• 콘크리트학회논문집
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• 제25권3호
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• pp.321-329
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• 2013

방사성 폐기물 최종 매립장이 완공됨으로써 그동안 원자력 발전소 내에서 관리하고 있던 중 저준위 방사성 폐기물은 최종 처분장으로 이송하여 관리해야 한다. 주로 액상의 이온교환수지로 구성된 중 저준위 방사성 폐기물은 플라스틱 또는 강제용기 안에서 시멘트계 재료로 고화처리 되고 있다. 시멘트계 재료는 취성적이므로 이송 중 낙하, 충돌 등에 의해 붕괴될 경우, 방사성 물질이 유출될 수 있는 가능성이 있다. 안전성이 있는 이송장비를 설계하기 위해서는 현재의 고화체가 어느 정도의 강도를 발현하고 있는지를 확인할 필요가 있다. 그러나 방사성 물질을 포함하고 있는 폐기물의 강도를 직접법에 의해 측정하는 것은 위험하므로 불가능하기 때문에 동탄성계수와 같은 비파괴시험을 통해 간접적으로 강도를 파악하여야 한다. 따라서 방사성 폐기물의 압축강도와 동탄성계수의 관계를 규명할 필요가 있다. 폐기할 시점에서 이온교환수지 처리용 고화체의 압축강도는 3.44 MPa (500 psi)이다. 이론적으로 시멘트는 시간의 경과에 따라서 강도가 증진되기 때문에 폐기된 후 수년에서 수십년이 경과한 현 시점에서 고화체의 강도는 기준치를 크게 상회할 가능성이 있다. 이와 같은 배경에서 이 연구에서는 중 저준위 방사성 폐기물 처리용시멘트 고화체의 재료구성을 유지하면서 3~30 MPa 범위의 다양한 강도 수준을 갖는 시멘트 고화체를 제조하고 이를 대상으로 압축강도와 동탄성계수의 관계를 도출하고자 하였다. 실험 결과, AE제 첨가율의 변화에 의해 목표로 설정하였던 3~30 MPa 범위를 만족하는 고화체의 제조가 가능하였다. 또한 미리 기포를 제조하여 혼입하는 방법보다 AE제를 배합수에 직접 혼합하는 방법이 단위용적질량 및 강도를 보다 정확히 조절하는데 유리한 것으로 나타났다. AE제 첨가율에 의한 단위용적질량과 공기량은 첨가율이 낮은 범위에서 급격하게 변화하였으며 첨가율이 증가할수록 변화량은 감소하였다. 이온교환수치 처리용 시멘트 고화체의 동탄성계수는 4.1~10.2 GPa 범위로 나타났으며, 일반콘크리트 보다 약 20 GPa 정도 낮고 그 차이는 강도의 증가에 따라 증가하는 것으로 나타났다. 이온교환수지 처리용 시멘트 경화체에서도 압축강도와 동탄성계수는 선형적인 관계를 보이고 있다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제42권1호
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• pp.17-36
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• 2010

In this study, we compare the mass release rates of radionuclides(1) from waste forms arising from the KIEP-21 pyroprocessing system with (2) those from the directly-disposed pressurized-water reactor spent fuel, to investigate the potential radiological and environmental impacts. In both cases, most actinides and their daughters have been observed to remain in the vicinity of waste packages as precipitates because of their low solubility. The effects of the waste-form alteration rate on the release of radionuclides from the engineered-barrier boundary have been found to be significant, especially for congruently released radionuclides. the total mass release rate of radionuclides from direct disposal concept is similar to those from the pyroprocessing disposal concept. While the mass release rates for most radionuclides would decrease to negligible levels due to radioactive decay while in the engineered barriers and the surrounding host rock in both cases even without assuming any dilution or dispersal mechanisms during their transport, significant mass release rates for three fission-product radionuclides, $^{129}I$, $^{79}Se$, and $^{36}Cl$, are observed at the 1,000-m location in the host rock. For these three radionuclides, we need to account for dilution/dispersal in the geosphere and the biosphere to confirm finally that the repository would achieve sufficient level of radiological safety. This can be done only after we have known where the repository site would by sited. the footprint of repository for the KIEP-21 system is about one tenth of those for the direct disposal.

• 자원환경지질
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• 제56권4호
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• pp.421-433
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• 2023

원자력발전소의 사용후핵연료(Spent Nuclear Fuel: SNF)에 대한 최종처분은 지하 심부의 지질학적 저장소에서 이루어진다. 사용후핵연료를 감싸는 금속처분용기는 주철과 구리 등으로 제작되어 방사성핵종을 장기간 격리할 예정이며, 공학적방벽과 천연방벽으로 구성된 다중방벽처분시스템에 의해 보호를 받도록 설계된다. 지하 심부의 환경(심층처분환경)은 점차 무산소의 환원환경으로 바뀌게 되며, 이러한 환경에서 구리처분용기의 부식을 일으킬 수 있는 유력한 물질 중 하나는 황화물이다. 황화물에 의한 응력균열부식은 구리처분용기의 안정성을 크게 저하시켜 처분장의 장기안전성에 큰 영향을 미칠 수 있다. 심층처분환경에는 황산염이 다양한 형태로 존재 또는 유입될 수 있으며, 황산염환원미생물에 의해 황화물로 전환되어 구리처분용기의 부식에 기여할 수 있다. 완충재와 뒤채움재의 유력한 후보물질인 벤토나이트에는 주로 석고(CaSO₄)와 같은 산화형태의 황산염 광물이 포함되어 있다. 심층처분환경 내에 미생물이 생장할 만한 공간이 있고 유기 탄소 등 전자공여체가 충분히 공급된다면 미생물 활동에 의해 황산염이 황화물로 환원될 수 있다. 하지만 근계영역에서 생성된 황화물과 지권으로부터 유입되는 황화물 중 대부분은 완충재에 의해 차단되어 극히 일부만이 처분용기에 도달할 것이다. 처분환경에서 존재가능한 황화철 광물 중 하나인 황철석은 용해과정에서 황산염을 발생시켜 구리처분용기의 부식에 기여할 수 있다. 하지만 황철석의 극히 낮은 용해도로 인해 산화 생성물의 양은 매우 적을 것이고 포화된 벤토나이트의 낮은 수리전도도로 인해 처분용기로 산화 생성물의 이동은 제한될 것이다. 우리는 심층처분환경에서 황산염의 존재와 환원 그리고 황화물과 황철석의 형성 및 거동 특성 등에 관한 주요 연구 사례 등을 종합적으로 분석, 정리하였고, 고준위방사성폐기물 처분장의 장기안전성에 대한 황산염과 황화물의 영향을 이해하고자 하였다.

• 터널과지하공간
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• 제31권5호
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• pp.333-359
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• 2021

고준위방사성폐기물 처분시스템에서는 처분용기 인근에서 용기 금속 물질의 부식 등 여러 이유로 인해 수소, 라돈 등의 기체가 발생할 수 있다. 기체 발생 속도가 투수계수가 낮은 벤토나이트 완충재 공극에서의 기체 확산 속도보다 커질 경우, 형성된 기체가 축적된다. 기체 압력이 증가하여 유입 압력에 도달하면 완충재 내부로 기체의 팽창 흐름 및 이류가 발생하게 된다. 기체의 급격한 팽창 흐름 발생 시 방사성 핵종이 완충재 외부로 유출될 가능성이 있으므로, 처분시설의 설계 과정에서 점토 기반 물질에서의 기체 유동의 영향성 및 공학적방벽의 건전성을 평가하기 위해 기체 이동 현상에 대한 거동 특성을 명확하게 규명할 필요가 있다. 전세계적으로 벤토나이트 완충재 내 기체 이동 현상 규명을 위한 실험적 연구와 이를 모사할 수 있는 전산 수치 모델 개발 연구가 활발히 진행되고 있다. 본 기술보고에서는 현재까지 수행된 기체 주입 시험 및 전산 수치모델 관련 주요연구를 소개하고 향후 기체 이동 현상 규명을 위한 연구 수행 방향에 대해 정리하였다.

• 자원환경지질
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• 제49권4호
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• pp.301-314
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• 2016

국내에서 발생한 폐밀봉선원은 현재 한국원자력환경공단 폐기시설에 임시 보관 중에 있으며 향후 중 저준위 방사성 폐기물 처분시설에 처분될 예정이다. 본 연구에서는 폐밀봉선원의 최적 처분방안 수립에 앞서 폐밀봉선원 처분시 폐쇄후 예비안전성평가를 수행하였다. 폐밀봉선원이 표층처분시설 또는 동굴처분시설에 처분되는 것으로 가정하였으며, GoldSim 전산코드를 사용하여 결정집단의 개인 피폭선량을 계산하였다. 평가결과 정상 시나리오시 최대 피폭선량은 두 가지 처분방식에 대해 약 $1{\times}10^{-7}mSv/yr$으로 나타났으며 이는 규제치인 0.1 mSv/yr에 대비하여 장기적으로 충분한 안전성을 확보할 수 있는 것으로 판단된다. 우물시나리오 시 최대 피폭선량은 표층처분시설에서 규제치인 1 mSv/yr를 초과하였으며 이는 $^{226}Ra$, $^{210}Pb$($^{226}Ra$의 딸핵종) 및 $^{237}Np$($^{241}Am$의 딸핵종)에 기인한 것으로 확인되었다. 동굴처분시설의 경우, 모든 핵종의 최대 피폭선량이 법적 규제치를 만족하나 $^{14}C$ 및 $^{237}Np$($^{241}Am$의 딸핵종)에 의한 피폭선량이 규제치 대비 10%를 초과하는 상대적으로 높은 값을 나타내는 것으로 확인되었다. 처분시설 폐쇄후 주민의 피폭선량은 반드시 법적 규제치 이하로 유지되어야 하므로 규제치를 초과 또는 이에 근접한 피폭선량을 유발하는 핵종인 $^{14}C$, $^{226}Ra$ 및 $^{241}Am$를 각 처분방식에서 제한할 필요가 있으며 안전한 영구 처분을 위한 처분전 관리가 요구된다.

• 방사성폐기물학회지
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• 제6권4호
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• pp.257-263
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• 2008

중 저준위 방사성패기물 처분장 부지의 지하수 시스템을 개념화하기 위해 부지 내 유동성 배경 단열의 통계적 특성을 분석하였다. 이를 위해 부지 내 시추공에서 얻어진 시추공 로깅 자료의 배경 단열의 주향과 경사 자료를 분석하여 부지 내 배경 단열들을 4개의 단열군으로 분류하였다. 그리고 시추공에서의 수리 시험 결과로 얻어진 시추공 구간별 투수량계수 분포 자료로부터 배경 단열의 투수량계수 분포를 추정하였다. 각 단열군의 단열 크기 분포는 관찰된 단열 밀도와 지표지질조사 자료로부터 유추하였다. 이렇게 얻어진 배경 단열의 통계적 특성을 부지에서 관찰된 투수량계수 분포와 분석 된 통계적 특성을 이용하여 생성된 단열망 모형으로부터 계산된 투수량계수 분포를 비교하여 검증하였고, 검증 결과 관측치와 계산치가 비슷함을 확인하였다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제53권11호
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• pp.3798-3807
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• 2021

Tritium extraction from radioactively contaminated cement mortar samples was performed using heating and liquid scintillation counting methods. Tritiated water molecules (HTO) can be present in contaminated water along with water molecules (H₂O). Water is one of the primary constituents of cement mortar dough. Therefore, if tritium is present in cement mortar, the buildings and structures using this cement mortar would be contaminated by tritium. The radioactivity level of the materials in the environment exposed to tritium contamination should be determined for their disposal in accordance with the criteria of low-level radioactive waste disposal facility. For our experiments, the cement mortar samples were heated at different temperature conditions using a high-temperature combustion furnace, and the extracted tritium was collected into a 0.1 M nitric acid solution, which was then mixed with a liquid scintillator to be analyzed in a liquid scintillation counter (LSC). The tritium extraction rate from the cement mortar sample was calculated to be 90.91% and 98.54% corresponding to 9 h of heating at temperatures of 200 ℃ and 400 ℃, respectively. The tritium extraction rate was close to 100% at 400 ℃, although the bulk of cement mortar sample was contaminated by tritium.

• 방사성폐기물학회지
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• 제16권2호
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• pp.183-193
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• 2018

현재, 한국원자력연구원은 부산 기장에 연구용 원자로(Ki-Jang Research Reactor, KJRR)를 건설 계획하고 있다. 원자로를 운영하면 중 저준위 방사성폐기물이 발생하므로 방사성 폐기물을 안전하게 처리 하는 것이 중요하다. 현재, 다양한 형태의 방사성 폐기물을 처리 할 수 있는 시멘트 고화 방법을 일반적으로 사용하고 있으며, 방사성 폐기물 처분시설 인수 기준(압축 강도, 유리수, 침수 및 침출시험 등)을 만족해야 한다. 특히, 폐기물에 함유된 방사성 세슘이 유출 될 경우 범 국제적인 문제를 야기하므로, 고화체 인수 기준 중에서 침출시험이 가장 중요한 인자이다. 시멘트 고화 방법은 다른 고화 방법 보다 공정이 간단하며 비용이 적게 들지만, 침출 저항성이 낮다. 이에 본 연구는 시멘트 고화체 세슘 침출 저항성 증진을 위하여 기장 연구용 원자로(KJRR) 모사폐액과 대표적인 세슘 흡착제인 제올라이트와 황토를 혼합하여 기장로 모의폐액 시멘트를 제조하였다. 제올라이트와 황토가 시멘트 고화체와 결합되어 있는 것을 SEM-EDS를 통하여 정량적으로 확인하였다. 침출 시험은 ANS 16.1 방법에 의해 90일동안 진행하였다. 기장로 모의폐액 시멘트의 세슘(3000 ppm)을 첨가하여 90일간의 침출시험 후 침출수의 세슘 농도 분석 결과, 제올라이트와 황토가 포함된 모의폐액 시멘트는 제올라이트와 황토를 첨가하지 않은 대조군에 비해 최대 27.90%, 21.08%의 세슘 침출 저항성 정도를 나타내는 것을 확인하였다. 또한, 제올라이트와 황토가 포함된 기장로 모의폐액 시멘트는 인수 기준(압축강도, 유리수 유무, 침수 및 침출 지수)을 통과 하는 것을 확인하였다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제48권6호
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• pp.1368-1375
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• 2016

A radiological safety assessment study was performed for the transportation of low level radioactive wastes which are temporarily stored in Korea Atomic Energy Research Institute (KAERI), Daejeon, Korea. We considered two kinds of wastes: (1) operation wastes generated from the routine operation of facilities; and (2) decommissioning wastes generated from the decommissioning of a research reactor in KAERI. The important part of the radiological safety assessment is related to the exposure dose assessment for the incidentfree (normal) transportation of wastes, i.e., the radiation exposure of transport personnel, radiation workers for loading and unloading of radioactive waste drums, and the general public. The effective doses were estimated based on the detailed information on the transportation plan and on the radiological characteristics of waste packages. We also estimated radiological risks and the effective doses for the general public resulting from accidents such as an impact and a fire caused by the impact during the transportation. According to the results, the effective doses for transport personnel, radiation workers, and the general public are far below the regulatory limits. Therefore, we can secure safety from the viewpoint of radiological safety for all situations during the transportation of radioactive wastes which have been stored temporarily in KAERI.

• 방사성폐기물학회지
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• 제8권2호
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• pp.143-150
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• 2010

가압경수로 원전의 농축폐액건조설비에서 발생된 농축폐액 건조물을 유리화 하는 방안이 연구되어 왔다. 중저준위 방사성폐기물을 유리화할 경우 최종 생성물은 내구성이 우수하고 현저한 부피저감 효과의 장점을 가지고 있다. 붕산농축폐액에 대한 유리화 타당성 연구는 분말시료의 전처리 방법 개발, 유리조성 프로그램을 이용한 유리개발 및 실증시험으로 수행되었다. 분말시료에 대한 전처리 방안으로는 유리화설비에 투입하기 전에 고형성을 갖도록 펠렛화하는 것이다. 농축폐액 성분중 Na와 B의 함량 분포는 유리속에 용융되는 정도와 설비로부터의 폐기물 배출 처리에 영향을 주기 때문에 이를 고려하여 유리조성이 개발되어야 한다. 실증시험에서는 폐기물 투입률, 배기체 특성 및 최종 생성물인 유리고화체의 특성이 검토되었다. 본 연구는 붕산농축폐액에 대한 유리고화체의 물리화학적 특성을 검토하고 유리화 타당성을 확인하는데 목적이 있다.