• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1996.11b
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• pp.583-589
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• 1996

원자력발전소에서 발생되는 방사성폐기물들은 폐기물형태 및 방사능 농도가 다양하며 영구처분장으로 이송전까지는 발전소내의 임시 저장고에 안전하게 보관, 관리하고 있다. 생성된 폐기물드럼내에는 감마방출핵종을 비롯하여 알파 및 베타방출 핵종들이 균질 또는 비균질하게 존재하고 있으며 방사능의 세기나 폐기물의 특성에 따라 안정화시키거나 압축처리하여 드럼에 담겨져 있기 때문에 일반적인 파괴분석에 의한 화학분석법으로는 작업자의 피폭, 시료의 대표성 선정 및 장시간의 화학처리 시간소요 등으로 핵종분석이 곤란하다. 따라서 본 논문은 일반적으로 감마핵종분석시 흔히 사용하고 있는 고순도게르마늄(HPGe) 검출기를 이용하여 드럼의 감마핵종농도를 분석하는 방법과 장치의 개발에 대해 언급하였으며 알파나 베타핵종과 같이 직접 분석이 곤란한 핵종들은 각 폐기물드럼내에 존재하는 Co-60이나 Cs-137과의 상관관계를 미리 예측한 척도인자 (scaling factor)를 이용하여 간접적으로 구하는 방법을 사용하고 있으나 본 논문에서는 드럼으로부터 감마핵종만을 분석하는 방법에 대해서만 언급하였다. 또한 핵종분석시스템의 최적 운전조건을 도출하기 위해 드럼회전테이블의 속도결정 및 모의드럼을 이용한 방사능측정 등을 통해 핵종 농도 분석시의 오차를 30% 이내로 유지할 수 있었다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• v.29 no.6
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• pp.17-28
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• 1997

콘크리트를 통한 핵종의 확산계수는 처분장으로 부터의 핵종 유출을 평가하는데 중요한입력 인자이다. 본 연구에서는 콘크리트에서의 핵종확산 연구 현황 및 핵종화산에 미치는 주요 인자들의 영향 등이 조사되었고, 주요 핵종의 확산계수가 직접 측정되었다. 내부확산법으로 측정된 확산계수값은 시료의 물과 시멘트 비 (W/C)가 증가할수록 증가하였으나 거의 같은 승수내에 있었으며, 공극확산이 핵종이동을 지배하였다. Cs 과 I 의 겉보기 확산계수는 순수 시멘트에서 각각 $1.0{\times}10^{-12}~1.0{\times}10^{-11}m^2/s$ 및 $3.0{\times}10^{-14}~1.0{\times}10^{-13}m^2/s$, 몰타르에서는 각각 $3.0{\times}10^{-12}~9.0{\times}10^{-11}m^2/s$ 및 $3.0{\times}10^{-11}m^2/s$의 범위에 있었다. 이와 병행하여 시멘트, 몰타르 및 콘크리트에서의 주요 방사성핵종의 확산계수 값을 문헌으로부터 수집, 정리하였다. 대상 핵종은 Cs, I, Sr, C, Co, H, Am, PU, Ni, Mn, Fe, Nb 및 Tc로서 수집된 핵종확산계수 값은 시료의 조건 (공극률 밀도, W/C 비, 온도 등) 에 따라 큰 편차를 보여주고 있다.

• Tunnel and Underground Space
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• v.13 no.1
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• pp.20-32
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• 2003

To understand the behavior of migration of contaminants in a fractured porous medium is a key to assure the overall safety of a potential radwaste repository. The feasible retention mechanism of contaminant transport in a tinctured medium are sorption of contaminants on solid surface and matrix diffusion of contaminants from a fracture into an adjacent porous medium. The acceleration mechanisms are the migration of contaminants in the form of pseudo-colloids and the limit of a volume f3r matrix diffusion. In this paper, the effects of these two acceleration mechanisms are studied mathematically, then semi-analytically computed by the application of the Talbot theorem and verified. Results indicate that the acceleration processes cannot be neglected in the modeling of contaminant transport in a fractured porous medium.

• Proceedings of the Korean Radioactive Waste Society Conference
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• 2003.11a
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• pp.290-299
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• 2003

고준위 방사성 폐기물 처분장으로부터 유출된 핵종이 인간 생태계에 도달하여 어느 정도의 선량률로서 피폭을 일으키는가를 보이기 위한 생태계 피폭 모델링 및 평가 연구는 처분안전성 평가의 최종 단계로서 핵종 유출의 결과가 인간에게 어느 정도의 방사선 피폭을 주는가를 보이는 것이 그 주요한 내용이 된다. 이 연구를 통하여 도출된 시나리오 중에서 가장 기본이 될 수 있는 생태계에 대하여 AMBER를 사용하여 피폭 계산을 수행하여 선량 환산 인자 평가를 계산해 보았다. AMBER 코드는 핵종 이동 계산을 위해 여러 개의 구획을 설정하고 구획간의 핵종 이동은 핵종 전이 계수(mass transfer coefficient)를 이용하여 계산한다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• v.26 no.2
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• pp.247-256
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• 1994

The nuclide chain model used in SAV90 has been modified for the CASMO3/MEDIUM3 procedure. Since the default nuclide chain in SAV90, using 21 nuclides, is not sufficient to reproduce the CASMO3 results in the MEDIUM3 calculation, the extended nuclide chain models have been investigated and verified with various types of fuel assemblies. Among the extended nuclide chain models proposed, the 22 nuclide chain model, which contains only Pu238 additionally to the 21 nuclide chain, is recommended in terms of both accuracy and computing efficiency. Using this model core follow calculations for YGN-1 have been performed. The results showed good performance when compared to plant measurements.

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

• Journal of Nuclear Fuel Cycle and Waste Technology(JNFCWT)
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• v.10 no.4
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• pp.295-303
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• 2012

Based on the data observed and analyzed on a groundwater flow system in the KURT (KAERI Underground Research Tunnel) site, the transport of radionuclides, which were assumed to be released at the supposed position, was calculated on the time-domain. A groundwater pathway from the release position to the surface was identified by simulating the groundwater flow model with the hydrogeological characteristics measured from the field tests in the KURT site. The elapsed time when the radionuclides moved through the pathway is evaluated using TDRW (Time Domain Random Walk) method for simulating the transport on the time-domain. Some retention mechanisms, such as radioactive decay, equilibrium sorption, and matrix diffusion, as well as the advection-dispersion were selected as the factors to influence on the elapsed time. From the simulation results, the effects of the sorption and matrix diffusion, determined by the properties of the radionuclides and underground media, on the transport of the radionuclides were analyzed and a decay chain of the radionuclides was also examined. The radionuclide ratio of the mass discharge into the surface environment to the mass released from the supposed repository did not exceed $10^{-3}$, and it decreased when the matrix diffusion were considered. The method used in this study could be used in preparing the data on radionuclide transport for a safety assessment of a geological disposal facility because the method could evaluate the travel time of the radionuclides considering the transport retention mechanism.

• Nuclear Engineering and Technology
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• v.21 no.4
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• pp.302-307
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• 1989

Nuclide release through penetrations in radioactive waste container is analyzed. Penetrations may result from corrosion or cracking and may be through the container material or through deposits of corrosion products. The analysis deals with the resultant nuclide release, but not with the way these penetrations occur. Numerical illustrations show that mass transport from multiple holes can be significant and may approach the mass transfer rate calculated from bare waste forms. Although partially-failed containers may present an important long-term barrier to release of radionuclides, numerous small holes on a container surface have the potential of bypassing the effectiveness of these barriers.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1998.05b
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• pp.509-514
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• 1998

ORIGEN-S 전산코드로 계산된 가압경수로(PWR)사용후핵연료 내에 존재하는 방사성핵종비 $^{134}$ Cs/$^{137}$Cs 및 $^{154}$ Eu/$^{137}$Cs 를 감마선 분광실험으로 측정한 값과 비교하여 핵연료의 연소도를 결정하였다. 고리 1호기 및 2호기 사용후핵연료봉에 대한 감마선 분광실험을 한국원자력연구소 조사재시험시설(IMEF)과 조사후시험시설(PIEF)의 시험기기 및 장치를 이용하여 수행하고 이 결과로부터 $^{134}$ Cs/$^{137}$Cs 와 $^{154}$ Eu/$^{137}$Cs 의 핵종비를 측정하였다. 이와 별도로 사용후핵연료의 연소도, 냉각시간, 초기농축도등에 따른 $^{134}$ Cs/$^{137}$Cs 와 $^{154}$ Eu/$^{137}$Cs의 핵종비를 ORIGEN-S 코드로 계산을 하였으며, 이 핵종비와 연소도 사이의 관계를 회귀분석하여 2차 다항식 함수로 유도하였다 이관계식과 감마선 분광실험으로 측정한 $^{134}$ Cs/$^{137}$Cs와 $^{154}$ Eu/$^{137}$Cs 의 핵종비를 이용하여 각각의 연소도를 결정할 수 있었다.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1995.05b
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• pp.839-844
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• 1995

처분장 구조물의 주요방벽 재료중의 하나인 콘크리트에서의 핵종확산계수를 측정하기 위하여 내부확산법을 적용하였다. 핵종은 양이온과 음이온을 대표하는 Cs 과 I 이었으며, 고체 시료는 양생된 순수시멘트 또는 시멘트와 모레를 섞은 몰타르로 물과 시멘트의 비 (W/C) 를 변화시켰다. 용액은 표준 제조방법에 따라 제조된 합성지하수이었다. Curve fitting 법을 이용한 모델과 실험의 비교로부터 핵종의 확산계수를 계산하였다. 순수시멘트의 경우 Cs 의 겉보기 확산계수는 1.7 $\times$ $10^{-12}$~1.4 $\times$ $10^{-11}$ m$^2$/sec 의 범위로 W/C 가 증가할수록 컸으며 I 는 2.9 $\times$ $10^{-14}$ ~ 1.0 $\times$ $10^{-l3}$ $m^2$/sec의 범위로 또한 W/C 에 따라 증가하였다. 몰타르의 경우 W/C 가 클수록 Cs 의 확산계수는 증가하였으나 I 에 대해서는 큰 변화를 보여주지 않았다 본 실험에서 얻어진 핵종의 유효확산계수값이 $10^{-13}$ ~ $10^{-10}$ m$^2$/sec의 범위를 갖는 것으로 보아 공극확산이 핵종확산의 지배 메커니즘임이 예상되었다.