• Nuclear Engineering and Technology
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• 제56권4호
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• pp.1385-1397
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• 2024

Bentonite is a recommended material for the multiple barriers in the final disposal of low-level radioactive waste (LLW) to prevent groundwater intrusion and nuclear species migration. However, after drying-wetting cycling during the repository construction stage and ion exchange with the concrete barrier in the long-term repository, the bentonite mechanical behaviors, including swelling capacity and hydraulic conductivity, would be further influenced by the groundwater intrusion, resulting in radioactive leakage. To comprehensively examine the factors on the mechanical characteristics of bentonite, this study presented scenarios involving MX-80 and KV-1 bentonites subjected to drying-wetting cycling and accelerated ion migration. The experiments subsequently measured free swelling, swelling pressure, and hydraulic conductivity of bentonites with intrusions of seawater, high pH, and low pH solutions. The results indicated that the solutions caused a reduction in swelling volume and pressure, and an increase in hydraulic conductivity. Specifically, the swelling capability of bentonite with drying-wetting cycling in the seawater decreased significantly by 60%, while hydraulic conductivity increased by more than three times. Therefore, the study suggested minimizing drying-wetting cycling and preventing seawater intrusion, ensuring a long service life of the multiple barriers in the LLW repository.

• 터널과지하공간
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• 제33권6호
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• pp.435-444
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• 2023

핀란드에서는 고준위방사성폐기물 심층처분시스템 공학적방벽의 구성요소인 뒤채움재에 대해 기존 건설허가 신청 시 적용한 블록/펠렛 방식을 과립형 방식으로 변경하여 운영허가를 신청한 바 있다. 이에 따라 뒤채움에 대한 설계개념 수립을 위해 기존 뒤채움 방식의 문제점 및 대안 설계의 개선점을 확인하여 국내 적용성을 검토할 필요가 있다. 이에 본 논문에서는 우선적으로 핀란드 심층처분시설 인허가 과정에서 처분터널 뒤채움 방식 변경과 관련하여 수행된 주요 연구사례를 검토하여 블록/펠렛 뒤채움 방식 적용 시 예상되는 문제점을 확인하였다. 또한, 이를 바탕으로 뒤채움 방식에 대해 기술적 및 운영적 측면에서 고려되어야 하는 요소항목을 도출한 후 2가지 방식에 대한 비교·평가를 수행하여 설계 변경의 종합적 우위성을 규명하였다. 이와 같은 결과는 향후 국내 고유 심층처분시설 개발과정에서 최적 설계안을 도출하기 위한 기술적 근거자료로 활용할 수 있을 것으로 예상된다. 단, 뒤채움 방식 선정을 위해 필수적으로 고려되어야 하는 세부 요소항목에 대해 추가 기술자료를 확보하여 적용 가능성을 사전에 검토해야 한다.

• Geomechanics and Engineering
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• 제34권4호
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• pp.449-459
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• 2023

The design and development of underground nuclear waste repositories should cover the performance evaluation of the different components such as the construction materials because the long term stability will depend on their response to the surrounding conditions. In South Korea, Gyeonju bentonite has been proposed as a candidate to be used as buffer and backfilling material, especially in the form of blocks to speed up the construction process. In this study, various cylindrical samples were prepared with different dry density and water content, and their physical and mechanical properties were analyzed and correlated with X-ray CT observations. The main objective was to characterize the samples and establish correlations for non-destructive estimation of physical and mechanical properties through the utilization of X-ray CT images. The results showed that the Uniaxial Compression Strength and the P-wave velocity have an increasing relationship with the dry density. Also, a higher water content increased the values of the measure parameters, especially for the P-wave velocity. The X-ray CT analysis indicated a clear relation between the mean CT value and the dry density, Uniaxial Compression Strength, and P-wave velocity. The effect of the higher water content was also captured by the mean CT value. Also, the relationship between the mean CT value and the dry density was used to plot CT dry densities using CT images only. Moreover, the histograms also provided information about the samples heterogeneity through the histograms' full width at half maximum values. Finally, the particle size and heterogeneity were also analyzed using the Madogram function. This function identified small particles in uniform samples and large particles in some samples as a result of poor mixing during preparation. Also, the μ_max value correlated with the heterogeneity, and higher values represented samples with larger ranges of CT values or particle densities. These image-based tools have been shown to be useful on the non-destructive characterization of bentonite samples, and the establishment of correlations to obtain physical and mechanical parameters solely from CT images.

• 방사성폐기물학회지
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• 제19권1호
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• pp.123-132
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• 2021

Radiological impact analyses were carried out for a near-surface radioactive waste repository at Gyeongju in South Korea. The RESRAD-ONSITE code was applied for the estimation of maximum exposure doses by considering various exposure pathways based on a land area of 2,500 ㎡ with a 0.15 m thick contamination zone. Typical influencing input parameters such as shield depth, shield materials' density, and shield erosion rate were examined for a sensitivity analysis. Then both residential farmer and industrial worker scenarios were used for the estimation of maximum exposure doses depending on exposure duration. The radiation dose evaluation results showed that 60Co, 137Cs, and 63Ni were major contributors to the total exposure dose compared with other radionuclides. Furthermore, the total exposure dose from ingestion (plant, meat, and milk) of the contaminated plants was more significant than those assessed for inhalation, with maximum values of 5.5×10-4 mSv·yr-1 for the plant ingestion. Thus the results of this study can be applied for determining near-surface radioactive waste repository conditions and providing quantitative analysis methods using RESRAD-ONSITE code for the safety assessment of disposing radioactive materials including decommissioning wastes to protect human health and the environment.

• 방사성폐기물학회지
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• 제5권1호
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• pp.65-78
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• 2007

지하 동굴식 처분장의 건설, 운영 및 중-저준위 방사성폐기물을 처분한 이후 발생하게 되는 오염물질(Rn, CH CO, HS, Radiolysis에 의한 방사능 가스 등)은 적절한 공기량을 필요로 한 곳에 정확히 분배시킬 수 있는 환기시스템에 의해 통제되도록 하여야한다. 특히 지하 처분장은 여러 개의 진입 터널, 저장 터널, 공기 유입-배기 터널, 수직갱 등으로 이루어진 복잡한 회로망의 형태로 나타나기 때문에 이에 적절한 기술적 접근이 필요하다. 본 논문에서는 이러한 환기시스템 구축을 위한 기술적 접근을 위해 미국의 WIPP (Waste Isolation Pilot Plant)처분장과 스웨덴의 SFR (Slutforvar for Reaktoravfall) 중-저준위 처분장을 모델로 하여 두 처분장의 소요환기량을 선정하고 설계상 통풍로의 단면적, 길이, 표면 거칠기 등을 고려한 환기회로를 구성하였으며, 수학적으로 계산되는 각 회로의 저항에 대해 기술하였다. 또한 이를 바탕으로 적절한 선풍기의 용량과 수직갱 운용방안을 설계하였다. 두 처분장의 지형상의 규모 및 환기시설 비교 결과, SFR 처분장에 비해 WIPP 처분장에서와 같이 병렬구조가 많을수록 처분장 전체의 저항이 감소되며 이러한 결과로 환기시스템의 운용비 절감효과를 얻을 수 있다는 결론을 얻었다. 따라서 처분용량 증대를 위한 대단면의 SFR 처분장 구조와 전체 저항 감소를 위한 WIPP 처분장의 병렬구조를 조합한 형태가 가장 합리적이며 효율적인 환기가 이루어질 수 있을 것으로 사료된다.

• 핵의학기술
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• 제16권2호
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• pp.12-17
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• 2012

방사성 요오드 치료병실에서 나온 환의 및 시트는 본디 방사성폐기물로서 관련 규정에 따라 일반 쓰레기와 동일하게 처리해야 하지만 사정상 일정기간 보관하여 방사능을 감쇄시킨 후 재사용하게 된다. 통상 최소보관기간 산출에 표면오염도(Bq/$m^2$)를 기반으로 하는 반출기준을 적용하고 있다. 하지만 방사선측정기를 이용하여 단위 면적당 총방사능량을 구하는 방법은 측정방법에 따라 편차와 불확실성이 상당히 커진다. 본 연구에서는 '방사성폐기물 자체처분 등에 관한 규정'에서 제시하고 있는 핵종 농도(Bq/g)를 Dose Calibrator를 이용하여 직접 측정하여 최소보관기간을 구함으로써, 환의 및 시트의 정확한 재사용 주기를 산출하고자 한다. 한편 반출기준으로 산출한 최소보관기간과 비교하여 그 차이를 살펴보았다. 본원의 방사성 요오드 치료병실에서 2011년 7월부터 2012년 3월까지 I-131을 3.7 GBq (100 mCi) 이상을 사용하여 방사성 요오드 치료를 시행한 환자 31명이 사용한 환의와 시트의 방사선 오염도를 측정하여 최소보관기간을 산출하였다. 최소보관기간은 핵종 농도를 측정하여 '방사성폐기물 자체처분 등에 관한 규정'에 따라 100 Bq/g이 되는 시점과 표면오염도를 측정하여 반출기준에 따라 허용표면오염도의 1/10, 즉 4 kBq/$m^2$되는 시점을 붕괴식에 대입하여 산출하였다. 반출기준으로 산출한 최소보관기간은 침대/담요시트는 14.2일, 베개시트는 4.6일, 환의(상(上))은 63일, 환의(하(下))는 78일 이었으며, 자체처분 기준에 따른 최소보관기간은 베개시트는 18.1일, 환의(상(上))은 43일, 환의(하(下))는 62일로 산출되었다. 표면오염도와 핵종 농도의 상관관계를 분석해 본 결과 베개시트와 환의(상(上))는 상관관계가 높게 나타났으나, 환의(하)는 낮게 나타났다. 이는 베개시트와 환의는 방사성오염이 부분에 국한 되어 측정값이 일정한 반면, 환의(하(下))는 소변에 의한 방사성오염이 여러 부분에 산재되어 있어 방사선측정기의 측정값이 상대적으로 낮게 측정된 결과로 생각 된다. 실질적으로 방사성 오염도를 측정한 결과 반출기준과 자체처분 기준을 상당량 초과하는 방사능이 존재하는 것을 확인할 수 있었다. 환의와 시트의 최소보관기간 산출에는 핵종 농도를 기준으로 하는 자체처분 기준을 적용하는 것이 더 적합하다고 할 수 있다. 방사능에 오염된 환의 및 시트는 최소 60일 정도는 보관해야 성급한 재사용에 따른 불필요한 방사선피폭 및 오염 확산을 방지할 수 있을 것으로 생각된다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제46권6호
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• pp.847-856
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• 2014

Spent resin waste containing a high concentration of $^{14}C$ radionuclide cannot be disposed of directly. A fundamental study on selective $^{14}C$ stripping, especially from the IRN-150 mixed bed resin, was carried out. In single ion-exchange equilibrium isotherm experiments, the ion adsorption capacity of the fresh resin for non-radioactive $HCO_3{^-}$ ion, as the chemical form of $^{14}C$, was evaluated as 11mg-C/g-resin. Adsorption affinity of anions to the resin was derived in order of $NO_3{^-}$ > $HCO_3{^-}{\geq}H_2PO_4{^-}$. Thus the competitive adsorption affinity of $NO_3{^-}$ ion in binary systems appeared far higher than that of $HCO_3{^-}$ or $H_2PO_4{^-}$, and the selective desorption of $HCO_3{^-}$ from the resin was very effective. On one hand, the affinity of $Co^{2+}$ and $Cs^+$ for the resin remained relatively higher than that of other cations in the same stripping solution. Desorption of $Cs^+$ was minimized when the summation of the metal ions in the spent resin and the other cations in solution was near saturation and the pH value was maintained above 4.5. Among the various solutions tested, from the view-point of the simple second waste process, $NH_4H_2PO_4$ solution was preferable for the stripping of $^{14}C$ from the spent resin.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제54권1호
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• pp.220-225
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• 2022

Perlite is one of the major constituents of the radioactive thermal insulation waste (RTIW) originating from nuclear power plants and, for proper waste management, a significant reduction in its volume is required prior to disposal. In this work, the volume reduction of perlite is studied by high-temperature treatment method with using K₂CO₃ as a flux. The perlite is ground with 0-30 wt% K₂CO₃, and differential thermal analysis/thermogravimetric analysis is used to monitor the glass transition temperature (T_g) and weight loss. The Tg varied between ~772.2 and 837.1 ℃ with the minima at ~643.5 ℃ with the addition of ~10 wt% K₂CO₃. It is observed that compared to the pure perlite the volume reduction ratio (VRR) increases with the addition of K₂CO₃. The VRR of 11.20 is observed with 5 wt% K₂CO₃ at 700 ℃, as compared to VRR of 5.56 without K₂CO₃ at 700 ℃. The X-ray photoelectron spectroscopy and scanning electron microscopy are used to characterize perlite samples heat-treated without/with 5 wt% K₂CO₃ at 700 ℃. Moreover, the atomic absorption spectroscopy indicates that the proposed heat-treatment procedure is able to completely retain the radionuclides present in the perlite RTIW.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제56권3호
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• pp.824-831
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• 2024

In order to investigate the occurring processes during long-term dry storage of spent fuel assemblies, a joined project called SPIZWURZ, between the Karlsruhe Institute of Technology and the Gesellschaft für Anlagen-und Reaktorsicherheit (GRS), was started. Aim of the SPIZWURZ project is the determination and quantification of the influence of texture and elastic strain on diffusion and solubility of hydrogen in three different zirconium alloys used in western Europe during a long-term cooling transient (1 K/d) starting at 400 ℃. The strain in the cladding of an irradiated spent fuel rod shall be measured. Models predicting the formation of radial oriented hydrides will be validated, improved, and implemented in the GRS fuel rod performance code TESPA-ROD. This paper describes the SPIZWURZ project and already obtained first results.

• 방사성폐기물학회지
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• 제18권2_spc호
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• pp.227-235
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• 2020

우리는 실험과 MCNP 시뮬레이션을 통해 전알파 분석법의 한계를 설명하였다. 국내에서 중·저준위 방사성폐기물 인도 규정 관련, 전알파 분석법은 방사성폐기물을 처분하기 위해 반드시 규명해야 할 방사성 특성평가 인자이다. 전알파 분석법은 시료 준비 절차가 간단하고 신속한 분석 결과를 제공하지만, 정량분석 인자로 사용하는 것은 적절하지 않다. KCl과 ²⁴¹Am을 이용하여 시편 건조고형물 무게에 따른 전알파 계측효율을 평가하였다. 동일한 무게의 시편일지라도 계측효율의 차이가 20% 나는 것을 확인하였고, 이는 시편의 물리적 형태가 서로 다르기 때문인 것으로 보인다. 토양 중 우라늄을 화학분리 한 후, ICP-MS로 우라늄을 직접 측정한 결과와 전알파 농도를 비교하였다. 전알파는 실제 우라늄 농도에 비해 50% 과소평가되었다. 알파핵종별 전알파 계측효율이 최대 3배 차이 나기 때문에, 전알파 분석결과는 개별 알파핵종의 합과 비교하기 보다는 스크리닝 개념으로 사용하는 것이 적절하다.