• Proceedings of the Korean Radioactive Waste Society Conference
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• 2004.11a
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• pp.288.2-288.2
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• 2004

• Nuclear Engineering and Technology
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• v.28 no.1
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• pp.79-92
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• 1996

In a repository containing low-level waste, gas generation will occur principally by the coupled processes of metal corrosion and microbial degradation of cellulosic waste. This paper describes a mathematical model designed to address gas generation by these mechanisms and assesses the potential effects of gas generation on the performance of a radioactive waste repository. The metal corrosion model incorporates a three-stage process encompassing aerobic and anaerobic corrosion regimes ; the microbial degradation model simulates the activities of eight different microbial populations, which are maintained as functions both of pH and of the concentrations of particular chemical species. A prediction is made for gas concentrations and generation rates over an assessment period of ten thousand years in a radioactive waste repository. The results suggest that H$_2$will be the principal gas generated within the radioactive waste cavern.

• Journal of Radiation Protection and Research
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• v.23 no.4
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• pp.251-257
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• 1998

A diffusion model of radioactive gaseous effluents is improved to apply for domestic nuclear power plants. Up to now, XOQDOQ computer code package developed by U. S NRC has been used for the assessment of radioactive plume dispersion by normal operation of domestic nuclear power plants. XOQDOQ adopts the straight-line Gaussian plume model which was basically derived for the plane terrain. However, since there are so many mountains in Korea, the several shortcomings of XOQDOQ are improved to consider the complex terrain effects. In this work, wind direction change is considered by modifying the wind rose frequency using meteorological data of the local weather stations. In addition, an effective height correction model, a plume reduction model due to plume penetration into mountain, and a wet deposition model are adopted for more realistic assessments. The proposed methodology is implemented in Yongkwang nuclear power plants, and can be used for other domestic nuclear power plants.

• Tunnel and Underground Space
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• v.31 no.5
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• pp.333-359
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• 2021

Gases such as hydrogen and radon can be generated around the canister in high-level radioactive waste disposal systems due to several reasons including the corrosion of metal materials. When the gas generation rate exceeds the gas diffusion rate in the low-permeability bentonite buffer, the gas phase will form and accumulate in the engineered barrier system. If the gas pressure exceeds the gas entry pressure, gas can migrate into the bentonite buffer, resulting in pathway dilation flow and advective flow. Because a sudden occurrence of dilation flow can cause radionuclide leakage out of the engineered barrier of the radioactive waste disposal system, it is necessary to understand the gas migration behavior in the bentonite buffer to quantitatively evaluate the long-term safety of the engineered barrier. Experimental research investigating the characteristics of gas migration in saturated bentonite and research developing numerical models capable of simulating such behaviors are being actively conducted worldwide. In this technical note, previous gas injection experiments and the numerical models proposed to verify such behaviors are introduced, and the future challenges necessary for the investigation of gas migration are summarized.

• Proceedings of the Korean Radioactive Waste Society Conference
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• 2016.10a
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• pp.515-516
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• 2016

• Proceedings of the Korean Radioactive Waste Society Conference
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• 2016.05a
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• pp.263-264
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• 2016

• Tunnel and Underground Space
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• v.29 no.4
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• pp.262-279
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• 2019

In the engineering barriers of high-level radioactive waste disposal, gases could be generated through a number of processes. If the gas production rate exceeds the gas diffusion rate, the pressure of the gas increases and gases could migrate through the bentonite buffer. Because people and the environment can be exposed to radioactivity, it is very important to clarify gas migration in terms of long-term integrity of the engineered barrier system. In particular, it is necessary to identify the hydro-mechanical mechanism for the dilation flow, which is a very important gas flow phenomenon only in medium containing large amounts of clay materials such as bentonite buffer, and to develop and validate new numerical approach for the quantitative evaluation of the gas migration phenomenon. Therefore, in this study, we developed a two-phase flow model considering the mechanical damage model in order to simulate the gas migration in the engineered barrier system, and validated with 1D gas flow modelling through saturated bentonite under constant volume boundary conditions. As a result of numerical analysis, the rapid increase in pore water pressure, stress, and gas outflow could be simulated when the dilation flow was occurred.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1996.05d
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• pp.88-94
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• 1996

원자력발전소의 공조계통에 설치되어 운영되는 기체 방사성물질 제거용 첨착 활성탄 탑내에서 균일한 공기 유속분포가 유지되고 있는지를 확인하기 위한 실험을 실시하였다. 본 실험에 사용되는 장비(Tester for Flow Distribution, 이하 TFD라 함)는 원자력발전소에서 사용하는 첨착 활성탄 필터(Adsorber)내의 흡착층을 모방하여 자체에서 제작하였으며, 시험조건들은 실제의 값을 기준으로 적용하였다. 각 위치에서의 보정된 용적 유속을 구하기 위해 자체에서 만든 "FLOWD"라는 계산프로그램을 사용하였으며, 입구 및 출구측 공간에 10" 간격으로 각 6개씩 유속 감지기를 설치하여 면속도를 구하였다. 각 지점에서의 면속도는 평균 0.24449m/s로 각 구간에서의 겉보기 면속도의 분포는 매우 균일한 값을 나타내었으며, 약 2% 이내의 편차로 활성탄 탑내에서의 공기의 흐름이 균일하게 통과함을 확인할 수 있었다.통과함을 확인할 수 있었다.

• Proceedings of the Korean Radioactive Waste Society Conference
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• 2004.06a
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• pp.437-438
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• 2004

원자력시설의 정상운영시 방사성물질이 기체 및 액체상의 형태로 소외로 배출되며, 일정기간별로 배출된 핵종별 총량을 이용하여 주민피폭선량 평가를 수행함으로써 규제요건의 준수 여부를 확인한다. 이러한 원자력시설 주변 주민피폭선량평가에 적용되고 있는 주요 입력자료인 음식물섭취자료 등은 1988년 원자력연구소의 현장조사, 실험, 문헌조사 등을 통하여 결정되었으나 시간이 지남에 따라 일부자료의 경우 최신경향을 반영할 수 있도록 개정이 요구된다.(중략)

• Proceedings of the Korean Vacuum Society Conference
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• 2016.02a
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• pp.194.1-194.1
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• 2016

방사성 폐기물의 운반이나 장기 보관 시 방사성 물질의 침출을 차단하기 위한 유리화 기술을 실현하기 위해 이송식 아크 플라즈마에 대해 전산해석을 수행하였다. 본 연구에서는 운전전류나 아크길이와 같은 운전조건 변화에 따른 열플라즈마의 특성 변화 뿐만 아니라 150 kW급 고출력 이송식 아크 플라즈마의 최적 설계를 위하여 핵심 부품인 파일럿 노즐의 길이와 직경 변화에 따른 예상 용융영역을 전산해석 하여 방사성 폐기물의 유리화 기술을 상업적으로 이끌어내는데 기초 자료를 제공하고자 하였다. 노즐직경은 4, 5, 6 mm로 변화시켰으며, 길이는 2, 4, 6mm로 하였다. 이러한 다양한 설계조건에 대하여 운전변수로는 전류 200 A, 방전 기체인 알곤의 유량 15 L/min, 아크 길이 2 cm로 고정하였다. 전산해석 결과 노즐직경이 작을수록 아크압축 효과에 의해 중심부에서 최고 온도가 높은 열플라즈마 제트를 발생시킬 수 있으나, 반경방향으로 온도구배가 커서 고온 구간이 급격히 감소하는 경향이 예상되었다. 반면 노즐직경이 증가할수록 아크 압축효과는 줄어들지만 반경방향으로 온도가 완만히 감소하여 콘크리트가 대부분인 유리화 대상물질을 충분히 용융시킬 수 있는 $2,600^{\circ}C$ 이상의 고온 면적이 넓어지게 될 것으로 예상되었다. 또한, 노즐길이가 줄어들 경우 아크방전의 안정성은 다소 떨어 질 수 있으나 수 있으나 고온의 열플라즈마 제트가 반경방향으로 효과적으로 넓어 질 수 있음이 예측되었다. 따라서 고온 영역의 확장 관점에서 이송식 아크 플라즈마 토치를 제작할 경우 아크의 안정성을 유지하는 범위 내에서 파일럿 노즐의 직경을 크게 하고 길이는 짧게 하는 것이 효과적인 유리화를 위해 유리할 것으로 예상되었다.