• 터널과지하공간
• /
• 제31권6호
• /
• pp.610-622
• /
• 2021

DECOVALEX 프로젝트는 고준위방사성폐기물 처분 시스템에서 발생하는 복잡한 열-수리-역학-화학적(THMC) 복합거동에 대해 수치해석을 통해 보다 더 깊이 이해하기 위해 수행되고 있는 대표적 국제공동 연구이다. 현재 DECOVALEX-2023이 7개 task를 기반으로 진행 중이며, 이 중 Task C는 Mont-Terri 지하연구시설에서 수행된 실규모 정치(FE) 시험을 대상으로 처분시스템 내 THM 복합거동을 모사하는 것을 목표로 하고 있다. 본 연구에서는 자체개발 해석 코드인 OGS-FLAC을 활용하여 수치해석 연구를 수행하였다. 수치모델에서는 FE 시험과 같이 일정 출력의 히터를 수평으로 위치시켰으며, 주어진 계측지점에서 압력 분포, 온도 변화, 역학적 변형을 계측하였다. 완충재 내부로 유입되는 유체 흐름은 완충재의 흡입력으로 인해 발생하였으며, 주변 영역에서는 열 팽창 및 열 압력이 지배적으로 작용함을 확인하였다. 해석 결과는 향후 타 참여 그룹 및 실험 결과와 비교 검증을 수행할 계획이다.

• Journal of Radiation Protection and Research
• /
• 제47권2호
• /
• pp.99-106
• /
• 2022

Background: The radionuclide inventory calculation codes such as ORIGEN and FISPACT collapse neutron reaction libraries with energy spectra and generate an effective one-group cross-section. Since the nuclear cross-section data, energy group (g) structure, and other input details used by the two codes are different, there may be differences in each code's activation inventory calculation results. In this study, the calculation results of neutron-induced activation inventory using ORIGEN and FISPACT were compared and analyzed regarding radioactive waste classification and worker exposure during nuclear decommissioning. Materials and Methods: Two neutron spectra were used to obtain the comparison results: Watt fission spectrum and thermalized energy spectrum. The effective one-group cross-sections were generated for each type of energy group structure provided in ORIGEN and FISPACT. Then, the effective one-group cross-sections were analyzed by focusing on ⁵⁹Ni, ⁶³Ni, ⁹⁴Nb, ⁶⁰Co, ¹⁵²Eu, and ¹⁵⁴Eu, which are the main radionuclides of stainless steel, carbon steel, zircalloy, and concrete for decommissioning nuclear power plant (NPP). Results and Discussion: As a result of the analysis, ¹⁵⁴Eu and ⁵⁹Ni may be overestimated or underestimated depending on the code selection by up to 30%, because the cross-section library used for each code is different. When ORIGEN-44g, -49g, and -238g structures are selected, the differences of the calculation results of effective one-group cross-section according to group structure selection were less than 1% for the six nuclides applied in this study, and when FISPACT-69g, -172g, and -315g were applied, the difference was less than 1%, too. Conclusion: ORIGEN and FISPACT codes can be applied to activation calculations with their own built-in energy group structures for decommissioning NPP. Since the differences in calculation results may occur depending on the selection of codes and energy group structures, it is appropriate to properly select the energy group structure according to the accuracy required in the calculation and the characteristics of the problem.

• 대한방사선기술학회지:방사선기술과학
• /
• 제45권4호
• /
• pp.347-353
• /
• 2022

In this study, the radiation dose rate was measured by time and distance and evaluated whether radiation dose rate was suitable for domestic and international discharge criteria. In addition, the radiation dose emitted from the patient was measured with a glass dosimeter to evaluate the exposure dose if the caregiver stays in the isolated ward by placing a humanoid phantom instead of the caregiver at a distance of 1 m from the patient, on the second day of treatment. After 23 hours of isolation, the radiation dose rates at a distance of 1 m were 20.54 ± 6.21 µSv/h at 2.96 GBq administration and 27.94 ± 12.33 µSv/h at 3.70 GBq administration. The radiation dose rates at a distance of 1 m were 25.90 ± 2.21 µSv/h when 2.96 GBq was administered and 34.22 ± 10.06 µSv/h when 3.70 GBq was administered after 18 hours of isolation. However, if the isolation period is short may cause unnecessary radiation exposure to the third person. The reading of the attached dosimeter from the morning of the second day of treatment until removal was 0.01 to 0.95 mSv, which is a surface dose determined by the International Commission on Radiation Units and Measurements. And the depth dose was 0.01 to 0.99 mSv. On the second day of treatment, even if the patient caregivers stayed in the isolation ward, the exposure dose of the patient family did not exceed the effective dose limit of 5 mSv recommended by the ICRP and NCRP.

• 한국지반공학회논문집
• /
• 제38권12호
• /
• pp.113-123
• /
• 2022

본 연구에서는 공학규모 벤토나이트-모래 완충재 블록의 성형특성을 분석하기 위해 플롯팅 다이(floating die) 방식의 프레스 압력에 따른 소요 밀도 관계 및 완충재 내 밀도분포 편차에 대한 균질도를 평가하였다. 또한 벤토나이트-모래 완충재의 열전도도 성능향상 수준을 분석하기 위해 최적함수비 조건에서 열전도도를 측정하고, 순수 벤토나이트 완충재의 열전도도와 비교하였다. 연구 결과 프레스 압력이 400kg/cm² 이상의 조건에서 건조밀도 표준편차가 0.011로 감소하고 균질한 밀도분포를 나타내는 것으로 확인되었다. 열전도도 측정 결과 프레스 압력이 400, 600kg/cm²일 때의 최적함수비 조건에서 각각 1.345, 1.261W/(m·K)으로 측정되었으며, 이는 순수 벤토나이트 완충재와 비교했을 때 각각 16.1, 11.0% 상승한 것으로 분석되었다. 본 연구 결과를 기반으로 공학규모의 균질한 벤토나이트-모래 완충재 블록 제작을 위한 기초자료로 활용할 수 있을 것으로 판단된다.

• 분석과학
• /
• 제35권6호
• /
• pp.256-266
• /
• 2022

원자력 이용시설에서 발생하는 방사성 폐기물의 처분을 위해서 ¹²⁹I 와 같이 긴 반감기를 지니는 핵종의 농도를 결정하는 것은 매우 중요하다. 특히, 토양과 콘크리트와 같은 고체 시료내의 방사성 핵종들을 분석하기 위해서는 시료 중의 관심 핵종만을 효과적으로 분리하고 정제하는 과정이 필수적이다. 본 연구에서는 고온 연소로를 이용하여 고체 시료 중 ¹²⁹I를 분석하는 절차를 확립하였다. 시료에서 휘발된 ¹²⁹I은 환원제(NaHSO₃)를 첨가한 0.01 M HNO₃으로 포집 되어 ICP-MS로 신속하게 측정할 수 있었다. 이때, 시료에 첨가한 ¹²⁹I의 회수율을 높이고자 연소온도, 이동상 가스의 종류, 촉매 그리고 포집용액과 같은 연소로 분석 조건들을 최적화하였다. 또한, 본 연구에서 확립된 ¹²⁹I의 분석조건을 다른 휘발성 핵종(³H, ¹⁴C)의 동시분석에 적용할 수 있도록 최적화하였다. 최종적으로 고온 연소로를 사용하여 휘발성 핵종들을 분리한 후, 이들을 LSC (³H, ¹⁴C)와 ICP-MS (¹²⁹I)로 각각 측정하는 분석 절차의 유효성을 평가하였다.

• 한국버섯학회지
• /
• 제19권4호
• /
• pp.294-299
• /
• 2021

본 연구를 통해 국내 주요 한약재인 복령의 유해물질에 대한 안전성 확립과 허용기준치 설정의 기초자료를 제공하고자 한다. 국내 유통 중인 복령 10건(국내산 5건, 중국산 5건)에 대한 잔류농약(321종), 중금속(7종), 방사능(3종), 회분 함량을 분석하였다. 잔류농약은 국내산 1건에서만 농약 성분인 cypermethrin 0.03 mg/kg이 검출되었으나 기준치 이하로 나타났다. cypermethrin은 과수 및 원예농업에서 해충 방제의 살충제로 사용되는 성분이다. 중금속은 Hg를 제외한 Zn, Pb, Ni, Cu, Hg, Cr가 모든 시료에서 검출됐지만 기준치 이하로 나타났다. Cd는 중국산 1건에서 0.011 mg/kg이 검출되었다. 방사능 농도도 모든 시료에서 MDA값 이하로 나타나 불검출 수준이었으며, 회분 함량도 모든 시료에서 기준치인 1.0% 이하로 나타났다. 이번 조사에서 국내에 유통 중인 복령의 유해물질에 대한 위해성은 안전하게 나타났다. 일반적으로 버섯류는 중금속 함량이 높다고 알려져 있다. 복령은 토양 속에서 생장하는 재배 특성상 유해물질에 항시 노출되어 있으므로 재배, 저장, 유통 등 생산단계 전반에 대한 지속적인 모니터링과 체계적인 관리기준 설정이 필요할 것으로 보인다.

• 한국수산과학회지
• /
• 제56권2호
• /
• pp.182-187
• /
• 2023

Fifteen samples of dried laver Pyropia tenera were collected from markets and processing plants in Korea for an assessment of their microbial and chemical hazards, in accordance with the Korean food code. The contamination levels of total viable bacteria, coliforms, Escherichia coli, and nine other pathogenic bacteria (Staphylococcus aureus, Salmonella spp., Vibrio parahaemolyticus, Clostridium perfringens, Listeria monocytogenes, Enterohemorrhagic Escherichia coli, Yersinia enterocolitica, Bacillus cereus, and Campylobacter jejuni) were evaluated The concentrations of heavy metals (lead, cadmium, total mercury, and total arsenic) and radioactive isotopes (¹³¹I, and ¹³⁴Cs+¹³⁷Cs) in the laver samples were also determined. The total viable count of bacteria was 2.62±0.80 (1.48-4.45) CFU/g. The contamination levels of lead, cadmium, total mercury, and total arsenic were 0.024±0.005 (0.018-0.035), 0.090±0.038 (0.041-0.146), 0.008±0.005 (0.003-0.018) and 1.315±0.372 (0.814-1.930) mg/kg, respectively. All samples tested negative for significant levels of radioactivity, the nine pathogenic bacteria, coliforms, and E. coli (<1.00 CFU/g). We assume that ensuring the microbiological and chemical safety of dried laver can increase the demand for its exportation. The present study may serve as a basis for microbiological and chemical hazard assessment of dried lavers.

• 터널과지하공간
• /
• 제33권1호
• /
• pp.42-56
• /
• 2023

고준위방사성폐기물의 심층처분시스템에서 천연방벽은 처분시설을 물리적으로 지지함과 동시에 방사성 핵종의 이동을 지연시키는 역할을 최소 수십만년 이상 수행해야 한다. 천연방벽의 지구조적 장기진화평가를 위해서는 암반 절리의 장기거동 분석이 필수적이며, 여기에는 마찰회복 거동이 포함된다. 본 연구에서는 암반 절리의 수리-역학적 조건 하 마찰회복 거동을 슬라이드-홀드-슬라이드(slide-hold-slide, SHS) 실험을 통해 실험적으로 분석해 보고자 하였으며, 이를 위해 서로 다른 거칠기의 절리 시험편을 대상으로 역학적 및 수리-역학적 조건에서 SHS 실험을 수행하였다. 수리-역학적 조건에서 마찰회복률은 더 증가하는 경향을 보였으며, 이는 거칠기가 큰 시험편에서 더 분명하게 나타났다. 또한, 절리면에 작용하는 유효 수직응력이 작은 경우에 수리-역학적 조건의 영향이 더 크게 작용함을 확인할 수 있었다. 이러한 결과들은 천연방벽 암반 절리의 마찰회복 거동을 파악하는 데 유용한 기초자료로 활용될 수 있을 것으로 기대된다.

• Nuclear Engineering and Technology
• /
• 제25권4호
• /
• pp.539-547
• /
• 1993

이전에 제시한 모델 1-3을 다시 확장하여 균열 암반에서의 일차원적 핵종이동에 관한 추계적인 모델을 제시하였다. 이 모델은 처분장 근처의 암반내의 균열을 통한 무한 길이를 갖는 핵종의 붕괴 사슬에 의한 이동을 연속시간 마코프 프로세스를 이용하여 모사한다. 이전의 결정론적 해석해에 의한 모델들이 균일한 다공성매질과 같은 단순성을 요구하고 핵종의 붕괴사슬의 수를 제한하며 균열암반매질내에서의 이동의 경우에는 균열에서 암반으로의 확산등이 고려되지 않거나 그 해의 형태가 복잡하다. 또다른 결정론적인 해를 제시하는 수치모델의 경우에도 해를 얻기 위한 과정이 상당히 복잡하고 정확한 해를 제공하지는 못한다. 이에 반해 이 모델은 매질에서의 핵종의 농도에 관한 기대값과 그 분산으로서 비교적 용이하게 해를 제시한다. 모델을 검증하고 그 효율성가 정착성을 예시하기 위하여 암반으로의 확산이 무시된 단순화된 매질에 대하여 3개의 붕괴 사슬을 갖는 가상의 핵종에 대하여 이동거리와 시간에 대한 농도에 대하여 정확한 해석해와의 비교가 행하여 졌다. 매질을 나눈 구획의 수에 종속 하는 수치분산을 보정하여 계산된 결과에서 이 모델이 해석해와 잘 일치하는 것을 알 수 있었다.

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