• 한국방사성폐기물학회:학술대회논문집
• /
• 한국방사성폐기물학회 2005년도 춘계 학술대회
• /
• pp.145-150
• /
• 2005

방사성 폐기물을 처분장에 처분하기 위해서는 처분 안전성을 확보하여야 한다. 본 연구는 간접측정 방법 중 하나인 물질수지 기법을 이용하여 방사성폐기물의 핵종재고량 평가 프로그램을 개발하였다. 개발 기법의 현장 적용평가를 위하여 고리4호기(9차계획예방정비)를 대상으로 선정하였다. 개발한 평가방법의 검증을 위해 정지수화학처리시 정화계통 내 핵종 제거량 평가자료를 바탕으로 비교평가를 수행하였다. 평가대상 핵종은 Co-60이며, 평가결과 상대오차 $1\%$미만으로 나타났다. 이와 같은 평가결과를 바탕으로 상용원전에서 제시하고 있는 해당기간 발생된 폐기물의 직접 측정 결과와 비교하였고, 그 결과 직접측정 방법에 의한 Co-60의 함유량은 본 연구의 개발기법에서 산출한 값보다 약 $50\%$ 작은 것으로 평가 하였다.

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

• 터널과지하공간
• /
• 제13권2호
• /
• pp.138-152
• /
• 2003

지하 수백미터 심부에 위치하는 고준위방사성 폐기물 처분장에서의 열-역학적 안정성 평가를 위해 FLAC3D를 이용한 3차원 해석이 수행되었다. 효과적인 해석을 위해 FISH프로그램이 작성되었으며 고성과 유성 의 시추부지에서 얻어진 지질, 암반 물성자료가 사용되었다. Factional factorial design을 적용한 실험설계를 거쳐 얻어진 응력, 온도에 대한 민감도 분석이 실시되었으며 이를 통해 처분장 안정성에 영향을 미치는 주요 설계 인자의 선정 및 인자 상호간의 영향을 분석할 수 있었다. 연구 결과 열-역학적 안정성에 가장 큰 영향을 미치는 인자는 처분공의 간격으로 나타났으며 처분터널의 간격과 완충재의 두께가 그 다음으로 주요한 인자인 것으로 나타났다.

• 한국전산구조공학회논문집
• /
• 제34권5호
• /
• pp.339-345
• /
• 2021

본 논문에서는 우리나라의 중저준위 방폐물 처분을 위한 사일로 형식 지하동굴의 유한요소해석을 수행하였다. 사일로의 벽체부분은 지름 25m의 원형구조이고, 높이는 35m이다. 사일로의 천장부분은 지름 30m의 돔 형식이고, 높이 17.4m의 규모이다. 사일로는 해수면으로부터 -80m에서 -130m에 위치하고 있다. 중저준위 방폐물 처분 1단계 시설로 6개의 사일로가 건설되어 운영되고 있으나, 본 연구에서는 1개의 사일로에 대해서 고려하였다. SMAP-3D 프로그램을 사용하여 2차원 축대칭 유한요소모델과 3차원 유한요소모델을 생성하였다. Generalized Hoek and Brown Model이 수치해석에 적용되었다. 다양한 측압계수(수평방향 현장응력과 수직방향 현장응력의 비)의 변화에 따른 사일로 형식 지하동굴의 유한요소해석을 수행하였으며, 수치해석결과 및 분석결과가 제시되었다.

• 한국방사성폐기물학회:학술대회논문집
• /
• 한국방사성폐기물학회 2005년도 춘계 학술대회
• /
• pp.110-120
• /
• 2005

중${\cdot}$저준위 고체폐기물의 유리고화처리 적용연구를 위하여, 현대모비스는 원자력환경기술원 및 프랑스 SGN사와 공동으로 99년 10월에 유리화 실증설비를 건설한 바 있다. 실증설비를 활용하여 모의핵종(Co, Cs)을 포함한 비방사성 이온교환수지, 잡고체 등에 대한 70여 회 이상의 실증시험 수행을 통하여, 대상폐기물을 안전하고 효과적으로 처리할 수 있음을 확인하였다. 그러나 처리공정 중 고온세라믹필터계통(High Temperature Filter : HTF)에서 발생하는 분진의 처리가 문제점으로 도출되었다. 또한 저온용융로(Cold Crucible Melter : CCM)와 HTF를 연결하는 냉각파이프는 장기간 운전시 CCM으로부터 발생한 분진이 침적되어 배관막힘의 우려가 있다. 이와 관련, 기 개발한 유리화공정에 추가하여 HTF에서 발생한 분진을 재순환하는 장치와 냉각파이프 내 침적분진을 제거하는 장치를 개발하였다. 유리화공정 중 HTF에서 발생하는 분진의 처리는 유리화설비의 감용비, 처분비용 및 유리용탕의 조절 측면에서 특히 중요하다. 분진재순환장치(Dust Recycling System : DRS)의 개념은, HTF 하단부에서 발생분진을 수거, 물과 섞어 슬러리 형태로 제조, 이송하여 CCM 내로 다시 투입함으로써 분진을 처리할 수 있도록 하였다. DRS의 주 기능은 분진 내의 모의핵종 및 주요 유리성분을 다시 CCM으로 재순환 처리하는 것이며, 이에 따라 유리용탕의 성분을 일정하게 유지하고 또한 유리배출을 용이하게 하는 데 기여한다. 또한 시멘트 고화설비 등과 같은 별도의 분진처리설비를 고려할 필요가 없다. 제진장치는 주기적으로 운전 중 가동할 경우, 냉각파이프 내의 분진침적에 의한 막힘 방지와 함께 배관 내 침적된 분진을 CCM 내로 다시 처리하는 효과를 기대할 수 있다. 유리화실증시험을 통하여 DRS와 제진장치에 대한 전체적인 성능평가를 성공적으로 수행하였으며, 운전결과 및 경험은 향후 상용설비를 위한 기본자료로 활용할 것이다.

• 한국방사성폐기물학회:학술대회논문집
• /
• 한국방사성폐기물학회 2004년도 학술논문집
• /
• pp.419-424
• /
• 2004

방사성 폐기물 중에 함유된 핵종 및 방사능을 측정하기 위해서는 여러 가지 방사선 계측기가 이용되고 있다. 본 연구에서는 각각의 핵종에 대하여 측정 가능한 검출기를 선정하고 원전 방사성폐기물 중 방사능을 측정 하기위한 시스템을 구성하였다. 그리고 그 계측 시스템의 바탕 값 및 계측효율을 주기적으로 측정하고 품질관리를 위한 관리도를 작성하여 계측기의 안전성을 확보하고 분석결과에 대한 신뢰도를 향상시키고자 하였다. Gamma spectrometer의 바탕 값 평균은 1.59 cps이었으며 표준 시료에 대한 평균값은 45,248 dps로 거의 대부분의 측정값이 $2{\sigma}$ 이내에서 크게 벗어나지 않음을 나타냈다. Low background ${\alpha}/{\beta}$ counting 시스템의 알파 바탕 값 평균은 0.31 cpm이고 알파선 계측효율은 34.38% 이었으며, 베타 바탕 값은 1.3 cpm이고 베타선 계측효율 46.5% 이었다. 또한 액체섬광계수기는 3H 영역에서 바탕 값이 2.52 cpm, 계측효율 58.5% 이었으며, 14C 영역에서의 바탕 값은 3.31 cpm 이었고 계측효율은 95.6% 이었다. 본 연구에서는 바탕 값 및 계측효율로부터 최소검출방사능을 설정함으로써 시료의 측정 가능한 범위를 구하였다. 측정결과, gamma spectrometer의 최소검출방사능은 3.2 Bq/$m\ell$이었으며, ${\alpha}/{\beta}$counting 시스템의 경우는 알파 및 베타 영역에서 각각 20.5 Bq/$m\ell$, 23.0 Bq/$m\ell$이고 liquid scintillation counter의 경우는 3.8 Bq/$m\ell$로 나타났다.