• 방사성폐기물학회지
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• 제12권3호
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• pp.191-198
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• 2014

가상의 심지층 처분 부지에서 이루어진 지하수 유동 모의 결과를 이용하여 처분 심도의 지하수 유량 분포를 분석하고 그 결과를 처분 안전성 평가에 이용할 수 있는 방안을 제시하였다. 처분 심도의 지하수 유동량은 가상의 처분 부지를 대상으로 한 광역 및 국지적 지하수 유동 모의 결과의 지하수두 분포를 이용하여 분석하였다. 지하수 유동량 분포를 이용하여 처분공 위치의 지하수 유동량을 분석하고 최대값을 기준으로 지하수 유동량을 표준화하여 처분공에서의 처분 용기 파손 가능성을 확률적으로 도시하였다. 확률적으로 제시된 처분 용기의 파손 가능성을 이용하여, 처분 용기로부터 누출이 일어날 것으로 가정된 위치에서 지표 환경으로 이동하는 방사성 핵종의 이동량에 대한 확률론적 기대값을 계산하여 결정론적으로 평가된 이전 연구 결과와 비교하였다. 이런 평가 방법은 현장 조건을 더욱 많이 반영할 수 있는 안전성 평가 방안 구축에 기여할 수 있을 것으로 생각된다.

• 방사성폐기물학회지
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• 제12권3호
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• pp.199-209
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• 2014

가압경수로의 일차계통 제염을 위해 개발된 HYBRID 제염제의 재료부식 특성을 틈부식 시험방법을 사용하여 수행하였다. 기존 제염제의 부식특성과 비교하기 위하여 상용 제염제인 OA, CITROX 제염제의 부식특성도 함께 평가하였다. 시험재료는 가압경수로의 일차계통의 주 재료인 Alloy 600과 304 SS을 대상으로 시험하였다. 틈부식 시험은 가혹조건의 부식시험으로써 내식성이 강한 원전 구조재료의 건전성을 짧은 시간에 잘 확인할 수 있었다. 시험결과 OA와 CITROX 제염제에서는 crevice 시편 표면에 pitting과 IGA가 나타났으나 HYBRID 제염제에서는 국부부식이 전혀 발생되지 않았다. 무게감소 측정결과 HYBRID 제염조건에서는 $1.3{\times}10^{-3}{\mu}m/h$ 이하의 매우 낮은 부식속도를 나타내었다. 반면에, OA 제염제의 경우 Alloy 600은 $4.0{\times}10^{-2}{\mu}m/h$ 로 비교적 균일한 부식율을 나타내었으나, 304 SS의 경우 pH = 2.0 이하에서 급격한 가속부식을 나타내었다. HYBRID 제염제의 경우 일반부식에서뿐만 아니라 crevice 부식조건에서도 거의 부식이 일어나지 않아 PWR 계통제염 시 산화막 용해 후 제염제가 계통재료에 노출되어도 재료의 건전성이 입증되었다.

• 방사성폐기물학회지
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• 제13권3호
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• pp.211-218
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• 2015

본 연구에서는 산화된 피복관으로부터 염소화 공정을 통해 Zr을 선택적으로 회수하기 위한 연구의 일환으로, 단면이 개방된 ZIRLO 피복관의 염소화 반응 속도식을 열중량분석기를 이용하여 분석하였다. 실험을 통해 산화된 ZIRLO 피복관은 400도 염소화 조건에서 염소 기체와 반응하지 않는 것으로 확인되었다. 하지만 피복관 한쪽 혹은 양쪽 끝의 새로운 단면이 개방될 경우 ZIRLO의 염소화 반응이 가능함을 확인하였고 반응을 완료하기까지 8 시간이 소요되었다. 이는 반응 완료까지 7 시간이 소요된 산화되지 않은 피복관에 비하여 반응시간이 14% 증가한 것이다. Sharp-Hancock 식을 이용하여 단면이 개방된 ZIRLO 피복관과 염소 기체의 반응을 모사하기 위한 구조함수를 도출하였으며, 부피축소 모델이 본 연구 조건에서 가장 적합한 구조 함수로 확인되었다. 또한, 본 연구를 통해 ZIRLO 피복관의 표면이 산화되어 있는 조건에서도 단면노출을 통해 염소화 공정에 적용이 가능함을 확인하였다.

• 방사성폐기물학회지
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• 제13권3호
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• pp.235-242
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• 2015

본 연구에서는 파이로프로세싱에서 발생하는 배기체 내 요오드 포집을 위한 매질로서 고가의 은 기반 흡착제를 대체하기 위한 상용 구리메쉬의 가능성에 대해 연구하였다. 열역학적 계산을 통해 구리 금속과 요오드 기체의 반응은 100 ~ 500℃ 온도 범위에서 자발적으로 일어나며 요오드화구리(CuI)를 형성할 것으로 예상되었다. 실험을 통해 반응 온도에 따른 요오드 포집 효율의 영향을 분석한 결과, 1개의 구리메쉬(질량 0.26 g)를 이용하여 반응 온도를 300, 400℃로 변화하였을 때 각각 5 및 6 wt%의 요오드(초기질량 2.0 g)가 포집됨을 확인하였다. 또한, 반복 실험 결과를 토대로 구리메쉬 표면에 형성된 반응 생성물(CuI)의 자발적인 탈리 현상으로 구리의 활용률이 증가할 수 있음을 확인하였다. 반응 생성물의 CuI 상 형성은 X-선 회절 실험을 통해 확인하였으며, 표면 분석은 주사전자현미경을 이용하여 수행하여 그 결과를 보고하였다.

• 방사성폐기물학회지
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• 제13권3호
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• pp.171-180
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• 2015

본 연구는 고방사성해수폐액에 함유되어 있는 주요 고방사성 핵종인 Cs을 제거하기 위하여 IE911 (crystalline silicotitanate)에 의한 흡착 제거를 수행하였다. Cs의 효율적 흡착제거 및 2차 고체폐기물의 발생량을 최소화하기 위하여 IE911-Cs 흡착은 m/V (흡착제 질량/용액 부피) 비=2.5 g/L, 흡착시간은 1 시간 정도가 효과적이었다. 이때 Cs은 약 99%, Sr은 5% 이하가 각각 흡착되었다. 또한 IE911-Cs 흡착은 Langmuir 등온식 및 유사 (pseudo) 2차 속도 식으로 표현할 수 있으며, 흡착속도상수(k₂)는 Cs의 초기농도 및 입자크기 증가에 따라 감소하는데 반하여, m/V 비, 온도 및 교반속도 증가에 따라서는 증가하고 있다. IE911-Cs 흡착의 활성화에너지는 약 79.9 kJ/mol 로, IE911-Cs 흡착이 보다 강력한 결합 형태를 이룬 화학적 흡착임을 보여주고 있다. 그리고 음수 값의 Gibbs 자유에너지 및 엔탈피는 IE911-Cs의 흡착반응이 정반응의 발열반응이고, 저온에서 반응이 상대적으로 활발함을 의미하며, 음수 값의 엔트로피는 흡착된 Cs이 IE911에 균일하게 정렬되어 있음을 나타낸다.

• 방사성폐기물학회지
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• 제13권2호
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• pp.87-98
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• 2015

방사성폐기물 심지층 처분시스템의 안전성평가에서는 일반적으로 정상 시나리오 이외에 심지층 처분시스템이 외부 요인에 의해서 영향을 받는 비정상 시나리오를 추가적으로 고려하게 된다. 본 연구에서는 방사성폐기물 심지층 처분시스템의 비정상 시나리오를 포함하는 복합피폭 시나리오에 대한 안전성평가를 위하여 비정상 시나리오를 구성하는 비정상 사건으로 지진의 국내 발생 특성을 조사하였다. 이를 위하여, 국내(한반도)의 지진 자료에 대한 통계·확률적인 접근법으로 발생 특성을 조사하고, 이를 통해 미래의 지진 발생 특성을 예측하는 방법론과 함께 계산 예를 소개하였다. 그 결과, 국내 연간 지진 발생빈도는 자료의 종류에 따라 그리고 최소 유효 지진규모에 따라 0.4 /yr에서 36.2 /yr까지 넓게 분포되었다. 최종적으로, 처분시스템 안전성평가의 보수성 측면에서 위의 범위 내 최대값인 36.2 /yr가 국내 연간 지진 발생 빈도로써 제안되었고, 처분시스템의 면적비를 고려하여 처분시스템 영향 반경 내 연간 지진 발생 빈도는 5.4×10^-4 /yr로 계산되었다. 그리고, 이때의 최소 유효 지진 규모는 2.3이었다. 본 연구는 앞으로 비정상 사건들이 처분시스템에 미치는 영향에 대한 추가 연구와 함께 향후 복합피폭 시나리오를 고려한 심지층 처분시스템의 안전성평가 신뢰도 향상에 크게 기여할 것으로 판단된다.

• 방사성폐기물학회지
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• 제18권2_spc호
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• pp.327-336
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• 2020

HANARO (High-flux Advanced Neutron Application Reactor)는 우라늄의 핵분열 연쇄반응에서 생성된 중성자를 이용하여 다양한 연구개발을 수행하는 열출력 30 MW 규모의 연구용 원자로이다. 탈기탱크는 HANARO의 부속시설에 설치되어 있다. 탈기탱크는 내부환경요인으로 인해 기체오염물질을 발생시킨다. 탈기탱크는 기체오염물질을 허용 가능한 수준 이하로 유지하기위해 필요하며 기체시료채취판넬의 분석기에 의해 모니터링 된다. 응축수가 발생하여 기체시료채취판넬의 분석기 내부로 유입된다면, 분석기의 측정 챔버 내부에 부식이 발생하여 고장을 야기한다. 응축수의 생성 원인은 탈기탱크에 존재하는 기체가 분석기로 유입되는 과정에서 탈기탱크와 분석기사이 온도 차이다. 응축수 생성을 억제하고 계통 내부에 생성된 응축수를 효율적으로 제거하기 위해 탈기탱크와 기체시료채취판넬 사이에 히팅시스템이 설치되었다. 이 연구에서 우리는 히팅시스템의 효율성을 알고자 한다. 또한 Wall Condensation Model을 이용하여 유체 입구온도, 외부온도 및 히팅 케이블 설정온도 변화에 따른 파이프 온도와 평균응축량의 변화를 모델링하였다.

• 방사성폐기물학회지
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• 제18권2_spc호
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• pp.317-325
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• 2020

한국원자력환경공단은 처분시설 내 1단계 인수·저장구역의 인수검사 공간 및 드럼 취급 공간 부족에 대한 문제를 해결하기 위하여 방폐물검사건물을 건설하여 저장·처리능력을 확충할 예정이다. 본 연구에서는 MCNP 코드를 이용하여 방폐물검사건물 내 저장구역에서 취급하는 해체 방사성폐기물 대상 신형처분용기를 대상으로 작업종사자의 피폭선량을 평가하였다. 평가결과, 시설 내 저장 가능한 최대 용기 개수(304개)와 방사선작업에 대한 연간 예상 작업시간(약 306시간)에 대하여 연간 집단선량은 총 84.8 man-mSv로 계산되었다. 시설 내 총 304개의 신형처분용기(소형/중형 타입)가 저장 완료된 시점에서 인수검사, 처분검사를 위한 작업종사자의 투입인력은 총 25명, 작업종사자 당 예상피폭선량은 연평균 3.39 mSv로 산출되었다. 소형용기 취급 시 작업종사자의 고방사선량 작업에 따른 작업효율과 방사선적 안전성 확보를 위해서는 콘크리트 라이너의 두께를 증가시키는 추가적인 차폐가 필요할 것으로 평가되었다. 향후 본 연구를 바탕으로 실측기반의 해체폐기물의 선원항과 특성을 활용하여 방사선작업 당 작업시간 및 투입인력을 산출함으로써 작업종사자의 최적의 방사선작업조건을 도출할 수 있을 것으로 사료된다.

• 방사성폐기물학회지
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• 제18권2_spc호
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• pp.305-315
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• 2020

방사성폐기물의 심층처분에서 생물권에서의 방사성 핵종 이동을 핵종의 이동 경과 시간을 계산하여 평가하는 방법이 제안되었다. 방사성 핵종은 자연 방벽에서 유출되어 지하 천부의 지하수 흐름을 따라 대규모 지표수체에 도달한다고 가정하였다. 생물권은 기반암 위에 있는 대수층을 포함하는 천부 지하 환경으로 정의하였다. 제안된 방법을 이용하여, 계산 알고리즘을 수립하였고, 알고리즘을 수행하는 컴퓨터 코드를 작성하였다. 작성된 코드는 간단한 사례에서 계산된 모의 결과를 해석해 계산 결과 및 지표 부근에서의 방사성 핵종 이동에 의한 방사선량 평가에 널리 이용되는 공공 프로그램의 계산 결과와 비교하여 검증하였다. 사례 연구 조건을 가상의 심층처분장에서의 방사성 핵종 이동에 대한 이전 연구를 통해 작성하였다. 작성된 코드는 사례 연구에서 생물권의 하천으로 유출되는 핵종의 이동량을 계산하였다. 이전 연구에서는 가상의 처분장에서 모암까지의 방사성핵종의 이동만을 보여주었기 때문에, 이 코드는 모든 경로를 지나가는 방사성 핵종의 전체적인 이동을 파악하는데 도움이 될 수 있었다.

• Journal of Radiation Protection and Research
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• 제22권2호
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• pp.119-125
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• 1997

가압중수로는 감속재와 냉각재로 중수를 채택함으로써 높은 중성자 경제성을 달성하는 대신 중수소의 중성자 포획반응 때문에, 경수로에 비해, 다량의 삼중수소가 발생한다. 한편 원자로심에서, 삼중수소의 ${\beta}$-붕괴결과 발생된 $^3He$는, 열중성자를 포획하여 다시 삼중수소로 변환된다. 중수로에서 삼중수소의 생성에 대한 기존의 계산모형은, $^3He$가 상대적으로 낮은 용해도를 가지므로, 그 기여도를 무시해왔다. 그러나 $^3He$의 중성자 포획단면적은 중수소의 그것에 비해 $1.6{\times}10^7$ 배가 된다. 즉 $^3He$가 중수내에 0.03 ppm만 녹아있다 하더라도 $^3He$에 의해 생성되는 삼중수소의 양은 전체 중수에 의한 삼중수소의 양에 필적하게 된다. 본 연구에서는 월성1호기를 대상으로, 중수로에서 $^3He$가 삼중수소의 생성에 미치는 영향을 평가하였으며 결과를 실측치와 비교하였다. 연구의 결과, 감속재에서는 $^3He$의 용해도가 낮고 $^4He$ Cover gas 때문에 $^3He$의 기여도는 무시할 수 있음이 밝혀졌다. 반면 냉각재의 경우 $^3He$ 삼중수소의 생성에 지대한 영향을 미치는 것으로 나타났다. 또한 본 연구의 계산방법은 원전 운전초기의 냉각재내 삼중수소 생성량은 과대평가 하는 것으로 나타났으나 운전기간이 증가함에 따라 실측치와 잘 일치하는 것으로 나타났다.