴으로써 처분효율을 향상시키기 위한 목적으로 다양한 복층처분 개념을 도출하였다. 이를 바탕으로 중요한 처분시스템 요건 만족여부를 확인하기 위하여 열해석을 수행하고 그 결과를 분석하여 처분시스템 열적 안정성을 평가하였다. 평가결과, 기준시스템 위치인 500 m 심도로부터 상부 또는 하부로 75 m를 이격한 심도에 복층으로 처분시스템 구축이 가능하였으며, 실제 부지특성자료에 따른 상세 분석이 요구된다. 본 연구결과는 사용후핵연료 관리정책 수립 및 실제 처분시스템 설계에 활용될 것으로 사료된다.

• 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.