• Nuclear Engineering and Technology
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• 제31권6호
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• pp.23-38
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• 1999

This study addresses the reference spent fuel and its characteristics for developing a geological repository concept. As a disposal capacity of the reference repository system to be developed, spent fuel inventories were projected based on the basis of the Nuclear Energy Plan of the Long-term National Power Program. The reference spent fuel encompassing a variability in characteristics of all existing and future spent fuels of interest was defined. Key parameters in the reference fuel screening processes were the nuclear and mechanical design parameters and the burnup histories for existing spent fuels as of 1996 and for future spent fuels with the more extended burnup the initial enrichment and its expected turnup. The selected reference fuel was characterized in terms of initial enrichment, bumup, dimension, gross weight and age. Also the isotopic composition and the radiological properties are quantitatively identified. This information provided in this study could be used as input for repository system development and performance assessment and applied in fuel material balance evaluation for the various types of back-end fuel cycle studies.

• 한국방사성폐기물학회:학술대회논문집
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• 한국방사성폐기물학회 2005년도 Proceedings of The 6th korea-china joint workshop on nuclear waste management
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• pp.236-244
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• 2005

Radioactive wastes arising from a wide range of human activities are in many different physical and chemical forms, contaminated with varying radioactivity. Their common feature is the potential hazard associated with their radioactivity and the need to manage them in such a way as to protect the human environment. The geological disposal is regarded as the most reasonable and effective way to safely disposal high-level radioactive wastes in the world. The conceptual model of geological disposal in China is based on a multi-barrier system that combines an isolating geological environment with an engineered barrier system. The buffer is one of the main engineered barriers for HLW repository. The buffer material is expected to maintain its low water permeability, self-sealing property, radio nuclides adsorption and retardation property, thermal conductivity, chemical buffering property, overpack supporting property, stress buffering property over a long period of time. Benotite is selected as the main content of buffer material that can satisfy above. GMZ deposit is selected as the candidate supplier for Chinese buffer material of High Level Radioactive waste repository. This paper presents geological features of GMZ deposit and basic property of GMZ Na bentonite. GMZ bentonite deposit is a super large scale deposits with high content of Montmorillonite (about $75\%$) and GMZ-l, which is Na-bentonite produced from GMZ deposit is selected as reference material for Chinese buffer material study.

• 분석과학
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• 제33권6호
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• pp.245-251
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• 2020

납은 암석의 연대측정, 지각의 진화 및 오염원의 기원 추적과 같은 지구화학적 연구에 유용하게 사용되어지는 원소로, 이를 위해선 고순도 원소 분리가 선행되어져야한다. 본 연구에서는 납을 분리해 내는데 있어서 용리액의 농도가 6M HCl 과 8M HCl 중 어느 것이 더 효율적인지 비교 검토 하였다. 그 결과, 6M HCl의 경우 8M HCl 보다 용리액을 다량으로 사용했음에도 불구하고 납 분리에 있어서는 효율적이지 않았다. 그리고 납 분리법에 대한 신뢰성 검증을 위하여 납 동위원소 표준물질(NIST NBS981)과 암석표준시료(BCR-2, GSP-2, JG-1a)의 납 동위원소비를 열이온화질량분석기로 측정한 결과, 기존 보고 값과 오차 범위 내에서 잘 일치하였다.

• 광물과 암석
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• 제33권1호
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• pp.65-71
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• 2020

유리 표준물질은 정밀 지구화학 분석법에 필수적으로 이용되는 표준물질이다. 기존의 합성 유리 표준물질의 단점인 자연 암석과의 조성 차이로 인한 높은 불확실성을 보완하기 위해, 자연산 암석을 이용하여 유리 표준물질을 제작하였다. 백두산 흑요암인 NK-B1G 시료는 미세결정이나 포유물 등의 결정을 포함하지 않는 자연 유리질 암석으로, EPMA나 LA-ICPMS 분석 등의 미세분석을 위한 표준물질로서의 적합성을 확인하였다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제45권1호
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• pp.29-40
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• 2013

Two different kinds of nuclear power plants produce a substantial amount of spent fuel annually in Korea. According to the current projection, it is expected that around 60,000 MtU of spent fuel will be produced from 36 PWR and APR reactors and 4 CANDU reactors by the end of 2089. In 2006, KAERI proposed a conceptual design of a geological disposal system (called KRS, Korean Reference disposal System for spent fuel) for PWR and CANDU spent fuel, as a product of a 4-year research project from 2003 to 2006. The major result of the research was that it was feasible to construct a direct disposal system for 20,000 MtU of PWR spent fuels and 16,000 MtU of CANDU spent fuel in the Korean peninsula. Recently, KAERI and MEST launched a project to develop an advanced fuel cycle based on the pyroprocessing of PWR spent fuel to reduce the amount of HLW and reuse the valuable fissile material in PWR spent fuel. Thus, KAERI has developed a geological disposal system for high-level waste from the pyroprocessing of PWR spent fuel since 2007. However, since no decision was made for the CANDU spent fuel, KAERI improved the disposal density of KRS by introducing several improved concepts for the disposal canister. In this paper, the geological disposal systems developed so far are briefly outlined. The amount and characteristics of spent fuel and HLW, 4 kinds of disposal canisters, the characteristics of a buffer with domestic Ca-bentonite, and the results of a thermal design of deposition holes and disposal tunnels are described. The different disposal systems are compared in terms of their disposal density.

• 암석학회지
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• 제23권4호
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• pp.337-349
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• 2014

ICP-MS를 이용한 화강암질 암석내 희토류원소의 함량 분석시 저어콘이 미치는 영향과 저어콘의 산 분해 정도를 미국지질조사소(USGS)의 화강섬록암 표준시료 GSP-2와 일본지질조사소(GSJ) 화강암 표준시료 JG-1a를 이용하여 조사하였다. 아울러 화강암에서 분리된 저어콘 광물에 대해 일반적인 산분해법과 압력용기(bomb)을 이용한 산분해법을 적용하여 지르코늄(Zr)과 희토류원소의 함량을 측정하였다. 실험결과에 의하면, 저어콘은 일반 산분해의 경우 50% 정도가 산분해된 것으로 나타났고, 압력용기를 이용한 경우에는 약 90% 전후가 분해된 것으로 확인되었다. 그리고 GSP-2와 JG-1a의 경우 추천값에 비해 지르코늄의 함량이 50% 정도인 것으로 나타났다. 이는 일반적인 화강암의 산분해의 경우 저어콘의 용해도가 실제로는 50% 정도 밖에 되지 않음을 지시한다. 하지만, 화강암내 희토류원소의 함량의 경우, 저어콘의 분해도와 상관없이, 추천값과 거의 일치하였다. 이는 저어콘의 불완전분해가 암석시료에서의 희토류원소 분포도를 이용한 암석학적 혹은 지구화학적 해석에 큰 영향을 주지는 않는다는 것을 지시해준다.

• 대한지질공학회:학술대회논문집
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• 대한지질공학회 2000년도 정기총회 및 학술발표회
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• pp.3-18
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• 2000

Engineering projects often run into "difficult" ground donditions which cause delays, failures, hugely increased costs or even abandonment with consequent disputes and claims. Pertinent questions are "what constitute difficult conditions\ulcorner" and "how might they be foreseen\ulcorner" and these questions provide the focus for this paper. Geological, geotechnical and hydrogeological models for engineering projects(simplified representations of the ground) need to be developed in a systematic manner. Within these models, the potential hazards associated with material (small) and mass (large) scale attributes of the geology, the environmental setting and the influence of the engineering works themselves need to be considered individually and in a progressive, systematic manner. This paper introduces the concept of a Geotechnical Hazard Review with reference to examples from various engineering works.

• Geomechanics and Engineering
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• 제22권6호
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• pp.541-552
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• 2020

With the increasing tension of current coal resources and the increasing depth of coal mining, the gob-side entry retaining technology has become a preferred coal mining method in underground coal mines. Among them, the technology of the gob-side entry retaining with the high-water filling material can not only improve the recovery rate of coal resources, but also reduce the amount of roadway excavation. In this paper, based on the characteristics of the high-water filling material, the technological process of gob-side entry retaining with the high-water filling material is introduced. The early and late stress states of the filling body formed by the high-water filling materials are analyzed and studied. Taking the 8th floor No.3 working face of Xin'an coal mine as engineering background, the stress and displacement of surrounding rock of roadway with different filling body width are analyzed through the FLAC^3D numerical simulation software. As the filling body width increases, the supporting ability of the filling body increases and the deformation of the surrounding rock decreases. According to the theoretical calculation and numerical simulation of the filling body width, the filling body width is finally determined to be 3.5m. Through the field observation, the deformation of the surrounding rock of the roadway is within the reasonable range. It is concluded that the gob-side entry retaining with the high-water filling material can control the deformation of the surrounding rock, which provides a reference for gob-side entry retaining technology with similar geological conditions.

• 방사성폐기물학회지
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• 제7권4호
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• pp.229-236
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• 2009

우리나라에서 발생하는 사용후핵 연료를 CANDU형과 PWR형 2종류로 구분한다. PWR형 사용후핵 연료의 경우 적절한 공정을 거쳐 원료물질로 다시 사용할 수 있는 물질을 많이 포함하고 있어 재활용 공정을 고려할 수 있다. CANDU형 사용후핵 연료는 천연 우라늄을 원료물질로 사용하고 있어 재활용 가능성이 거의 없으므로 직접 처분을 고려하고 있다. 본 논문에서는 PWR형과 CANDU형 사용후핵연료 모두를 직접 처분하는 개념으로 개발한 한국형 사용후핵연료 처분시스템을 바탕으로 CANDU형 사용후핵연료 처분 시스템을 향상시키는 방안을 도출하고자 하였다. 이를 위하여, 현재 원자력발전소에서 사용하고 있는 사용후핵연료 60 다발(Bundle) 용량의 저장바스켓을 포장 활용하는 방안으로 처분용기 개념을 개선하였다. 이들 개선한 처분용기를 기반으로 하여 사용후핵연료의 심지층 처분시스템에 있어서 주요한 제한요건인 폐기물로부터 발생된 열로 인하여 완충재의 온도가 $100^{\circ}C$를 넘지 않도록 하는 요건을 만족시키면서 효율을 향상시킨 처분시스템 개념을 제시하였다. 제시한 처분 시스템 개념들은 장기저장 및 회수성이 용이한 방안을 도입한 개념과 개선한 처분용기를 1개 처분공에 2단으로 처분하는 것으로서 이들 개념을 기존 한국형 처분시스템과 효율성 측면 에서 비교 분석하였다. 본 연구를 통하여 얻은 CANDU 사용후핵연료 처분개념은 단위면적당 열효율, U-density, 처분면적, 굴착량, 완충재 및 폐쇄 물질량을 30~40 %까지 효율을 향상시킬 수 있었다.

• 광물과 암석
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• 제34권4호
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• pp.227-239
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• 2021

자연산 시료의 광물함량을 X-선 분말회절분석에 의하여 실용적이고 효과적으로 정량분석하는 방법에 대하여 연구하였다. 이를 위하여 무작위 배향된 분말시료 마운트(randomly oriented powder sample mount)를 최적으로 제작하는 실험을 하였으며, 단일 피크강도를 표준물질과 비교하여 정량분석하는 레퍼런스 강도비(RIR) 방법과 X-선 회절도의 전패턴을 계산하는 리트벨드 방법의 효율성을 비교하는 실험을 수행 하였다. 또한, 비정질 광물이 포함된 시료를 리트벨드 방법에 의하여 정량분석하고 효율성을 검토하였다. 연구결과, 측면 마운팅(side mounting) 방법에 의하여 최적의 무작위 배향(random orientation)에 도달할 수 있었다. 또한, 특정 피크를 사용하는 RIR방법보다는 X-선 회절도의 전패턴을 사용하는 리트벨드 방법이 정량분석에 더 적합하였다. 그러나 어느 방법이든 분석기술 뿐만 아니라 분석자의 숙련된 경험을 필요로 한다. 리트벨드 방법에 의해 비정질 광물도 정량분석할 수 있었으며 분석결과는 지질해석을 가능하게 하였다.