• 방사성폐기물학회지
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• 제7권3호
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• pp.175-182
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• 2009

유동층 비중차 분리기를 이용하여 혼합 폐 이온교환수지에서 폐 양이온수지와 폐 음이온수지로 분리하였으며, 원소분석과 열분석으로 분리가 잘 되었음을 확인하였다. 비중차 분리를 통해 얻은 수백 미크론의 구형 알갱이 형태의 폐 양이온수지와 폐 음이온수지 각각을 볼밀로써 24시간 습식 분쇄하여 적정 입도 이하의 입자가 균일하게 분산된 고농도 슬러리를 얻은 다음, 희석하여 $COD_{cr}$, 농도 25,000ppm의 시료를 준비하였다. 실험실 규모의 소형 초임계수산화(Super Critical Water Oxidation, SCWO) 장치(반응기 용량 : 220 mL)로써 화력발전소에서 발생한 폐 양이온수지와 폐 음이온수지에 대해 최적의 분해조건을 확립한 다음, 파일럿플랜트(반응기 용량 : 24 L)로 scale-up 실험을 수행하였다. 우선 화력발전소의 폐수지로서 파일럿테스트를 실시한 다음, 원자력발전소의 폐수지로써 파일럿테스트를 수행하여 최적의 분해조건을 설정하였다. 실험실 규모의 소형 SCWO 장치와 파일럿플랜트의 설계 및 운전에서 얻은 경험을 바탕으로 원자력발전소 내에 설치 가능한 규모로 상용설비(처리용량 : 150kg/h)를 설계 중에 있다.

• 방사성폐기물학회지
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• 제15권3호
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• pp.191-197
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• 2017

한국원자력연구원은 IAEA에서 권고하고 있는 안전조치기반설계(SBD)에 입각하여 파이로 안전조치 기술을 개발하고 있다. 한국원자력연구원은 파이로 안전조치접근방안 개발을 위한 IAEA 회원국지원프로그램(MSSP)을 수행하였다. IAEA 회원국 지원프로그램을 통하여 기준파이로시설(REPF) 개념을 설계하고, 이 시설에 대한 안전조치시스템을 개발하였다. 최근에 기준파이로시설은 용량이 증대된 REPF+로 업데이트 되고 있다. 핵물질계량관리시스템 성능평가를 위하여 전산코드 PYMUS를 개발하였으며, PYMUS는 전용탐지획률 통계평가 방안을 포함하여 업그레이드하고 있다. 파이로 입력물질 계량을 위한 비파괴분석장비로 ASNC가 개발되고 있으며, 파이로 출력물질인 U/TRU 잉곳을 계량하기위한 비파괴분석장비로 HIPAI가 개발되고 있다. 또한 컴프톤 억제 감마선분광기술, LIBS 기술, 균질화 공정의 샘플링 오차에 대한 평가도 진행 중이다. 이러한 노력들은 국내에서 선진핵주기기술 실현에 크게 기여할 것이다.

• 한국광물학회지
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• 제23권4호
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• pp.347-356
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• 2010

알루미늄과 수산화알루미늄을 제조하는 (주)KC에서 사용하는 보오크사이트는 '자연기원방사성물질(NORM)'에, 가공 중 발생하는 폐기물 또는 부산물인 red mud는 '인위적으로 농축된 자연기원방사성물질(TENORM)'에 해당된다. 이 연구는 NORM의 대량사용시설인 (주)KC 공장 내부 및 주변 지역의 지질특성, 토양에 대한 광물학적 및 지화학적 분석을 수행하여 향후 작업장과 그 주변 지역의 방사능 피복량을 측정하고 방호하기 위한 과학적인 기초자료를 제공하고자 한다. (주)KC 공장 내부 및 인근지역 토양의 광물조성은 석영, 장석, 운모, 고령토, 깁사이트, 세피올라이트 등 모암으로부터 유래된 광물조성과 적철석, 보에마이트, 방해석 등 원광석인 보오크사이트로부터 유래된 광물조성으로 혼화되어 있다. 이 지역 토양의 평균 U 함량은 4.7 ppm, Th 함량은 23.6 ppm으로서 Th 함량이 다소 높게 나타난다. 토양의 $^{40}K$의 농도는 100~1,433 Bq/kg, $^{226}Ra$의 농도는 8.4~179 Bq/kg이고 $^{232}Th$의 농도는 13.5~300 Bq/kg으로서 높은 농도는 보이지 않으나 상대적으로 높은 $^{226}Ra$ 농도는 red mud 적재장 주변에서 확인된다. 토양시료의 외부 위해지수 범위는 0.10~1.66이며 평균 0.63으로서 전체적으로 는 위해 기준치로 제시되는 1.0 이하이지만 41개 지점 중 4개 지점이 1.0 이상을 나타난다.

• 에너지공학
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• 제15권3호
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• pp.146-153
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• 2006

중 저준위 방사성폐기물 유리화 공정에서 발생되는 분진을 제거하기 위하여 저온용융로 후단에 금속필터를 장착하여 성능시험 및 필터 적용 평가를 실시하였다. 실험결과 기존의 고온세라믹필터와 유사한 차압특성을 보였으며, 유량 $110Nm^{3}/hr$ 기준으로, 필터 자체에 의한 압력손실은 $25mmH_{2}O$, 분진 잔류층에 의한 압력손실은 $67mmH_{2}O$ 정도였다. 따라서 기저차압은 $92mmH_{2}O$ 정도임을 확인할 수 있었다. 또한 SEM-EDS 분석결과 대부분의 차압은 멤브레인층의 표면에서 발생된 것으로 판단되며, 열화현상에 의한 부식문제등도 발견되지 않았다. 따라서 금속필터의 경우 유리화설비에 적용 가능한지를 분석하고, 장기시험을 통한 충분한 검증이 필요할 것으로 판단된다.

• 터널과지하공간
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• 제11권2호
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• pp.156-166
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• 2001

균열암반에서의 지하수유동 모사를 위한 추계적 연속테 모델링 기법이 개발되었다. 추계적연속체 모델은 균열수의 제한을 가지는 개별균열연결망 모델의 단점을 극복할 수 있다. 뿐만 아니라 개별균열연결망 모델에서 가능한 확률론적 해석과 전도성이 큰 균열을 통한 지하수 유동을 근접하게 모사할 수 있는 장점을 가진다. 추계적연속체 모델은 개별균열연결망 모델에 근거하여 생성된다. 개별균열연결망 모델은 일정크기의 소블록으로 나누어지며 각 소블록 투수계수의 확률밀도함수와 베리오그램 함수로부터 추계적연속체 모델에서의 투수계수의 공간적 분포를 정의할 수 있다. 이 연구에서 추계적연속체 모델과 개별균열연결망 모델의 적합성을 보여 주기 위하여 수치실험을 통하여 지하수 유동 이동시간을 계산하고 상호 비교하였다. 그리고 추계적연속체 모델은 방사성폐기물 처분장의 확률론적 안전성 펑가를 위해 필요한 지하수 유동속도의 확률분포를 제공할 수 있는 모델임을 제시할 수 있었다.

• Journal of Radiation Protection and Research
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• 제42권3호
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• pp.141-145
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• 2017

Background: The concrete walls inside the vaults of cyclotron facilities are activated by neutrons emitted by the targets during radioisotope production. Reducing the amount of radioactive waste created in such facilities is very important in case they are decommissioned. Thus, we proposed a strategy of reducing the neutron activation of the concrete walls in cyclotrons during operation. Materials and Methods: A polyethylene plate and B-doped Al sheet (30 wt% of B and 2.5 mm in thickness) were placed in front of the wall in the cyclotron room of a radioisotope production facility for pharmaceutical use. The target was Xe gas, and a Cu block was utilized for proton dumping. The irradiation time, proton energy, and beam current were 8 hours, 30 MeV, and $125{\mu}A$, respectively. To determine a suitable thickness for the polyethylene plate set in front of the B-doped Al sheet, the neutron-reducing effects achieved by inserting such sheets at several depths within polyethylene plate stacks were evaluated. The neutron fluence was monitored using an activation detector and 20-g on de Au foil samples with and without 0.5-mm-thick Cd foil. Each Au foil sample was pasted onto the center of a polyethylene plate and B-doped Al sheet, and the absolute activity of one Au foil sample was measured as a standard using a Ge detector. The resulting relative activities were obtained by calculating the ratio of the photostimulated luminescence of each foil sample to that of the standard Au foil. Results and Discussion: When the combination of a 4-cm-thick polyethylene plate and B-doped Al sheet was employed, the thermal neutron rate was reduced by 78%. Conclusion: The combination of a 4-cm-thick polyethylene plate and B-doped Al sheet effectively reduced the neutron activation of the investigated concrete wall.

• Korean Chemical Engineering Research
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• 제45권6호
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• pp.627-632
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• 2007

원자력 시설 해체시 발생되는 금속성 폐기물의 용융 제염을 위한 기초 연구를 위해 아크 용융로를 사용하여 스테인레스강과 탄소강의 금속 폐기물 용융시 슬래그 종류, 농도, 염기도에 따라 $^{60}Co$, $^{137}Cs$ 핵종의 주괴, 슬래그, 분진 상으로 분배 특성을 살펴보았다. $^{60}Co$은 90% 이상 주괴상에 균질하게 분포되었으며, 슬래그 상에는 약 10% 미만으로 잔존하며 슬래그 조성에 따라 분배특성이 크게 영향을 받지 않았으나, 유동성이 좋은 염기성 슬래그 형성제가 포함된 슬래그에서는 영향을 받음을 알 수 있었다. $^{137}Cs$는 스테인레스강과 탄소강의 용융체로부터 완전히 제거되어 슬래그상과 분진상 상으로 분배됨을 알 수 있었다.

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

• 방사성폐기물학회지
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• 제11권2호
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• pp.77-83
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• 2013

방사능 오염 토양 복원을 위해 실험실 규모의 동전기 복원장치를 제작하여 가동 하던 중 토양 내 존재하던 금속이온의 용출로 금속 산화물이 발생하여 음극의 전류 흐름을 차단하는 문제가 발생하였다. 전류의 차단으로 토양 내 우라늄 제거 능력이 상실되어 이러한 문제를 해결하는 해결 방안을 모색하여 개선된 동전기 복원 장치를 제작하였다. 개선된 실험실 규모 동전기 복원 장치를 이용하여 토양복원 실험을 25 일간 수행 하였을 때 우라늄 잔류 농도는 0.81 Bq/g으로 약 96.8%의 제거 효율을 보였으며, 초기 우라늄 농도 50 Bq/g 일 때 우라늄 규제 해제 농도인 1 Bq/g 이하로 제거 되기 까지는 34 일의 복원 기간이 필요하고, 초기 우라늄 농도 75 Bq/g, 100 Bq/g 일 때 각 42 일, 49 일이 필요한 것으로 나타났다.

• 방사성폐기물학회지
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• 제5권2호
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• pp.155-169
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• 2007

월성 원자력 발전소의 TRF 시설에서 수집된 트리튬을 metal hydride 형태로 보관하고 있는 500 kCi급 트리튬 1차 저장용기를 발전소 밖의 폐기물 저장고로 안전하게 운반하기 위하여 트리튬 운반용기를 개발하였다. B형 운반용기의 기술기준을 적용하여 구조평가, 열평가, 방사선차폐평가, 격납평가 등을 수행하여 운반용기의 안전성을 분석하였다. 트리튬 운반용기는 정상운반조건 및 사고운반조건에서도 격납 경계가 손상되지 않는다고 평가되었다. 붕괴열로 인한 운반용기 내부 저장용기의 온도상승은 수치해석 결과, 원통형 모델에서는 $134.8^{\circ}C$로 나타났다. 운반사고 조건에 대한 열 평가로서 $800^{\circ}C$ 외부환경에 30분간 노출되었을 경우에는 단열재만의 열차폐를 고려하여 계산한 결과, 약 $405^{\circ}C$로 나타났으며, 내부 온도 상승은 1차 격납 경계인 1차 저장용기의 허용 온도인 $550^{\circ}C$에도 미치지 못하였다. 격납 차폐 평가에서도 사고조건인 $800^{\circ}C$의 외부 환경에 노출된 경우에서도 충분히 운반용기의 격납 성능을 유지할 수 있다고 판단되었다. 방사선에 대한 차폐 특성을 조사한 결과, 트리튬에서 발생된 ${\beta}-ray$ 선량은 1차 저장용기 외부 표면에서 0으로 계산되었다. 이상과 같이 500 kCi 급 트리튬 운반용기에 대한 안전성을 평가한 결과, 운반사고조건에서도 트리튬 운반용기는 전혀 이상이 없는 것으로 나타났다.