• Nuclear Engineering and Technology
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• 제20권2호
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• pp.120-131
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• 1988

지중매몰된 방사성핵종들이 지하수계를 통해 이동을 하는 Source를 수학적으로 표시하는 Source Term 모형이 필요하다. 물질전달식 또는 측정식에 근거한 여러 Source Term 모형을 비교 분석하였다. 일반적으로 용출 또는 용해에는 (1) 화학반응, (2) 확산 등에 의한 물질이동의 두 가지 작용이 관여한다. 화학반응은 고화체가 지하수에 노출된 후 초기의 짧은 기간 동안에만 용해율을 조절한다. 외부로의 물질전달율이 지하 처분장에서 방사성폐기물 고화체로부터의 장기간에 걸친 핵종유출율을 조절하는 역할을 한다. 물질전단 이론을 적용 할 때는, 필요로 하는 물질이동 현상을 기술할 수 있는 식을 선택해야 한다. 적절히 사용했을 경우, 물질전달 이론에 입각한 Source Term 모형은 핵종유출율의 신뢰할 만한 예측을 위한 귀중한 도구이다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제41권6호
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• pp.867-874
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• 2009

Solubility of a radionuclide is important for defining the release source term of a radioactive waste in the safety and performance assessments of a radioactive waste repository. When the pH and redox potential of the KURT groundwater were changed by an electrical method, the concentrations of uranium and thorium released from $UO_2$(cr) and $ThO_2$(cr) at alkali pH(8.1 ${\sim}$ 11.4) and reducing potential (Eh < -0.2 V) conditions were less than $10^{-7}mole/L$. Unexpectedly, the concentration of tetravalent thorium is slightly higher than that of uranium at pH = 8.1 and Eh= -0.2 V conditions, and this difference may be due to the formation of hydroxide-carbonate complex ions. When $UO_2$(s) and $UO_2$(am, hyd.), and $ThO_2$(s) and $Th(OH)_4(am)$ were assumed as solubility limiting solid phases, the concentrations of uranium and thorium in the KURT groundwater calculated by the PHREEQC code were comparable to the experimental results. The dominating aqueous species of uranium and thorium were presumed as $UO_2(CO_3)_3^{4-}$ and $Th(OH)_3CO_3^-$ at pH = 8.1 ${\sim}$ 9.8, and $UO_2(OH)_3^-$ and $Th(OH)_4(aq)$ at pH = 11.4.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제45권6호
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• pp.731-744
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• 2013

Energy security is a topic of high importance to many countries throughout the world. Countries with access to vast energy supplies enjoy all of the economic and political benefits that come with controlling a highly sought after commodity. Given the desire to diversify away from fossil fuels due to rising environmental and economic concerns, there are limited technology options available for baseload electricity generation. Further complicating this issue is the desire for energy sources to be sustainable and globally scalable in addition to being economic and environmentally benign. Nuclear energy in its current form meets many but not all of these attributes. In order to address these limitations, TerraPower, LLC has developed the Traveling Wave Reactor (TWR) which is a near-term deployable and truly sustainable energy solution that is globally scalable for the indefinite future. The fast neutron spectrum allows up to a ~30-fold gain in fuel utilization efficiency when compared to conventional light water reactors utilizing enriched fuel. When compared to other fast reactors, TWRs represent the lowest cost alternative to enjoy the energy security benefits of an advanced nuclear fuel cycle without the associated proliferation concerns of chemical reprocessing. On a country level, this represents a significant savings in the energy generation infrastructure for several reasons 1) no reprocessing plants need to be built, 2) a reduced number of enrichment plants need to be built, 3) reduced waste production results in a lower repository capacity requirement and reduced waste transportation costs and 4) less uranium ore needs to be mined or purchased since natural or depleted uranium can be used directly as fuel. With advanced technological development and added cost, TWRs are also capable of reusing both their own used fuel and used fuel from LWRs, thereby eliminating the need for enrichment in the longer term and reducing the overall societal waste burden. This paper describes the origins and current status of the TWR development program at TerraPower, LLC. Some of the areas covered include the key TWR design challenges and brief descriptions of TWR-Prototype (TWR-P) reactor. Selected information on the TWR-P core designs are also provided in the areas of neutronic, thermal hydraulic and fuel performance. The TWR-P plant design is also described in such areas as; system design descriptions, mechanical design, and safety performance.

• 자원환경지질
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• 제56권5호
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• pp.603-618
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• 2023

사용후핵연료(Spent nuclear fuel; SNF) 심지층 처분장의 완충재 소재로서 WRK (waste repository Korea) 벤토나이트가 적합한 지를 평가하기 위하여, 대표적인 방사성 핵종인 U (uranium)에 대한 WRK 벤토나이트의 흡/탈착 특성과 흡착 기작을 규명하는 다양한 분석, 흡/탈착 실내 실험, 동역학 흡착 모델링을 다양한 pH 조건에서 수행하였다. 다양한 특성 분석 결과, 주성분은 Ca-몬모릴로나이트이며, U 흡착 능력이 뛰어난 광물학적·구조적 특징들을 가지고 있었다. WRK 벤토나이트의 U 흡착 효율 및 탈착율을 규명하기 위한 흡/탈착 실험 결과, pH 5, 6, 10, 11 조건에서 WRK 벤토나이트와 U 오염수(1 mg/L)가 낮은 비율(2 g/L)로 혼합되었음에도 불구하고 높은 U 흡착 효율(>74%)과 낮은 U 탈착율(<14%)을 보였으며, 이는 WRK 벤토나이트가 SNF 처분장에서 U 거동을 제한하는 완충재 소재로서 적절하게 사용될 수 있음을 의미한다. pH 3과 7 조건에서는 상대적으로 낮은 U 흡착 효율(<45%)이 나타났으며, 이는 U가 용액의 pH 조건에 따라 다양한 형태로 존재하며, 존재 형태에 따라 상이한 U 흡착 기작을 가지기 때문으로 판단된다. 본 연구 실험 결과와 선행연구를 바탕으로 WRK 벤토나이트의 주요 화학적 U 흡착 기작을 pH 범위에 따라 용액 내 U의 존재 형태에 근거하여 설명하였다. pH 3 이하에서 주로 UO₂²⁺ 형태로 존재하는 U는 벤토나이트 표면의 Si-O 또는 Al-O(OH)와의 정전기적 인력(예: 이온 결합)에 의해 흡착되기 때문에 pH가 감소할수록 음전하 표면이 약해지는 WRK 벤토나이트 특성에 의해 비교적 낮은 U 흡착 효율이 나타났다. pH 7 이상의 알칼리성 조건에서 U는 음이온 U-수산화 복합체(UO₂(OH)₃^-, UO₂(OH)₄^2-, (UO₂)₃(OH)₇^- 등)로 존재하며 비교적 높은 흡착 효율이 나타내는데, 이들은 벤토나이트에 포함된 Si-O 또는 Al-O(OH)의 산소원자를 공유하거나 리간드 교환에 의해 새로운 U-복합체가 형성되어 흡착되거나 수산화물 형태의 공침(co-precipitation)에 의해 벤토나이트에 고정되기 때문이다. pH 7의 중성 조건에서는 pH 5와 6보다 오히려 낮은 U 흡착 효율(42%)이 나타났는데, 이러한 결과는 용액 내 존재하는 탄산염(carbonate)에 의해 U가 U-수산화 복합체보다 용해도가 높은 U-탄산염 복합체로 존재하는 경우 가능하다. 연구 결과 pH를 약산성 또는 염기성 조건으로 유지하거나 용액 내 존재하는 탄산염을 제한함으로써 WRK 벤토나이트의 U 흡착 효율을 높일 수 있는 것으로 나타났다.

• 방사성폐기물학회지
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• 제10권1호
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• pp.63-75
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• 2012

사용후핵연료 심지층처분장 부지선정과 최종 처분장부지의 처분적합성을 평가하는 업무는 시행-착오를 줄이고 기술적 신뢰성 확보와 합리적이고 효율적인 업무수행을 추구하여야 한다. 이에 선행하여, 우리나라에 적용 가능한 처분장부지의 지질환경 요건 설정을 위한 기본방향과 개별 인자의 처분적합성지표를 가능한 한 정량화하여 설정하고 업무에 적용하여야 한다. 사용후핵연료 처분장부지 선정과 최종처분장 부지의 안전성확보를 위한 처분요건과 관련하여 IAEA 및 OECD 회원국들과 처분연구 및 상용사업 수행 관련 선진국가들의 사례를 바탕으로 요건 별로 구분하여 현황을 분석하였다. 여기서는 사용후핵연료 처분장 부지로서 암석 암반이 갖추어야 할 충분 혹은 선호요건에 대한 이해 제고와 관련 세부 기술지침을 도출하는데 기여하고자 하였다. 이를 토대로 어떠한 암석 암반이 상대적으로 보다 유리한 조건을 가지는 선호요건으로 제시해야 하는지, 그리고 충분요건과 선호요건을 적용하여 후보부지 조사 선별평가 기간 동안 부지선정업무에 반영하고 평가하고 결정하여야 하는 방법론을 도출할 수 있도록 기본 골격을 제시하였다. 또한 처분안전성 확보를 위해 필요한 기본적인 사항을 검토하고 서술하였다. 본 논문에서 기술한 항목들은 처분안전성 확보를 위한 처분요건의 기술지침 구성 체계, 처분안전성 확보개념, 다중방벽 기능 조건, 천연방벽의 지질환경 기본요건, 그리고 우리나라에 적용 가능한 처분장부지 지질환경 기본요건(안) 등으로 구성된다. 우리나라의 사용후핵연료 심지층처분장 부지의 위치에 관한 사업자 기술지침 요건으로 제안하였다. 이와 관련하여 충분요건과 선호요건으로, 화산활동, 지진활동, 단층운동 융기 침강 운동 및 기후 해수면변동 등 장기지질안정성 요건을 비롯한 15개 충분요건과 48개 선호요건을 제안하였다. 이들 요건은 우리나라의 지질환경 특성을 충분히 반영하여 후속되는 각 부문별 특성에 적합한 정량적인 기술 기준 및 지침으로 개발되어야 할 것이다. 정량적 기술지침의 도출은 상용 처분장부지 선별평가과정 및 처분장 부지적합성평가 과정으로부터 확립될 수 있을 것이다. 또한 다양한 부문별 안전사례(safety case) 작성 혹은 연구용 지하처분연구시설 (underground research laboratory: URL)을 이용한 처분시스템의 실증과정 등을 통하여 객관적이고 신뢰성있는 정량적인 지침들이 확립될 수 있을 것이다.

• 방사성폐기물학회지
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• 제18권2호
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• pp.133-141
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• 2020

고준위방사성폐기물의 처분은 고심도 암반내에 처분시스템을 구축하는 심층 처분방법이 고려된다. 심층 처분은 처분용기, 완충재, 뒷채움재, 근계암반의 설계 요소인 공학적방벽과 천연 방벽으로 구성된다. 공학적방벽 중에서 벤토나이트 완충재는 암반으로부터 유입되는 지하수 흐름을 최소화하고 핵종 유출을 저지하는 기능을 한다. 지하수 유입으로 인한 완충재의 수리전도도 특성 규명은 처분장 공학적방벽의 안정성 및 건전성에 대한 성능 평가에 있어 중요한 사안이다. 본 연구에서는 경주 벤토나이트를 이용하여 다양한 건조밀도와 온도 조건에 따라 포화 수리전도도 실험을 수행하였으며, 120개의 실험 결과를 다중 회귀 분석을 통해 수리전도도 추정 모델을 제시하였다. 실험 결과에서는 건조밀도가 커질수록 수리전도도가 감소하는 경향이 나타났다. 또한, 온도가 증가할수록 수리전도도가 증가하였다. 이러한 실험 결과들을 종합한 다중 회귀 분석 결과에서는 수리전도도 추정식의 결정계수(R²)가 0.93으로 높게 나타났다. 본 연구에서 제시된 수리전도도 추정식은 벤토나이트 완충재의 성능과 연관된 건조밀도와 온도의 영향을 고려하여 처분시스템의 공학적방벽 설계에 활용 될 것으로 판단된다.

• 방사성폐기물학회지
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• 제17권3호
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• pp.329-338
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• 2019

불포화 벤토나이트 완충재의 수분흡입력은 공학적방벽의 수리-역학적 성능평가 및 설계에 있어 매우 중요한 입력인자이다. 본 연구에서는 문헌에 보고된 불포화 다공성매질의 수분흡입력 측정기술과 구성모델을 분석하고, 고준위폐기물처분장의 벤토나이트 완충재에 적합한 수분흡입력 측정기술과 구성모델을 제안하였다. 문헌 분석결과, 벤토나이트 완충재의 수분흡입력은 일반토질보다 훨씬 높은 값을 가지며, 매트릭수분흡입력과 삼투흡입력을 포함하는 총수분흡입력을 측정하여 사용하였다. 벤토나이트 완충재의 수분흡입력 측정에는 상대습도센서를 이용한 측정방법(RH-Cell, RH-Cell/Sensor)이 적합하였으며, 핵종 붕괴열에 의한 온도변화와 측정 소요시간을 고려했을 때에는 RH-Cell/Sensor 방법이 더 선호되었다. 벤토나이트 완충재의 수분보유모델은 실험을 통해 여러 가지 모델이 제안되었지만, 불포화 완충재의 수리-역학적 성능평가 구성모델로는 대부분 van Genuchten모델이 사용되었다. 벤토나이트 완충재의 수분특성곡선은 벤토나이트의 종류, 건조밀도, 온도, 염도, 측정 시 시료상태와 이력과정에 따라 서로 다른 경향을 보였다. 수분보유모델의 선정 및 모델인자 결정에는 신뢰도 향상을 위해 이러한 인자들의 영향이 고려되어야 한다.

• Journal of Radiation Protection and Research
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• 제22권3호
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• pp.183-193
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• 1997

원전 작업자 피폭관리와 안전성 평가 및 최종적으로 처분허가를 위하여 폐기물 내의 핵종 및 농도를 파악하여야만 한다. 이온교환 수지 및 필터는 그 부피는 작으나 원전 운전중 발생하는 폐기물 내 방사능의 대부분을 차지하고 있다. 본 연구의 목적은 냉각수 정화 계통내의 수지 및 필터 내에 누적되어 있는 방사성 핵종의 양을 예측할 수 있는 방법을 개발하는 것이다. 핵종누적량을 계산하기 위하여 평균제염계수 대신 순간제염계수를 사용하였으며 포트란언어를 사용하여 프로그램을 작성하여 누적량을 계산하였다. 본 예측기법의 검증을 위하여 미국 Rancho-Seco 발전소의 측정자료를 이용하였으며 실험을 통한 계측자료를 검증에 이용하였다. 순간제염계수를 이용한 본 방법의 계산이 평균제염계수를 이용한 것보다 오차가 작았다. 이 방법을 실제 적용하기 위해서는 운전지침에 의하여 주기적으로 계측한 제염제수와 핵종농도 자료만으로도 핵종누적량 계산이 가능하다. 그러나, 특히 발전소 운전상황이 급격하게 변할 때에는, 정확한 누적량 평가를 위하여 제염계수 및 방사성 핵종농도의 측정주기가 짧아져야 한다.

• 방사성폐기물학회지
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• 제8권2호
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• pp.135-142
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• 2010

고준위폐기물처분장의 설계 및 장기 성능평가를 위한 입력 자료를 확보하기 위해, 한국원자력연구원 지하처분연구시설 부지에서 실시된 경사시추에서 얻은 암석 코어를 이용하여 화강암의 열전도도를 측정하였다. 열전도도에 미치는 함수비의 영향을 조사하기 위해 여러 가지 함수비에서 화강암의 열전도도를 측정하였다. 화강암의 광물 조성, 결정구조 및 이방성의 영향을 고려하지 않고, 비교적 측정이 용이한 유효공극률과 함수비를 이용하여 화강암의 열전도도를 예측할 수 있는 간단한 실험적 관계식이 제안되었다. 이 관계식은 지하처분연구시설 부지에서 채취한 유효공극률 2.7% 이하인 화강암의 열전도도를 10% 오차 이내로 예측할 수 있다.

• 방사성폐기물학회지
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• 제6권1호
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• pp.65-72
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• 2008

사용후핵 연료 심지층 처분의 목적은 그 독성이 인간 및 자연환경에 영향을 미치지 않도록 장기간 동안 격리하고, 방사성물질의 누출을 지연시키는 것이다. 이러한 심지층 처분장 설계시 주요한 요건은 처분시스템의 건전성 유지를 위하여 폐기물로부터 발생된 열로 인하여 완충재의 온도가 $100\;^{\circ}C$를 넘지 않도록 하는 것이다. 따라서, 원자력 발전소에서 방출된 후의 사용후핵연료 냉각기간은 심지층 처분장 설계시 효율 및 경제성을 위한 중요한 고려인자이다. 본 연구에서는 가장 적절한 사용후핵연료 냉각기간 설정을 위하여 처분시스템 온도요건을 만족하는 심지층 처분장 배치에 필요한 처분터널-처분공 간격 및 그에 따른 면적, 열하중에 대한 분석을 수행하였다. 이를 위하여, 기준 처분개념을 바탕으로 사용후핵연료의 냉각기간 및 처분터널/처분공 간격을 다양하게 설정하여, 처분시스템에서의 열적 안정성을 해석하고 그 결과를 비교분석하였다. 그리고 분석 결과를 바탕으로 처분면적 측면에서 효율적인 사용후핵연료 냉각기간을 도출하였다. 그 결과, 사용후핵연료의 냉각기간이 짧을수록 처분장에서 설계온도 제한치 범위내 최고온도에 이르는 시간은 빨라지고, 사용후핵연료 냉각기간이 길수록 처분장에서 온도상승 및 하강속도는 완만해지는 것으로 나타났다. 또한, 본 연구에서 고려대상으로 삼은 처분장 규모와 사용후핵연료를 심지층에 처분한다고 할 때 그 냉각기간을 40-50년으로 함이 적합한 것으로 나타났다.