Long-term experiments have been conducted on two important safety issues: long-term durability of a concrete barrier with the steel reinforcements and gas generation from low-and intermediate-level wastes in an underground research tunnel of a radioactive waste disposal facility. The gas generation and microbial communities were monitored from waste packages (200 L and 320 L) containing simulated dry active wastes. In the concrete experiment, corrosion sensors were installed on the steel reinforcements which were embedded 10 cm below the surface of concrete in a concrete mock-up, and groundwater was fed into the mock-up at a pressure of 2.1 bars to accelerate groundwater infiltration. No clear evidence was observed with respect to corrosion initiation of the steel reinforcement for 4 years of operation. This is attributed to the high integrity and low hydraulic conductivity of the concrete. In the gas generation experiment, significant levels of gas generation were not measured for 4 years. These experiments are expected to be conducted for a period of more than 10 years.
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.
G. Zullo;D. Pizzocri;A. Magni;P. Van Uffelen;A. Schubert;L. Luzzi
Nuclear Engineering and Technology
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제54권12호
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pp.4460-4473
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2022
The behaviour of the fission gas plays an important role in the fuel rod performance. In a previous work, we presented a physics-based model describing intra- and inter-granular behaviour of radioactive fission gas. The model was implemented in SCIANTIX, a mesoscale module for fission gas behaviour, and assessed against the CONTACT 1 irradiation experiment. In this work, we present the multi-scale coupling between the TRANSURANUS fuel performance code and SCIANTIX, used as mechanistic module for stable and radioactive fission gas behaviour. We exploit the coupled code version to reproduce two integral irradiation experiments involving standard fuel rod segments in steady-state operation (CONTACT 1) and during successive power transients (HATAC C2). The simulation results demonstrate the predictive capabilities of the code coupling and contribute to the integral validation of the models implemented in SCIANTIX.
방사성의약품 제조 시 휘발성 기체의 경우에 완전 차폐가 되지 않고, Hot cell 외부로 그리고 배기덕트를 통해 작업자에게 외부피폭은 물론 호흡을 통해 내부피폭을 가져오게 한다. 처음에는 Hot cell 자체의 배출구를 막아서 방사성기체를 차단하려하였으나 장치에 맞는 기체 밀폐형 댐퍼의 제작이 어렵고, 크기가 맞지 않아서 설치 후에 여전히 문제점이 개선되지 않았다. 그러나 Tedlar gas sampling bag의 사용으로 합성 장치의 가스 배출구를 연결하여 방사성 기체를 저장하고 10반감기가 지난 후에 배출함으로써 작업자의 피폭을 확연히 줄이게 되었으며 $^{18}F$ 방사성 기체는 Hot cell 배출구에 활성탄 필터를 연결하고 최종 배출구에 2차 활성탄 필터를 사용함으로써 배출되는 방사능 농도를 90% 이상 줄여주었다. 단 반감기의 핵종인 경우는 위와 같은 경우를 이용하여 다음날 작업을 할 수 있지만 반감기가 긴 핵종들 같은 경우는 다음날 처리 할 수 없는 문제점들이 발생한다. Decay tank의 추가적인 문제점들을 보완하거나 기체상의 여러 방사성 입자들을 포집 할 수 있는 물질들이 만들어져야 할 것이다. 현재 우리나라는 최종 배출 공기 중 방사능 농도만을 규제하고 있으나 유럽 같은 경우 일일 배출 양과 연간 배출도 규제를 하고 있다. 방사성의약품 합성 시 발생하는 많은 방사성 물질들을 보다 효과적으로 친환경적으로 처리할 수 있는 여러 연구들이 이루어져야 할 것이다.
환형기체(Annulus Gas) 계통의 화학적 관리는 계통 재질의 건전성 확보와, 계통내 냉각재 또는 감속재 중수 유입 여부 감지 및 방사선량 저감화 등을 통하여 설비의 안전성과 신뢰성을 유지하는데 목적이 있다. 환형기체 계통의 화학 관리절차서 중 CO_2$ 규격 관리는 계통 재질의 건전성 확보와 방사선량 증가에 직결되기 때문에 고순도의 품질 보증이 요구되고 있다. CO_2$의 순도가 기준 값에 미달될 경우는 계통내에 직접적인 영향을 줄뿐 아니라 주변 환경으로의 오염 가능성도 상존하기 때문에 불순물의 정량관리는 매우 중요하다. 따라서 중수로 환형기체 계통에 공급되는 CO_2$ 중의 C, N_2$ 및 Ar등의 농도분석을 통하여 계통내에서 생성 될 수 있는 방사능 inventory를 평가하였으며 CO_2$의 불순물 관리 최적화와 중수로에서 생성되는 기체 방사성 폐기물 관리에 유용한 정보로 사용 될 수 있을 것이다.
플라즈마 아크 용융방식 유리화 시험설비의 계통내 기체 및 최종배출구 전단의 배기체를 분석함으로써 배기체중에 포함된 분석용 첨가물의 거동 및 배기가스 처리장치의 제염성능을 평가하였다. 중금속 물질(Pb, Cd, Hg), 방사성 모의물질(Co, Cs) 그리고 방사성핵종($^{60}Co,\;^{137}Cs$)을 분석용 첨가물로 사용한 실험결과로부터 첨가물질의 거동에 따른 유리화 설비 배기체처리시스템의 제염특성 및 제염제수를 구하였다.
The errors associated with incorrect sampling and transport of radioactive aerosol from radwaste thermal process off-gas are analyzed and the conditions of representative sampling and correct transport of radioactive aerosol for off-gas system evaluation are discussed. An estimation method of sampling errors for individual radionuclides is proposed and applied to simulated vitrification melter aerosols. Prediction methods for particle deposition in sample transport tube under laminar as well as turbulent flow conditions are also described by example calculations with simulated incinerator off-gas From the results of example calculations and plots, instrumental and operational conditions of radioactive aerosol sampling system with minimized errors and correction methods for nonideal sampling and transport are recommended.
Recently, the danger for radioactive materials has become a hot topic. Beginning with the Chernobyl nuclear accident in 1996, in 2011, the Fukushima nuclear power plant in Japan suffered major damage such as large-scale casualties and radioactive dangerous area selection. Concerns about leakage of radioactive materials due to recent earthquakes have been deepening in Korea, such as Wolsong Nuclear Power Plant in Gyeongju, and there is a growing interest in the safety of radioactive materials through the media and the media. However, the route to exposure to radioactive materials is not limited to these large-scale nuclear accidents. Typical examples of this are radioactive substances exposed in daily life. In the case of radon gas, the danger is being revealed through current events programs and news, and natural radiation exposure is attracting attention.
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[게시일 2004년 10월 1일]
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