• 한국방사성폐기물학회:학술대회논문집
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• 한국방사성폐기물학회 2009년도 학술논문요약집
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• pp.502-503
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• 2009

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제54권8호
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• pp.2771-2782
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• 2022

When assessing the radiological consequences of postulated accident scenarios, it is of primary interest to determine the amount of radioactive fission gas accumulated in the fuel rod free volume. The state-of-the-art semi-empirical approach (ANS 5.4-2010) is reviewed and compared with a mechanistic approach to evaluate the release of radioactive fission gases. At the intra-granular level, the diffusion-decay equation is handled by a spectral diffusion algorithm. At the inter-granular level, a mechanistic description of the grain boundary is considered: bubble growth and coalescence are treated as interrelated phenomena, resulting in the grain-boundary venting as the onset for the release from the fuel pellets. The outcome is a kinetic description of the release of radioactive fission gases, of interest when assessing normal and off-normal conditions. We implement the model in SCIANTIX and reproduce the release of short-lived fission gases, during the CONTACT 1 experiments. The results show a satisfactory agreement with the measurement and with the state-of-the-art methodology, demonstrating the model soundness. A second work will follow, providing integral fuel rod analysis by coupling the code SCIANTIX with the thermo-mechanical code TRANSURANUS.

• 한국방사성폐기물학회:학술대회논문집
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• 한국방사성폐기물학회 2005년도 추계 학술대회 논문집
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• pp.350-351
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• 2005

• 한국방사성폐기물학회:학술대회논문집
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• 한국방사성폐기물학회 2019년도 춘계학술논문요약집
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• pp.153-154
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• 2019

• 한국방사성폐기물학회:학술대회논문집
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• 한국방사성폐기물학회 2018년도 춘계학술논문요약집
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• pp.153-154
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• 2018

• 한국방사성폐기물학회:학술대회논문집
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• 한국방사성폐기물학회 2017년도 춘계학술논문요약집
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• pp.122-122
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• 2017

• 방사성폐기물학회지
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• 제8권3호
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• pp.229-238
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• 2010

중 저준위 방사성폐기물의 처분/폐쇄 이후 기체 발생특성을 실질적으로 평가하고, 이를 이용하여 발생 기체의 종합관리방안을 수립하기 위해서는 실제 처분환경 및 특성을 고려한 장기간의 실증실험이 반드시 필요하다. 이와 관련하여, 국내에서는 월성원자력환경관리센터의 1단계 10만 드럼 처분에 대한 건설 및 운영허가 후속조치의 일환으로 현장부지에 기체발생 실증실험시설이 설치/운영될 예정이다. 이에 대한 기초자료를 확보하기 위해, 세계 각국에서 다양한 방법으로 수행된 기체 발생 관련실험에 대한 제반사항을 면밀히 검토하였다. 그 결과 우리나라와 처분방식이 동일하며, 실제 폐기물 포장드럼 및 기본 처분단위를 이용하여 대규모로 수행된 핀란드의 기체 발생 실험자료를 국내 실증실험에 대한 유용한 벤치마크로 사용할 수 있을 것으로 판단된다.

• 대한환경공학회지
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• 제38권5호
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• pp.249-254
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• 2016

본 연구에서는 상용 유리화설비 설계를 위한 기초자료에 도움이 되고자 용융공정에서 발생되는 배기가스의 특성과 배기가스 처리계통 운영사례를 조사하였다. 유리화설비 운영의 목적은 용융공정으로 투입된 방사성폐기물 내에 함유되어 있는 유해물질과 용융공정 내에서 발생된 다양한 화학종을 함유하고 있는 유해 배기가스를 처리하는 것이다. 유리화설비를 건설, 운영하기 위해서는 안전성 분석을 통한 인허가가 필수적이며, 부산물로 발생하는 방사성핵종이나 유해물질을 법적 환경배출규제치 이하로 처리하는 것이 매우 중요하다. 이를 위해서는 배기가스의 특성을 정확히 파악하여 그 특성에 따라 적절한 배기가스 처리공정을 설계해야 한다. 따라서 적절한 배기가스 처리계통을 설계하는 데는 폐기물 발생 특성, 용융로 특성, 배기가스 규제지침, 배기가스 발생 특성, 배기가스 처리장치에 대한 성능 평가 등의 광범위한 요소를 고려해야 한다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제55권11호
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• pp.4204-4212
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• 2023

Background: Storage reservoirs of radioactive waste could be the source of atmospheric pollution due to the efflux of aqueous aerosol from their water areas. The main mechanism of formation of aqueous aerosols is the collapse of gas bubbles at the water surface. In this paper, we discuss the potential influence of biological factors on gas ebullition in the water areas of the radioactively contaminated industrial reservoirs R-9 (Lake Karachay) and R-4 (Metlinsky pond) of the Mayak PA. The emission of the released non-dissolved gases captured with gas traps in reservoir R-9 was (88-290) ml/m² per day (2015) and in reservoir R-4 (270-460) ml/m² per day (2016). The analysis of gas composition in reservoir R-4 (60% methane, 35% nitrogen, 2.4% oxygen, 1.5% carbon dioxide) confirms their biological origin. It is associated with the processes of organic matter destruction in bottom sediments. The major source of organic matter in bottom sediments is the dying phytoplankton developing in these reservoirs. Conclusion: The obtained results form the basis to set a task to quantify the relationship between the phytoplankton development, gases ebullition and radioactive atmosphere contamination.

• 방사성폐기물학회지
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• 제18권4호
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• pp.439-455
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• 2020

Numerical model was developed that simulates radionuclide (3H and 14C) transport modeling at the 2nd phase facility at the Wolsong LILW Disposal Center. Four scenarios were simulated with different assumptions about the integrity of the components of the barrier system. For the design case, the multi-barrier system was shown to be effective in diverting infiltration water around the vaults containing radioactive waste. Nevertheless, the volatile radionuclide 14C migrates outside the containment system and through the unsaturated zone, driven by gas diffusion. 3H is largely contained within the vaults where it decays, with small amounts being flushed out in the liquid state. Various scenarios were examined in which the integrity of the cover barrier system or that of the concrete were compromised. In the absence of any engineered barriers, 3H is washed out to the water table within the first 20 years. The release of 14C by gas diffusion is suppressed if percolation fluxes through the facility are high after a cover failure. However, the high fluxes lead to advective transport of 14C dissolved in the liquid state. The concrete container is an effective barrier, with approximately the same effectiveness as the cover.