• 한국지하수토양환경학회지:지하수토양환경
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• 제20권2호
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• pp.10-21
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• 2015

The present study introduces a novel numerical approach for solving dispersion dominated problems with Cauchy boundary condition in an Eulerian-Lagrangian scheme. The study reveals the incapability of traditional Neuman approach to address the dispersion dominated problems with Cauchy boundary condition, even though it can produce reliable solution in the advection dominated regime. Also, the proposed numerical approach is applied to a real field problem of radioactive contaminant migration from radioactive waste repository which is a major current waste management issue. The performance of the proposed numerical approach is evaluated by comparing the results with numerical solutions of traditional FDM (Finite Difference Method), Neuman approach, and the analytical solution. The results show that the proposed numerical approach yields better and reliable solution for dispersion dominated regime, specifically for Peclet Numbers of less than 0.1. The proposed numerical approach is validated by applying to a real field problem of radioactive contaminant migration from radioactive waste repository of varying Peclet Number from 0.003 to 34.5. The numerical results of Neuman approach overestimates the concentration value with an order of 100 than the proposed approach during the assessment of radioactive contaminant transport from nuclear waste repository. The overestimation of concentration value could be due to the assumption that dispersion is negligible. Also our application problem confirms the existence of real field situation with advection dominated condition and dispersion dominated condition simultaneously as well as the significance or advantage of the proposed approach in the real field problem.

• 방사성폐기물학회지
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• 제17권2호
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• pp.245-261
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• 2019

원자력이용시설에서 유출된 방사성 오염물질은 지표수나 지하수의 유동에 따라 이동할 수 있다. 이 중에 지표수에 의해 이동하는 오염물질은 비교적 감시가 용이하지만, 지하수를 따라 이동하는 오염물질은 대상 매질에서의 지하수흐름에 대한 정보를 알아야 하므로 감시가 매우 어렵다. 그러므로 지하수에 의한 오염물질의 이동을 규명하기 위해서 지질환경의 특성화가 선행되어야 한다. 본 연구에서는 연구부지에 건설된 가상의 원자력이용시설에 대한 감시공의 위치를 결정하고, 감시공에서의 심도별 감시 구간을 선정하는 방법론을 제안하였다. 감시공의 위치를 결정하기 위해 지하수유동 모델링을 수행하였고, 그 결과 지하수 흐름의 하류 지역에 감시공의 위치를 선정하였으며, 감시공에서 수행한 현장조사 결과를 바탕으로 비교적 지하수의 흐름이 빠른 구간을 대상으로 감시 구간을 선정하였다. 본 연구를 통해 개발된 모니터링 방법론은 국내 원자력 발전소를 포함한 원자력이용시설 뿐만 아니라, 유류비축시설의 오염물질, 농업 관련 지하수 오염의 감시 등 다양한 분야에서 잠재적으로 지하수에 유입될 수 있는 오염물질을 조기 감시하는 데에 활용할 수 있을 것이다.

• 지질공학
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• 제26권1호
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• pp.87-99
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• 2016

본 연구에서는 단열을 포함하는 불포화 암반에서의 지하수 유동 흐름을 예측하기 위한 2차원 수치 모델링을 수행하였다. 특히, 불연속 단열망 모델링(Dscrete Fractured Network, DFN)을 통하여 도출된 투수계수의 분포를 나타내는 k-field를 모델링 입력변수로 적용하였다. 투수계수 차이는 불포화대에서 지하수의 이동속도 차이를 야기시키는 중요한 인자로 적용되었다. 연구지역의 지표 토양층으로부터 지하 대수층까지의 불포화대 깊이를 적용하여 지하수 유동 모델링의 초기조건을 실제와 유사하게 설정하였다. 강우의 지표 침투율은 인공구조물과 자연 토양층의 침투율 차이를 적용하여 실제 불포화 암반을 거쳐서 포화대까지 지하수의 이동흐름을 해석하고 시각화하였다. 특히, 오염물질의 이동 시작점이 될 수 있는 인공구조물의 하부에 모니터링 지점을 설정하여 실제 오염물질원이 지하수에 용해되어 불포화대를 이동할 때의 경로를 예측 하였으며 중력방향인 직하부로 이동하는 것을 확인되었다.

• 방사성폐기물학회지
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• 제5권1호
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• pp.29-37
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• 2007

특정 구획으로 유입된 오염물질이 해당 구획 내부에 순간적으로 균일하게 분포한다는 구획모델에 대한 기본가정의 한계로 인해, 전통적인 단일구획모델로는 불포화대에서 오염물질의 이동현상을 적절하게 예측할 수 없다. 한편 물리적으로 동일한 불포화대를 여러 개의 구획으로 구분한 다중구획모델링 기법은 실제 불포화대에서의 오염물질 이동 지연효과를 적절하게 설명할 수 있으나, 지금까지 일반적인 해석해가 보고된 바 없으며 고려하는 구획의 개수가 증가할수록 모델링에 많은 시간이 소요되는 등의 한계가 있다. 이러한 문제점을 해결하기 위하여, 이류가 지배적인 조건 하에서 불포화대의 오염물질 이동현상에 대한 다중구획모델을 수립하고 이를 해석적인 방법으로 계산할 수 있는 일반해를 유도한 후, 다중구획모델을 단일구획모델로 근사할 수 있는 수학적 제약조건을 도출하였다. 단순화된 근사방법론의 유효성은 가상적인 조건 하에서 간단한 수치해석적 방법을 통해 검증하였다. 물리적으로 동일한 특성을 갖는 불포화대를 단일 구획으로 가정할 경우, 불포화대로부터 포화대로 유입되는 오염물질의 전이율은 상수가 아닌 시간 종속적인 명목전이율로 표현할 수 있음을 증명하였다. 또한 명목전이율은 불포화대 구획간 전이율에 민감하며 오염층으로부터의 전이율에 대한 민감도는 미미한 것으로 나타났다. 이 연구에서 개발된 단순화된 근사방법론은 많은 시간이 요구되는 다중구획 모델링을 통하지 않고 불포화대 오염물질 이동현상을 신속하고 합리적으로 예측하기 위한 목적으로 활용될 수 있을 것으로 기대된다.

• 한국정보통신학회논문지
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• 제24권11호
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• pp.1519-1527
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• 2020

일반적인 방사선 측정장치는 방사능 오염원에 대한 선량률을 측정하는 공간 선량률 탐지 장치와 방사능 오염정보에 대한 2차원 또는 3차원 영상화 장치의 형태로 개발되었다. 이러한 방사선 계측 기법은 각각의 장단점을 가지고 있으나 방사능 사고 지역에서 인명피해를 최소화하며, 빠른 제염을 위해서는 두 가지 탐지 장치의 장점이 모두 필요하다. 방사능 오염원으로부터 방사능 피해를 최소화하기 위해서는 방출되는 방사선에 대한 선량률 뿐만 아니라 어디에서 방출되고 있는지를 빠르게 확인해야 하기 때문이다. 본 논문에서는 방사능 오염원 탐지를 위한 검출 센서와 회전체, 방향성을 갖는 콜리메이터를 이용하여 방사능 오염원에 대한 선량률 및 방향 정보를 실시간으로 측정 할 수 있는 기법을 고안하였다. 회전형 기반의 방사능 탐지 장치는 탐지 센서를 둘러싼 회전체가 회전하며 개구부와 일치할 때 획득되는 방사능 정보와 회전체의 위치정보를 통해 선량률과 방향을 확인할 수 있도록 구성하였으며, 다수개의 홀을 통해 수직, 수평 방향에 대한 측정 기법을 제안하였다. 탐지 결과 수평 방향에서의 탐지 시 방향 정보에 대한 측정오차는 1% 미만으로 확인하였다.

• Journal of Radiation Protection and Research
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• 제28권3호
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• pp.155-163
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• 2003

대덕 원자력시설 주변 지표 토양 환경내 오염물 거동 해석을 위하여 지하수 유동 및 오염물 이동 수치모델을 수립하였다. 수립된 모델을 이용하여 대덕 원자력시설 주변의 지하수 흐름체계를 해석하고 U-234에 대한 농도분포를 계산하였다. 산정 결과 지하수는 부지내 하나로를 중심으로 동쪽 및 동남 방향으로의 흐름이 나타났고, 지표 토양내로 유입된 방사성 물질은 지하수 유동에 의해 같은 방향으로 이동되었다. 대덕 원자력시설로부터 지표로 침적된 방사성 물질의 농도분포를 산정한 바 환경에 미치는 영향은 거의 없는 것으로 나타났다.

• 자원환경지질
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• 제51권2호
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• pp.177-183
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• 2018

본 연구는 원자력 발전시설에서 발생하는 방사성 액체폐기물 내 코발트의 제거를 위해 전기응집공법의 적용 가능성을 확인하였다. 전기응집공법은 전기화학반응을 이용하여 폐액 내 오염물질을 제거하는 방법으로 기존의 화학처리와 막공정의 단점을 보완하는 새로운 기술이다. 원자력 발전시설에서는 냉각 배관의 세척과정에서 코발트를 포함한 방사성 액체폐기물이 발생한다. 용액 내 코발트의 농도를 1 mg/L와 10 mg/L로 조성하여 전기응집공법을 적용한 결과 약 10분 이내에 코발트가 완전히 제거되었다. 또한 500 mL의 코발트 용액을 처리하는 과정에서 0.2 g의 슬러지가 발생하여 폐기물의 부피감용에 매우 효과적인 것으로 나타났다.

• 방사성폐기물학회지
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• 제13권1호
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• pp.63-72
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• 2015

우리나라의 중·저준위 방사성폐기물은 월성환경관리센터를 이용하여 처분된다. 처분시설의 안전성을 확인하기 위하여 자연현상에 의한 시나리오뿐만 아니라 인간침입에 의한 시나리오도 고려하여 평가한다. 인간침입 시나리오는 제도적관리기간 이후 처분시설의 존재를 모르는 인간에 의해 시추 등과 같은 행위로 인해 일어나는 시나리오로서, 우물이용 시나리오는 처분부지 내 우물의 시추확률이 수십 년 생애기간에 시나리오에 의한 피폭을 한번이라도 경험할 수 있는 가능성이 낮음을 보여 인간침입 사건범주로 구분하였으며, 보수적인 가정을 사용하여 평가하였다. 이를 위하여 우물의 위치 및 처분시설로부터 누출된 오염물질의 우물 유입비율을 지하수 유동 모델링을 통하여 계산되었으며, 이에 대한 방법론을 소개하였다. 또한, 이 방법론을 핵종이동 모델링에 적용하여 처분시설에 미치는 영향을 평가하여, 평가된 시나리오는 성능목표치를 만족하고 있음을 보였다.

• 터널과지하공간
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• 제17권1호
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• pp.17-25
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• 2007

전세계적으로 방사성폐기물을 포함한 오염물질 심부처분관련연구는 실험실에서 단위현상들에 대한 관찰 및 자료측정부터 시작하지만, 이 실험자료들은 실제처분장조건을 완벽하게 구비한 상태에서 측정한 것이 아니므로 자료의 검증과 신뢰도 확보가 중요하다. 이런 부분 뿐만 아니라 공학적 규모에서 처분시스템의 성능평가를 위해 지하연구시설을 건설하여 관련연구를 진행하게 된다. 그렇지만, 지하연구시설은 많은 투자비가 든다는 점 외에 환경문제가 중요한 사회적 갈등으로 나타날 가능성이 많다. 이런 지하연구시설을 이용해 실험시 고려해야할 사항들을 검토하고, 세계적인 연구현황과 특징들을 기술하였다. 또, 한국에서 최근 비방사능실험시설로 소규모 지하연구시설을 인허가 받고 본격적인 연구시행단계에 진입하였는데, 오염물질이동관련 연구계획들을 중심으로 소개하였다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제42권2호
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• pp.175-182
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• 2010

As part of a fundamental study on the volume reduction of contaminated concrete wastes, the separation characteristics of the aggregates and the distribution of the radioactivity in the aggregates were investigated. Radioisotope $^{60}Co$ was artificially used as a model contaminant for non-radioactive crushed concrete waste. Volume reduction for radioactively contaminated dismantled concrete wastes was carried out using activated heavy weight concrete taken from the Korea Research Reactor 2 (KRR-2) and light weight concrete from the Uranium Conversion Plant (UCP). The results showed that most of the $^{60}Co$ nuclide was easily separated from the contaminated dismantled concrete waste and was concentrated mainly in the porous fine cement paste. The heating temperature was found to be one of the effective parameters in the removal of the radionuclide from concrete waste. The volume reduction rate achieved was above 80% for the KRR-2 concrete wastes and above 75% for the UCP concrete wastes by thermal and mechanical treatment.