• 방사성폐기물학회지
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• 제10권1호
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• pp.45-53
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• 2012

사용후 핵연료내 우라늄 및 초우란원소를 회수하는 파이로프로세싱 공정에서 배출되는 금속염화물계 방사성 폐기물은 높은 휘발특성과 붕규산계 유리와의 낮은 상용성으로 인해 고화처리가 쉽지 않은 폐기물이다. 이를 위해, 본 연구에서는 고화처리의 한 방법으로 탈염화 반응을 통한 고화체제조 개념을 채택하였다. 솔젤법을 이용하여 탈염화물질, $SiO_2-Al_2O_3-P_2O_5$ (SAP)을 합성하였으며 이를 이용하여 탈염화 반응거동 반응생성물의 고형화 특성을 조사하였다. LiCl계 폐기물과 달리, LiCl-KCl폐기물의 반응은 두 개의 온도범위에서 반응이 진행되며, $400^{\circ}C$의 경우에는 LiCl이, 약 $700^{\circ}C$에서는 KCl이 주로 반응하는 것으로 확인되었다. 여러 가지 반응실험을 통하여 LiCl-KCl의 탈염화 반응에 가장 적합한 물질은 SAP 1071 (Si/Al/P=1/0.75/1 in molar)인 것으로 확인되었다. 4가지 종류의 고형화 실험을 통하여 고화체의 bulk shape과 densification은 SAP/Salt의 비에 영향 받는 것을 확인하였다. 제조된 고형화 시료는 Product Consistency Test-A법을 이용하여 기본적인 내구성을 평가하였다. 본 연구는 $SiO_2$, $Al_2O_3$, $P_2O_5$로 이루어진 탈염화 물질을 이용하여 반응특성과 고형화 특성에 대한 기본적인 정보를 제공하였으며, 이와 같은 실험을 통하여, 본 연구에서 제안된 탈염화 고화처리방법이 휘발특성이 높고 기존 유리매질과 상용성이 낮은 금속염화물계 폐기물에 적용이 가능함을 확인하였다.

• 방사성폐기물학회지
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• 제16권3호
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• pp.331-337
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• 2018

원전 해체는 일반적으로 5단계로 준비, 제염, 절단 및 철거, 폐기물 처리, 환경 복원으로 진행된다. 효율적인 원전 해체를 위해서는 작업자의 안전, 비용 대비 효과, 폐기물 최소화, 재사용 가능성 등이 고려되어야 한다. 또한, 작업자의 안전 및 측정기술이 확보되어야 원전 해체 작업의 최적 효율을 낼 수 있으며 이를 위해서는 계통 및 기기의 정확한 측정 기술이 필요하다. 원전 해체 시 현장에서 사용할 수 있는 대표적인 In-Situ 방법으로는 CZT, Gamma Camera, ISOCS 등이 있다. 본 연구에서는 대표 시료 채취 없이 원전 해체 시 현장에서 적용될 수 있는 ISOCS를 이용하여 S/G Water Chamber 지점에 대하여 측정을 수행하였다. 측정 방법은 ISOCS의 HPGe 검출기를 증기 발생기 수실 하부 중앙을 향해 위치하였으며, 이때 검출기는 주변 방사선장 감소를 위해 납 차폐체를 장착하였다. 차폐체 두께는 5 cm인 원통형 납 차폐체를 장착하였으며, 검출기 전면에는 30도 콜리메이터를 장착하여 측정을 수행하였다. 측정값에 검증을 위해 실제 측정 방법과 동일하게 Microshield를 이용하여 측정한 값과 GEANT4 코드를 이용하여 모델링 하였다. 비교 결과 $1.0{\times}10^1{\sim}1.0{\times}10^2Bq$ 정도 차이를 보였으며, 이는 측정 시 주변 방사선의 영향, 모델링의 정밀도 등으로 오차를 줄일 수 있을 것으로 보인다. 본 논문의 연구 결과를 바탕으로 측정값의 정확도 및 신뢰도를 분석하고 향후 해체 작업 시 직접 측정 방법의 적용성에 대한 신뢰도를 높이고자 한다.

• 핵의학기술
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• 제14권2호
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• pp.128-132
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• 2010

핵의학과 종합조작실은 방사선 관리구역으로 이곳에서 발생된 방사성오염물질은 방사성폐기물로 간주하여 일반쓰레기와 별도로 관리를 해야 한다. 본 실험은 우리가 미처 인식하지 못해 일반쓰레기로 처분되었던 방사성오염물질의 오염도를 측정하고 원인을 분석하여 보다 적극적인 방사성폐기물 관리 운영의 필요성을 제시하고자 함이다. 측정대상은 방사성의약품을 표지하기 위해 사용된 생리식염수와 $^{99}Mo$/$^{99m}Tc$ generator(국산 및 외산)에서 발생한 generator cap, saline needle cap, $^{99m}Tc$-needle cap, saline vial로 하였고, gamma survey meter를 이용하여 평균값과 표준 편차(mean${\pm}$SD)로 나타냈다. 측정대상물질의 오염유무를 알기 위해 방사선 관리구역에서 반출될 수 있는 물질의 표면오염도인 최대허용표면오염도의 1/10(43.2 cpm)을 기준값으로 정하였다. 각각의 표면오염도를 측정한 결과 방사성의약품 표지를 위해 사용된 생리식염수에서는 $14,429{\pm}26,378$ cpm으로 최대 허용표면오염도의 1/10을 초과하였다. 그리고 측정된 generator중 외산에서는 generator cap: $17{\pm}28$ cpm, saline needle cap: $35{\pm}66$ cpm, $^{99m}Tc$-needle cap: $9{\pm}21$ cpm, saline vial: $13{\pm}28$ cpm으로 최대허용표면오염도의 1/10를 초과하지 않았지만 국산에서는 generator cap: $22,852{\pm}52,545$ cpm, saline needle cap: $87,367{\pm}109,711$ cpm, $^{99m}Tc$-needle cap: $9,008{\pm}10,459$ cpm, saline vial: $186,416{\pm}158,196$ cpm으로 최대 허용표면오염도의 1/10를 초과하였다. 외산 generator에서 발생한 측정대상물질은 일반폐기물로 처분하고 국산 generator와 방사성의약품을 표지하기 위해 사용된 생리식염수는 반드시 방사성폐기물로 간주하여 처분해야 한다. 따라서 일반쓰레기 뿐만 아니라 종합조작실에서 반출되는 모든 물질에 대한 자체적인 방사선측정, 기록 및 비치와 방사성폐기물에 대한 지속적인 교육을 통해 방사성 폐기물이 일반쓰레기로 처분되어 나가는 것을 예방 할 수 있을 것이다.

• 자원환경지질
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• 제51권2호
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• pp.167-176
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• 2018

고준위방사성폐기물 처분장 부지선정을 위해서는 암종, 지질구조, 지진, 수리지질, 지구화학, 지질공학 및 지열 등과 같은 다양한 지질학적 인자들에 대한 고려가 필요하며, 특히 선형구조는 다양한 지질인자의 특성을 반영하기 때문에 원자력 발전소, 고준위방사성폐기물 처분장 등과 같은 국가 중요시설물의 후보부지 선정에 있어 매우 중요한 기초자료로 활용될 수 있다. 본 논문에서는 선형구조분석을 통해 고준위방사성폐기물 광역 처분부지 선정을 실시한 핀란드의 선형구조 분류 방법을 국내 선형구조 자료에 적용하여 살펴보았다. 이를 위하여 기존에 한국지질자원연구원에서 보유한 선형구조도와 신규로 구조지질학, 고지진학, 지형학 전문가들로부터 획득한 새로운 선형구조 자료를 분석에 이용하였다. 새로운 선형구조 분석 자료의 신뢰성 확보를 위해 한반도 지역을 최근에 촬영한 위성영상과 국토지리정보원에서 제공하는 수치표고모델로 제작한 고해상도의 음영기복도를 이용하였다. 취득한 자료들의 전체적인 방향성 분석 결과에서는 북북동-남남서 방향이 가장 우세하게 관찰되었지만, 분석자들의 판독기준의 차이에 따라서 동북동-서남서 및 북북서-남남동 방향의 선형구조들도 높게 판독 되었다. 핀란드의 분류 방법을 적용하여, 광역후보부지 선정에 사용되는 등급 1과 등급 2에 해당되는 선형구조들의 기하학적인 발달특성을 상호 비교해 보았다. 그 결과에서는 전체적으로 등급 1의 경우에는 공통적으로 북북동-남남서 방향이 가장 우세하였으며, 서북서-동남동 방향의 선형구조도 빈도가 높게 나타났다. 등급 2의 경우에도 북북동-남남서 방향의 선형구조가 가장 우세하게 발달하고 있으며, 분석자에 따라 서북서-동남동 또는 동북동-서남서 방향의 선형구조도 빈도가 높게 나타났다. 같은 자료를 바탕으로 실시한 선형구조분석에서도 상이한 판독 결과를 보이는 것은 판독자의 주관적인 경험 및 기준이 작용하였기 때문으로 여겨진다. 따라서 신뢰도 높은 한반도 광역선형구조도를 발간하기 위해서는 상이한 자료들을 통합하는 과정에서 명확한 통합 기준의 설정이 필요하며, 지구물리탐사자료와 같은 추가적인 데이터를 통한 분석이 요구된다.

• 한국광물학회지
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• 제26권2호
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• pp.119-127
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• 2013

핵폐기물을 고화시키는 재료로 사용하는 붕규산염(borosilicate) 유리의 용해는 지층 처분장에 처리된 고준위 방사성 폐기물의 생태계 유출을 결정할 수 있는 중요한 화학반응이다. 습식 실험에서 유리의 용해속도(dissolution rate)는 유리 화학조성에 의해 크게 좌우되는 것이 관찰된다. 유리의 bulk 구조를 규명한 분광분석 실험에 의하면 유리의 화학조성과 분자수준(molecular-level) 구조(예: $SiO_4$ 사면체의 연결구조와 B 원소의 배위구조) 사이의 상관관계가 존재한다. 따라서 화학조성에 따른 유리 용해도의 차이는 조성에 따른 bulk 내부구조의 변화로 이해되어 왔다. 그런데 유리 표면은 수용액과 계면을 이루면서 용해 과정에서 가장 직접적으로 반응하는 부분이기 때문에, 화학조성에 따른 표면구조 변화에 대한 지식 또한 필요하다. 본 논문에서는 분자 동역학(molecular dynamics, MD) 시뮬레이션을 사용하여 4가지의 다른 화학조성을 가지는 소듐붕규산염 유리($xNa_2O{\cdot}B_2O_3{\cdot}ySiO_2$ 화학조성)에 대하여 bulk 구조와 실험으로 얻기 어려운 표면(surface) 구조를 연구하였다. MD 시뮬레이션은 유리 표면의 화학조성과 분자수준 구조가 bulk의 것과 매우 상이한 결과를 보여준다. 본 연구의 MD 시뮬레이션 결과는 화학조성에 따른 유리 용해도(특히 초기 용해과정)는 bulk 구조의 변화보다 유리 표면구조의 변화에 의해 크게 좌우될 수 있다는 표면구조에 대한 이해의 중요성을 역설한다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제16권2호
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• pp.64-69
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• 1984

방사성폐기물 처분과 관련하여 산청, 온양 그리고 무안에서 채취한 국산점토에 대한 Cs-137 및 Sr-90의 흡착특성과 이들 핵종의 점토층이동에 대하여 고찰하였다. 흡착분배계수(Ksorp)를 회분식 흡착실험으로 결정한 결과 Cs-137의 경우 8,000-17,000ml/g 그리고 Sr-90의 경우 10,000-15,000m1/gr 범위의 값이었다. 이때 액상의 초기농도는 0.l$\mu$Ci/ml이었다. 산청과 온양의 점토는 흡착성능이 우수하였으나 무안의 점토는 현저하게 낮았다. 이것은 무안점토에 다량 존재하는 석영성분때문인 것으로 생각되었다. 이상의 흡착특성을 Freundlich형의 형태로 다음과 같이 표시할 수 있었다. $C_{R}$=18.0 $C_{A}$$^{0.74}$ : Cs-137, $C_{R}$=0.84 $C_{A}$$^{0.45}$ : Sr-90. 이 관계식을 BOX모델에 적용하여 점토층내에서의 핵종이동을 모사한 결과 국산점토가 처분장의 충진제로서 효과적임을 확인하였다.하였다.하였다.

• 지질공학
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• 제7권3호
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• pp.229-245
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• 1997

대규모의 암반 공동을 이용하는 대표적 시설이 지하유류비축시설과 방사성폐기물처분시설은, 공히 암반이 갖는 천연적인 방벽기능과 안정성 확보를 위한 보장 조치로서 인공방벽시설을 설치한다느 공통점이 있다. 지하유류비축시설의 설계,건설 및 운영의 각 단계에서 모암에 분포한는 지질구조와 그들의 수리학적 특성이 시설이 안전성 및 성능에 가장 중요한 역할을 한다. 시설 설치가 가능한 규모의 암반 block 내에 분포된 단열체제는 고유의 기하학적 특성과 수리적 특성이 혼재되어 복합적인 수리체계를 형성하고 있기 때문에 이에 대한 정확하고 정량적인 조사.평가가 지하비축시설의 수리적 안정성을 좌우하게 된다. 본 논문은 지하유류비축시설의 성능평가에서 요구되는 자연방벽의 수밀성 기능을 평가하기 위하여 지하문체계의 해석과정에서 고려되어야 할 문제점들을 우선 검토하고, 시설의 안전한 운영을 위하여 다루어져야 할 수리 안정성관련 파라메테에 대한 조사 및 평가방법을 다룬다.

• 지질공학
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• 제20권4호
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• pp.461-465
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• 2010

암석에서의 풍화 및 투수성은 방사성폐기물 지하동굴처분 및 암반구조물의 안정성 확보 및 장기적 관리측면에서 매우 중요한 역할을 한다. 이들 암석의 풍화 및 투수성은 암석의 내 구조 특성에 따라 크게 영향을 받는다. 즉 암석 내부의 공극, 미소 크랙 등의 양적 정도에 의해 풍화가 빨리 진행되기도 한다. 또한 암석 내부구조의 양적 평가는 그 암석의 풍화 정도를 정량적으로 평가할 수 있는 수단이 되기도 한다. 따라서 암석의 내부구조를 3치원적으로 정확하게 파악한다는 것은 암반구조물의 장기적 관리 측면에서 매우 중요하다고 하겠다. 이 연구는 국내 신선한 화강암과 풍화된 화강암을 대상으로 X선 CT촬영을 실시하여 3차원으로 공극의 분포를 분석하였다. 분석 결과는 암석 내부의 공극의 분포와 공극률을 잘 표현하고 있다.

• 터널과지하공간
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• 제11권2호
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• pp.156-166
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• 2001

균열암반에서의 지하수유동 모사를 위한 추계적 연속테 모델링 기법이 개발되었다. 추계적연속체 모델은 균열수의 제한을 가지는 개별균열연결망 모델의 단점을 극복할 수 있다. 뿐만 아니라 개별균열연결망 모델에서 가능한 확률론적 해석과 전도성이 큰 균열을 통한 지하수 유동을 근접하게 모사할 수 있는 장점을 가진다. 추계적연속체 모델은 개별균열연결망 모델에 근거하여 생성된다. 개별균열연결망 모델은 일정크기의 소블록으로 나누어지며 각 소블록 투수계수의 확률밀도함수와 베리오그램 함수로부터 추계적연속체 모델에서의 투수계수의 공간적 분포를 정의할 수 있다. 이 연구에서 추계적연속체 모델과 개별균열연결망 모델의 적합성을 보여 주기 위하여 수치실험을 통하여 지하수 유동 이동시간을 계산하고 상호 비교하였다. 그리고 추계적연속체 모델은 방사성폐기물 처분장의 확률론적 안전성 펑가를 위해 필요한 지하수 유동속도의 확률분포를 제공할 수 있는 모델임을 제시할 수 있었다.

• 터널과지하공간
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• 제21권3호
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• pp.225-234
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• 2011

본 연구에서는 암반에서의 열 전달과 관련된 열-역학적 거동을 평가하기 위한 현장 히터시험을 국내 최초로 실시하였다. 현장시험을 위해 현장조건과 시험 목적에 부합하는 시추공 히터시험을 설계하고 히터장치, 관측용 센서, 데이터로깅 시스템의 설치가 이루어졌다. 시험 구간에서의 노출면 조사를 통해 고경사 절리가 우세하게 분포함을 알 수 있었으며 암석코아에 대한 실험실 실험을 통해 히터시험구간에서의 주요 열, 역학적 암반 물성을 결정하였다. 암반의 온도분포 변화를 통해 암반 내에 존재하는 절리의 영향과 터널 벽면으로의 열손실을 파악할 수 있었으며 히터온도가 $90^{\circ}C$로 유지되는 경우, 히터공에서 0.3 m 떨어진 암반의 온도는 최대 $40^{\circ}C$까지 상승함을 알 수 있었다.