• Journal of Nuclear Fuel Cycle and Waste Technology(JNFCWT)
• /
• v.7 no.2
• /
• pp.79-86
• /
• 2009

Concrete materials in nuclear facilities may become contaminated or activated by various radionuclides through different mechanism. Decommissioning and dismantling of these facilities produce considerable quantities such as concrete structure, rubble. In this paper, the characteristics distribution of the radionuclide have been investigated for the effects of the heating and grinding test for aggregate size such as gravel, sand and paste from decommissioning of the TRIGA MARK II research reactor and uranium conversion plant. The experimental results showed that most of the radionuclide could be removed from the gravel, sand aggregate and concentrated into a paste. Especially, we found that the heating temperature played an important role in separating the radionuclide from the concrete waste. Contamination of concrete is mainly concentrated in the porous paste and not in the dense aggregate such as the gravel and sand. The volume reduction rate could be achieved about 80% of activated concrete waste and about 75% of dismantled concrete waste generated from UCP.

• Nuclear Engineering and Technology
• /
• v.26 no.4
• /
• pp.578-599
• /
• 1994

방사성 폐기물 처분장의 건설에 가장 중요한 부분중의 하나는 처분안전성의 확보일 것이다. 처분장 안전성평가는 처분장이 입지하는 환경에 대한 실험실적 자료 또는 현장 자료의 충분한 데이타베이스와 처분시스템에서 일어날 수 있는 주요한 프로세스를 기술하는 수학적 모델을 통하여 이루어지게 된다. 처분시스템의 기본적인 기능은 처분된 폐기물고화체를 인간환경으로 부터 완벽하게 고립시켜 처분장내에 영구적으로 격리시키는 것이다. 그렇지만 정상적이든 비정상적이든 핵종은 항상 유출될 가능성이 있고 설사 이러한 경우라도 충분히 안전한 것을 입증하는 것이 처분장 성능 평가와 안전성평가의 주요한 목적이 된다. 한편 장기간에 걸친 처분 안전성 평가는 전산 프로그램을 통한 이론적 예측에 의해서만 가능하므로, 처분안전성 평가도구의 개발 및 확보의 중요성은 매우 크다고 할 수 있다. 이 연구에서는 처분장이 입지하는 암반 매질에서의 핵종의 이동을 기술할 수 있는 여러 모델을 검토하고, 특정 처분부지에 대한 종합적 안전성 평가를 수행할 수 있는 방법론을 제시할 목적으로 임의의 1개 부지의 지형도및 추정가능한 지질관련 자료를 이용하여 해당 부지에 대한 가상의 핵종 유출 시나리오를 설정하여 부지특성적인 예비 종합 안전성 평가를 수행하여 보았다.

• Proceedings of the Korean Radioactive Waste Society Conference
• /
• 2004.06a
• /
• pp.158-166
• /
• 2004

The optimal conditions are obtained for the decomposition of solid radioactive wastes, including ion exchange resin, zeolite, active charcoal, and sludge from nuclear power plant. In the process of decomposing the radioactive wastes were used the microwave acid digestion method with mixed acid. The solution after acid digestion by the following method was colorless and transparent. Each solution was analyzed with ICP-AES and AAS and the recovery yield for 5 different elements added the simulated radioactive wastes were over 94%. As an effective pre-treatment, the proposed microwave acid digestion conditions concerning the chemical trait of each radioactive waste are expected to be generally applied to above-mentioned radioactive wastes from nuclear power plant hereafter.

• Journal of Nuclear Fuel Cycle and Waste Technology(JNFCWT)
• /
• v.11 no.4
• /
• pp.281-291
• /
• 2013

A hypothetical repository was assumed to be located at the KURT (KAERI Underground Research Tunnel) site, and the travel times of radionuclides released from three source positions were calculated. The groundwater flow around the KURT site was simulated and the groundwater pathways from the hypothetical source positions to the shallow groundwater were identified. Of the pathways, three pathways were selected because they had highly water-conductive features. The transport travel times of the radionuclides were calculated by a TDRW (Time-Domain Random Walk) method. Diffusion and sorption mechanisms in a host rock matrix as well as advection-dispersion mechanisms under the KURT field condition were considered. To reflect the radioactive decay, four decay chains with the radionuclides included in the high-level radioactive wastes were selected. From the simulation results, the half-life and distribution coefficient in the rock matrix, as well as multiple pathways, had an influence on the mass flux of the radionuclides. For enhancing the reliability of safety assessment, this reveals that identifying the history of the radionuclides contained in the high-level wastes and investigating the sorption processes between the radionuclides and the rock matrix in the field condition are preferentially necessary.

• Proceedings of the KIEE Conference
• /
• 2000.11a
• /
• pp.262-264
• /
• 2000

원자로 내에서 연소 중인 핵연료나 저장 또는 재처리 중인 사용후핵연료의 성분으로서 시설의 공정설계, 안전성분석 및 차폐설계에 중요한 입력자료가 되는 핵분열생성물질, 방사화생성물 및 악티나이드의 핵종 농도와 이에 대응하는 방사능 강도의 기기 별 시간변 화율을 해석할 수 있는 코드 개발할 목적으로 MULTISAMS 정상 평형상태 모델을 구현하였다. MULTISAMS 코드의 반응공정 모델은 서로 연결되어 있으며 내부에 방사성물질의 혼합유체가 순환하는 세 종류의 반응기(원자로, 열교환기 및 화학반응기) 계통에서 자연적 또는 설계에 의해 일어나는 현상으로서; 반응기 간의 물질 흐름; 각 반응기 내에서 방사성 붕괴, 변환, 이동과 중성자 흡수 및 핵분열; 외부로부터 특정 핵종의 유입혹은 유출을 고려한 시간종속 핵종농도보존방정식 이론에 근거한다. 코드의 유용성 및 신뢰성을 검증하기 위해 현재 개념설계가 진행 중인 AMBIDEXTER원자력 에너지시스템을 대상으로 ORIGEN2 계산과 비교하였다. 두 코드 간의 입력조건과 배경이론차이점 때문에 절대적 비교가 불가능하므로 단순이론의 중간매개코드로서 SAMS를 이용한 2단계 비교방법을 따랐다. 결론은 MULTISAMS는 ORIGEN2 계산의 수렴치와 근사하게 일치하면서 ORIGEN2 가 다룰 수 없는 핵주기 연속후처리공정의 정상가동 시 핵종 평형농도를 기기 별로 계산할 수 있다는 장점을 확인하였다.

• The Journal of the Petrological Society of Korea
• /
• v.17 no.3
• /
• pp.179-190
• /
• 2008

The distribution characteristics of some major environmental radionuclides ($^{40}K$, $^{228}Ac$, $^{226}Ra$, $^{222}Rn$) and U in rocks, soils and soil gas were studied at Geumjeong-Gu, Busan, Korea. The activities of radionuclides in granitic rocks are decreased in the odor of $^{40}K$>thorium decay series>uranium decay series. This reveals that Th was relatively more enriched in granitic rocks than U. The U content and activity of $^{226}Ra$ and $^{228}Ac$, however, don't reflect the fractionation sequence of granitic rocks in the study area. The activities of all these radionuclides and U content in soils are generally higher than in rocks, and their distribution in rocks, soils and soil gas show very low co-relationship. These facts indicate that the activities of radionuclides in soil and soil gas were greatly affected by leaching and adsorption properties of the radionuclides and their parents during weathering and pedogenetic process rather than their concentrations in parent rocks.

• Nuclear Engineering and Technology
• /
• v.27 no.4
• /
• pp.582-590
• /
• 1995

우리 나라에서 건설될 중저준위폐기물 처분장의 기본설계개념에 따르면, 중준위폐기물 동굴에는 점토질 뒷채움재가 설치될 예정이다. 이 뒷채움재의 후보물질로는 원료 입수의 용이성 및 경제성 측면에서 천연점토와 분쇄암석의 혼합물이 고려되고 있다. 그러나 이 혼합물이 폐기물처분장의 뒷채움재로 사용되기 위해서는 주요특성들이 뒷채움재의 요구사항을 만족시켜야한다. 이 보고서에서는 경상북도 연일지역에서 산출되는 천연점토와 분쇄암석 혼합물에 대해 핵종유출저지 관점에서 가장 중요한 특성인 수리특성과 방사성핵종 확산특성 및 역학적 특성을 측정하여 뒷채움재료로서의 사용 가능성을 평가하였다. 혼합물의 수리전도도는 동일 밀도에서 점토함량이 감소함에 따라 증가되었으나, 점토함량이 적은 경우에도 상당히 낮은 값을 유지하여 뒷채움재를 통한 핵종이동의 주요 메커니즘은 확산이 될 것이라는 것을 보여주었다. 압축점토에 대한 방사성핵종 복산계수 측정결과, 동일밀도의 나트륨벤토나이트에서 측정된 값의 범위 내에 있었으며, 점토-분쇄암석 혼합물의 액소성한계, 다짐특성, 압축강도및 압밀계수등의 역학적 특성도 나트륨벤토나이트-모래 혼합물에서 얻어진 값과 유사하였다. 이러한 결과들로부터 연일산 천연점토-분채암석 혼합물을 고가의 나트륨벤토나이트 대용으로 처분장 뒷채움재로 사용할 수 있다는 것을 알 수 있었다.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
• /
• 1998.05b
• /
• pp.421-426
• /
• 1998

원자력발전소에서 발생되는 방사성 세탁폐액의 처리연구틀 위하여 100L/h 처리용량의 오존접촉조-활성탄탑-역삼투막-이온교환수지탑의 복합공정을 제작하고 영광 4호기에 설치하여 단위공정별 성능실험을 수행하였다. 오존에 의한 세제 제거율은 약 50％로 나타났으며, 활성탄탑을 거친후에는 거의 모든 유기물이 제거되었다. 역삼투막에 의하여 방사성핵종 제거율 설험은 원수의 부피를 1/10로 줄이는 데까지 농축도를 증가시키면서 수행하였는데, 농축도에 따라 핵종제거율이 약간 감소하는 경향은 있었으나 대체적으로 99% 정도의 제거율을 나타내었다.

• Journal of Nuclear Fuel Cycle and Waste Technology(JNFCWT)
• /
• v.14 no.2
• /
• pp.91-100
• /
• 2016

The neutron activation inventories in reactor vessel and its internals, and bio-shield of a PWR nuclear power plant were calculated to evaluate the effect of impurity elements contained in the structural materials on the activation inventory. Carbon steel is, in this work, used as the reactor vessel material, stainless steel as the reactor vessel internals, and ordinary concrete as the bio-shield. For stainless steel and carbon steel, one kind of impurity concentration was employed, and for ordinary concrete five kinds were employed in this study using MCNP5 and FISPACT for the calculation of neutron flux and activation inventory, respectively. As the results, specific activities for the cases with impurity elements were calculated to be more than twice than those for the cases without impurity elements in stainless and carbon steel. Especially, the specific activity for the concrete material with impurity elements was calculated to be 30 times higher than that without impurity. Neutron induced reactions and activation inventories in each material were also investigated, and it is noted that major radioactive nuclide in steel material is Co-60 from cobalt impurity element, and, in concrete material, Co-60 and Eu-152 from cobalt and europium impurity elements, respectively. The results of this study can be used for nuclear decommissioning plan during activation inventory assessment and regulation, and it is expected to be used as a reference in the design phase of nuclear power plant, considering the decommissioning of nuclear power plants or nuclear facilities.

• Proceedings of the Korea Air Pollution Research Association Conference
• /
• 2002.04a
• /
• pp.299-300
• /
• 2002

현재 우리가 살고 있는 지구에는 인공적 또는 자연적으로 생성된 많은 방사성 핵종이 혼재하고 있으며 인간은 이러한 자연환경에 항상 노출되어 있다. 우라늄(U)과 토륨(Th)은 자연계에 존재하는 $\alpha$입자를 방출하는 방사성 원소이며 이들의 연속적인 $\alpha$ 및 $\beta$붕괴에 의하여 많은 방사성 핵종이 생성된다. 특히 대기중이나 토양, 암석에 함유되어 있는 U-238은 자발 붕괴하여 라돈(Rn-222)이 되고 라돈에 의하여 생성된 딸 핵종들이 호흡을 통하여 흡수되어 방사선 피폭을 유발한다고 알려져 있다. (중략)