• Nuclear Engineering and Technology
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• 제34권3호
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• pp.218-231
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• 2002

Using a three-dimensional numerical code, B3R developed for nuclide transport of an arbitrary length of decay chain in the buffer between the canister and adjacent rock in a high- level radioactive waste repository by adopting a finite difference method utilizing the control- volume scheme, some illustrative calculations have been done. A linear sorption isotherm, nuclide transport due to diffusion in the buffer and the rock matrix, and advection and dispersion along thin rigid parallel fractures existing in a saturated porous rock matrix as well as diffusion through the fracture wall into the matrix is assumed. In such kind of repository, buffer and rock matrix are known to be important physico-chemical harriers in nuclide retardation. To show effects of buffer and rock matrix on nuclide transport in HLW repository and also to demonstrate usefulness of B3R, several cases of breakthrough curves as well as three- dimensional plots of concentration isopleths associated with these two barriers are introduced for a typical case of decay chain of $^{234}$ Ulongrightarrow$^{230}$ Thlongrightarrow$^{226}$ Ra, which is the most important chain as far as the human environment is concerned.

• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 2001년도 추계학술발표회요약집
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• pp.276.1-276
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• 2001

• 한국방사성폐기물학회:학술대회논문집
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• 한국방사성폐기물학회 2017년도 춘계학술논문요약집
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• pp.225-226
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• 2017

• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 2001년도 춘계학술발표회요약집
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• pp.361.2-361
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• 2001

• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 2002년도 추계학술발표회요약집
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• pp.344.3-344
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• 2002

• 터널과지하공간
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• 제13권1호
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• pp.20-32
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• 2003

균열암반에서 콜로이드를 동반한 방사성 핵종의 이동을 핵종붕괴사슬과 주변암반으로제한적 분자확산을 고려하여 모사하였다. 암반 내 핵종 이동을 모사하기 위한 핵종이동 시스템과 지배 방정식 및 초기/경계 조건을 설정하여 반 해석해를 도출하였으며, 수치적 라플라스 역변환을통하여 반해석해의 검증을 실시하였다. 유사콜로이드의 반응상수가 균열 내에 미치는 영향과 콜로이드의 여과작용이 핵종이동에 미치는 영향 그리고 주변 암반으로 제한적 확산이 핵종이동에 미치는 영향에 대하여 알아보았다. 지하수 내에 존재하는 유사 콜로이드의 양이 많아질수록 균열 내 방사성 핵종이동의 가속현상이 크게 나타났으며 여과 계수가 모든 핵종에 대하여 $10^{-3}$ (m$^{-1}$)보다 클 경우 여과에 의한 핵종 지연을 무시할 수 없었다. 콜로이드 존재로 인한 핵종가속과 더불어, 주변암반으로 방사성핵종의 분자확산이 제한적일 경우에 예측된 핵종가속현상은 확산깊이가 적을수록 더 커지는 것을 알 수 있었고, 이때 가속에 영향을 주는 유효확산깊이가 존재하는 것을 발견할 수 있었다. 또한 주변암반의 저지계수가 클수록 제한적 확산깊이에 따른 핵종들의 가속범위의 증가를 볼 수 있었다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제40권7호
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• pp.593-606
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• 2008

In this study, data on radionuclide migration and retardation processes in the engineered and natural barriers of High-Level Radioactive Waste (HLW) repository have been reviewed and compiled for use in the performance assessment of a HLW disposal system in Korea. The status of the database on radionuclide migration and retardation that is being developed in Korea is investigated and summarized in this study. The solubilities of major actinides such as D, Th, Am, Np, and Pu both in Korean bentonite porewater and in deep Korean groundwater are calculated by using the geochemical code PHREEQC (Ver. 2.0) based on the KAERI-TDB(Korea Atomic Energy Research Institute-Thermochemical Database), which is under development. Databases for the diffusion coefficients ($D^b_e$ values) and distribution coefficients ($K^b_d$ values) of some radionuclides in the compacted Korean Ca-bentonite are developed based upon domestic experimental results. Databases for the rock matrix diffusion coefficients ($D^r_e$ values) and distribution coefficients ($K^r_d$ values) of some radionuclides for Korean granite rock and deep groundwater are also developed based upon domestic experimental results. Finally, data related to colloids such as the characteristics of natural groundwater colloids and the pseudo-colloid formation constants ($K_{pc}$ values) are provided for the consideration of colloid effects in the performance assessment.

• 방사성폐기물학회지
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• 제11권4호
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• pp.281-291
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• 2013

KURT(KAERI Underground Research Tunnel) 부지 부근에 가상의 처분장을 설정하고, 해당 부지의 세 지점에서 방사성폐기물로부터 누출된다고 가정한 방사성 핵종의 이동 시간을 계산하였다. 핵종의 이동 경로는 핵종 누출 지점에서 천부 지하수대까지로 설정하고 KURT 주변 지하수 유동계 모의를 통해 결정하였다. 세 지점은 지하수가 빠르게 유동하는 구조(highly water-conductive feature)를 지나가기 때문에 천부 지하수까지 도달하는데 상대적으로 적은 시간이 걸리는 지점으로 선정되었다. 핵종의 이동 시간은 TDRW(Time-Domain Random Walk) 기법을 통해 계산하였다. 지하수 내의 핵종의 이동 시간을 계산하기 위해, 이류(advection)와 분산(dispersion) 이외에 암반 기질(rock matrix)로의 확산(diffusion)과 기질 내부에서의 흡착(sorption)이 고려되었고, 핵종의 붕괴 및 변환에 의한 영향도 몇 개의 붕괴 사슬(decay chain)을 이용하여 계산에 반영하였다. 계산 결과를 보면, 지표 부근의 천부 지하수에 도달하는 핵종의 시간당 이동량(mass flux)은 복수의 이동 경로뿐만 아니라 핵종의 반감기와 암반 기질 내에서의 핵종의 흡착 분배 계수에 크게 영향을 받는 것으로 나타났다. 따라서 보다 안정적이고 불확실성이 감소된 심지층 처분장의 안전성 평가를 위해 우선적으로 필요한 사항으로는, 장반감기 핵종에 대한 평가가 이동 과정 이외에 저장 용기에 들어있는 상태에서부터 면밀하게 이루어져야 하고, 암반 기질에서 발생하는 핵종의 흡착 과정이 심부 현장 조건을 반영하여 평가되어야 할 것으로 생각된다.

• 한국수학교육학회지시리즈B:순수및응용수학
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• 제22권2호
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• pp.159-168
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• 2015

Abstract. We propose a fast and robust finite difference method for Merton's jump diffusion model, which is a partial integro-differential equation. To speed up a computational time, we compute a matrix so that we can calculate the non-local integral term fast by a simple matrix-vector operation. Also, we use non-uniform grids to increase efficiency. We present numerical experiments such as evaluation of the option prices and Greeks to demonstrate a performance of the proposed numerical method. The computational results are in good agreements with the exact solutions of the jump-diffusion model.

• 한국방사성폐기물학회:학술대회논문집
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• 한국방사성폐기물학회 2005년도 춘계 학술대회
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• pp.255-263
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• 2005

Migration experiments of THO and 237Np have performed through a sampled granite core in Chemlab2 probe at the Aspo hard Rock laboratory. The elution curves of THO were analysed to determine hydraulic properties such as the extent of dispersion effect according to flow rates. The retardation phenomena of the solutes were observed and described with elution curves and migration plumes. After migration test, the rock core was opened, and the remaining radioactivities on the rock fracture surfaces were measured. The transport process was simulated with a two-dimensional channel model. The mass transport process was described with three types of basic processes ; advection, sorption and matrix diffusion. By the combination of these processes, effects of each process on transport were described in terms of elution curves and migration plumes. By comparing the simulation results to the experimental one, it was possible to analyse the retardation effect quantitatively.