• 방사성폐기물학회지
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• 제18권spc호
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• pp.75-87
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• 2020

The Korea Atomic Energy Research Institute (KAERI) has developed geological repository systems for the disposal of high-level wastes and spent nuclear fuels (SNFs) in South Korea. The purpose of the most recently developed system, the improved KAERI Reference Disposal System Plus (KRS⁺), is to dispose of all SNFs in Korea with improved disposal area efficiency. In this paper, a system-level safety assessment model for the KRS⁺ is presented with long-term assessment results. A system-level model is used to evaluate the overall performance of the disposal system rather than simulating a single component. Because a repository site in Korea has yet to be selected, a conceptual model is used to describe the proposed disposal system. Some uncertain parameters are incorporated into the model for the future site selection process. These parameters include options for a fractured pathway in a geosphere, parameters for radionuclide migration, and repository design dimensions. Two types of SNF, PULS7 from a pressurized water reactor and Canada Deuterium Uranium from a heavy water reactor, were selected as a reference inventory considering the future cumulative stock of SNFs in Korea. The highest peak radiological dose to a representative public was estimated to be 8.19×10^-4 mSv·yr^-1, primarily from ¹²⁹I. The proposed KRS⁺ design is expected to have a high safety margin that is on the order of two times lower than the dose limit criterion of 0.1 mSv·yr^-1.

• 터널과지하공간
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• 제21권4호
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• pp.264-273
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• 2011

고준위폐기물처분장에서 벤토나이트완충재는 공학적방벽의 중요한 구성요소 중 하나이다. 벤토나이트완충재는 방사성폐기물로부터의 붕괴열, 주위 암반으로부터의 지하수 유입, 고밀도로 압축된 벤토나이트 자체의 높은 팽윤압에 의해 큰 영향을 받는다. 그러므로 벤토나이트완충재의 열-수리-역학적 특성 이해와 평가모델의 입력데이터 확보는 고준위폐기물처분장의 성능 및 안전성 평가를 위해서 선행되어야 할 중요한 과제이다. 본 논문에서는 우리나라 고준위폐기물처분장 완충재 후보물질을 대상으로 지금까지 수행된 열-수리-역학적 특성을 분석하고, 기준벤토나이트완충재 조건을 설정하여, 이 조건에 부합되는 벤토나이트완충재의 열-수리-역학적 특성치를 제시하였다.

• 자원환경지질
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• 제31권6호
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• pp.527-534
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• 1998

Excavation of underground openings changes stress distribution around the opening. The survey of this disturbed zone in excavation is very important to design and construct underground facilities, such as tunnel, gas and oil storage, power plant and disposal site of high- and low-level radioactive wastes. This paper presents a zoning of rock masses with tunnel excavation using PS logging. Compressional and shear wave velocities are measured in boreholes drilled in the tunnel wall, which was constructed with blasting and/or machine excavation. The disturbed zone in excavation can be estimated by comparing PS logging data with a tomographic image of compressional wave velocity and compressional and shear wave velocities of core samples. In the side wall of tunnel, the disturbed zone reaches 1.5 m and 1.0 m in thickness for blocks of blasting and machine excavations, respectively. In the roof of tunnel, however, the disturbed zone is 1.0 m and 0.75 m thick for the two blocks. These results show that the width of the disturbed zone is larger in the side wall of tunnel than in the roof, and 1.3 to 1.5 times larger for the blasting excavation than for the machine excavation.

• 에너지공학
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• 제20권3호
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• pp.236-241
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• 2011

다양한 에너지원들 가운데 하나인 원자력(nuclear energy)의 평화적 이용을 위해 많은 나라들이 탄소 배출량 감축, 에너지 수급 안보, 지속가능 발전 등의 글로벌 현안을 고려하면서 청정 라이프 사이클 원자력 시스템을 개발하고 있다. 에너지 자원이 부족한 대한민국은 지금까지 에너지원의 대부분을 해외 수입에 의존하고 있는 국가이다. 이러한 글로벌 현안과 우리의 상황을 해결하기 위해 우리는 탈 화석연료 에너지인 원자력을 기저부하 에너지원으로 투입하고 있고, 전력 생산량에서 원자력 점유율이 50%를 넘어서는 원자력 기술 선진국에 진입하고 있다. 그러나 원자력 부문에서는 최근에 전세계적으로 보면, 사용후-핵연료(SNF)와 같은 고준위 방사성 폐기물의 누적량이 임시 저장 용량을 포화시키는 상태에 도달하고 있다. 이에 따라 지속가능한 SNF 처분시스템의 개발이 시급하게 요구되는 실정이다. 원자력 선진국들은 SNF 처분 시스템의 미래 대안으로 SNF 재처리/재활용 방안을 심도 있게 고려하고 있다. 앞으로 우리나라도 SNF 관리 대책의 하나로 재처리/재활용 방안을 고려하는 기회가 있을 것이다. 이러한 필요성을 바탕으로 여기서는 핵확산 저항성, 자원 재활용 등에 중점을 두면서 SNF 재활용 시스템과 관련하여 국내외 개발 동향을 소개하고자 한다.

• The Korean Journal of Ceramics
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• 제6권1호
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• pp.47-52
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• 2000

Lanthanides such as La, Gd and Ce have recognized as elements of high level radioactive wastes immobilized by forming solid solution with $CaTiO_3$. For easy forming solid solution between $CaTiO_3$and lanthanides, the combustion synthesis process was applied and the powder characteristics and sinterability were investigated. The proper selection of the type and the composition of fuels are important to get the crystalline solid solution of $CaTiO_3$and lanthanides. When glycine or the mixtures of urea and citric acid with stoichiometric composition was used as a fuel, the solid solution of $CaTiO_3$with $La_2O_3$or $Gd_2O_3$or $CeO_2$was produced very well by the combustion process. The combustion synthesized powder seemed to have a good sinterability with the linear shrinkage of more than 25% up to $1500^{\circ}C$, while that of the solid state reacted powder was less than 10% at the same condition.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제53권5호
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• pp.1511-1518
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• 2021

In most countries, the thermal criteria for the engineered barrier system (EBS) is set to below 100 ℃ due to the possible illitization in the buffer, which will likely be detrimental to the performance and safety of the repository. On the other hand, if the thermal criteria for the EBS increases, the disposal density and the cost-effectiveness for the high-level radioactive wastes will dramatically increase. Thus, fundamentals on the thermal behavior of the buffer under the elevated temperatures is of crucial importance. Yet, the behaviors at the elevated temperatures of the bentonite under groundwater-saturated conditions have not been reported to-date. Here, we have developed an in-situ synchrotron-based method for the thermal behavior study of the buffer under the elevated temperatures (25-250 ℃), investigated dspacings of the montmorillonite in the Korean bentonite (i.e., Ca-type) at dry and KURT (KAERI Underground Research Tunnel) groundwater-saturated conditions (KJ-ii-dry and KJ-ii-wet), and compared the behaviors with that of MX-80 (i.e., Na-type, MX-80-wet). The hydration states analyzed show tri-, bi-, and mono-hydrated at 25, 120, and 250 ℃, respectively for KJ-ii-wet, whereas tri-, mono-, and de-hydrated at 25, 150, and 250 ℃, respectively for MX-80-wet. The Korean bentonite starts losing the interlayered water at lower temperatures; however, holds them better at higher temperatures as compared with MX-80.

• 한국방사성폐기물학회:학술대회논문집
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• 한국방사성폐기물학회 2004년도 학술논문집
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• pp.407-417
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• 2004

본 연구는 우라늄변환시설의 해체과정에서 발생되는 콘크리트 및 구성부품에 대한 알파분광과 감마분광에 대한 방사선계측방법의 타당성을 입증하고자 한다. 우라늄변환시설내의 구성부품 및 내부벽면은 천연우라늄 물질로 오염되어있다. 스테인레스 스틸 파이프와 벽면의 콘크리트의 일부에 대하여 시료를 채취하고 알파분석과 감마분석을 수행하였다. 천연우라늄 시료(AUC)의 측정에서 0.01 Bq/g 이상에서는 알파선 측정결과와 감마선 측정결과가 잘 일치하지만, 0.005 Bq/g의 낮은 농도에서는 감마선 측정결과가 상대적으로 높게 평가된다. 변환공정의 천연우라늄인 $^{238}U$은 $^{214}Pb$, $^{214}Bi$ 와 $^{234}Th$, $^{234m}Pa$을 비교 측정하여 그 농도를 구할 수 있다. 우라늄변환시설의 벽면은 대부분 우라늄으로 오염되어있다. 우라늄변환시설 해체과정에서 발생되는 배경방사능 준위의 폐기물을 감마분광법을 이용하여 계측하여 보수적인 평가 자료로 활용할 수 있다.

• 방사성폐기물학회지
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• 제18권spc호
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• pp.21-36
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• 2020

With respect to spent nuclear fuels, disposal containers and bentonite buffer blocks in deep geological disposal systems are the primary engineered barrier elements that are required to isolate radioactive toxicity for a long period of time and delay the leakage of radio nuclides such that they do not affect human and natural environments. Therefore, the thermal stability of the bentonite buffer and structural integrity of the disposal container are essential factors for maintaining the safety of a deep geological disposal system. The most important requirement in the design of such a system involves ensuring that the temperature of the buffer does not exceed 100℃ because of the decay heat emitted from high-level wastes loaded in the disposal container. In addition, the disposal containers should maintain structural integrity under loads, such as hydraulic pressure, at an underground depth of 500 m and swelling pressure of the bentonite buffer. In this study, we analyzed the thermal stability and structural integrity in a deep geological disposal environment of the improved deep geological disposal systems for domestic light-water and heavy-water reactor types of spent nuclear fuels, which were considered to be subject to direct disposal. The results of the thermal stability and structural integrity assessments indicated that the improved disposal systems for each type of spent nuclear fuel satisfied the temperature limit requirement (< 100℃) of the disposal system, and the disposal containers were observed to maintain their integrity with a safety ratio of 2.0 or higher in the environment of deep disposal.

• 방사성폐기물학회지
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• 제8권3호
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• pp.201-205
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• 2010

고준위방사성폐기물에서 유출되어 나오는 아이오딘의 이동을 저지하기 위하여 은을 흡착시킨 벤토나이트 블록에 NaI 용액을 흘려주었을 때 대부분의 아이오딘이 흡착되었다. 이 은이온에 의한 아이오딘의 저지 메커니즘을 상세히 조사하기 위하여 아이오딘과 접촉하기 전후의 은이 흡착된 벤토나이트의 X-ray Absorption Near Edge Structure (XANES)와 Extended X-ray Absorption Fine Structure (EXAFS) 스펙트 럼과 표준물질로서 AgO, $Ag_2O$, AgI의 스펙트럼을 비교하였다. 그 결과, 벤토나이트에 흡착되었던 은이 떨어져 나와 AgI 침전 클러스터를 형성함으로서 아이오딘의 이동이 지연되는 것으로 생각된다.

• 방사성폐기물학회지
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• 제14권4호
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• pp.343-356
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• 2016

한국원자력환경공단에서는 국내 경수로 원전에서 발생한 사용후핵연료를 건식으로 저장하기 위하여 안전성을 최우선으로 국내/외 기술기준을 준수하여 금속겸용용기를 개발하였다. 이러한 금속용기는 50년 동안 주요 안전성요소(구조, 열제거, 격납, 임계방지, 방사선차폐 등)에 대한 건전성을 유지하고, 운영기간 중 유지보수 과정에 폐기물의 발생을 최소화 하고 이를 안전하게 관리할 수 있도록 설계하였다. 본 논문은 설계수명이 종료된 금속용기 본체 및 내/외부 구조물에 대한 방사화 평가를 통해 정량적인 방사능 재고량에 대한 정보를 제공한다. 본 논문에서는 금속용기 본체 및 구성품의 방사화 방사능 재고량은 MCNP5 ORIGEN-2 평가체계를 이용하여 계산하였으며, 각 구성품의 화학조성, 중성자속 분포, 반응률 및 저장기간 동안 중성자조사 기간을 반영하여 평가하였다. 평가결과, 설계수명 이후 10년 경과시 모든 금속재질에서 $^{60}Co$의 방사능이 기타 핵종들에 비하여 가장 큰 방사능을 띄는 것으로 나타났으며, 중성자차폐체인 수지에서는 수명직후 $^{28}Al$ 및 $^{24}Na$등의 고에너지 감마선을 방출하는 핵종은 반감기가 짧아 0.5년 이후에는 무시할 수 있는 수준으로 나타났다. 또한, 사용후핵연료 제거후 캐니스터 및 금속용기 본체에 대한 표면 선량률 평가결과, 상당히 낮은 값을 나타내어, 해체 시 작업자가 받는 피폭선량은 무시할 수 있는 수준으로 평가되었다. 본 평가방법은 사용후핵연료 금속겸용용기 해체 시 계획의 수립 및 해체작업 종사자의 피폭선량 예측, 방사성폐기물의 관리/재활용 등의 기본자료로 활용할 수 있을 것으로 사료된다.