• 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.

• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 1995년도 춘계학술발표회논문집(2)
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• pp.769-774
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• 1995

In this study, a transport model was developed in order to analyze and predict the transport behaviors of radionuclides mediated by pseudo-colloid in the fractured rock media. It was resulted that the transport of Pu-239 was faster than Ni-63 because pseudo-colloid formation constant of Pu-239 was greater than that of Ni-63. Also, the effect of pseudo-colloid formation on the transport of a radionuclide was shown to be very significant when the apparent pseudo colloid formation constant, $K_{ap}(m^{3}/kg)$, was greater than 100. Thus, it can be concluded that acceleration of radionuclide migration may be occurred because the pseudo-colloid formation of radionuclides increases the amount of mobile components in the solution and consequently decreases the amount of radionuclides adsorbed on the stationary solid medium.

• 방사성폐기물학회지
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• 제12권4호
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• pp.315-334
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• 2014

월성원자력환경센터 중저준위방사성폐기물 처분시설은 서로 다른 방식의 처분시설이 혼재하고, 월성 원자력발전소와도 인접해있다. 이와 같은 높은 복잡성으로 인해 처분시설 안전성 평가 시 보다 면밀한 현상이해가 필요하다. 기존 1단계 사일로 처분시설의 성능평가모델들에 포함된 불필요한 보수성을 줄이고 복합처분시설에 대한 보다 실제적인 성능을 파악하기 위해서는 다차원 수리/핵종이동 모델이 필요하다. 이와 함께 향후 복합처분시스템의 특성에 기인한 다양한 불확실성을 관리하고 파라미터의 중요도를 분석하기 위해 많은 계산이 필요할 것으로 예상하며, 이를 위해 보다 효율적인 성능평가 모델이 요구된다. 본 논문에서는 두 요건을 충족시키기 위해 수리성능 모델과 핵종이동 모델을 연계한 2단계 천층처분시설의 근계영역 2차원 통합성능평가 모델을 개발하였다. 수리 및 핵종이동은 PORFLOW와 GoldSim 전산 코드를 이용해 평가하였으며, GoldSim 핵종이동 모델은 PORFLOW 핵종이동 모델과의 벤치마크를 통해 검증하였다. GoldSim 모델은 계산효율이 뛰어났으며 기존의 모델에 비해 핵종이동거동을 이해하는데 용이하였다.

• 방사성폐기물학회지
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• 제10권4호
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• pp.237-246
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• 2012

본 연구에서는 콜로이드와 핵종의 복합이동에 관한 수치모델을 개발하였다. 콜로이드와 핵종의 반응-이동 지배방정식을 풀기 위하여 Operator Splitting Method 중 Strang의 분리 SNI 방식을 수치해석 방법으로 채택하였고 이는 MATLAB을 이용하여 코드화 되었다. 개발된 수치모델은 용질의 이동 및 분산만을 고려한 해석해를 통한 검증과정에서 피어슨 상관계수의 제곱값($r^2$)이 0.99 이상으로 나타나 모델의 정확성이 입증되었다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제27권4호
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• pp.532-543
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• 1995

의사콜로이드에 의해 매개된 균열 암반 매질에서의 방사성 핵종의 이동 거동을 분석하고 예측하기 위한 이동모델이 개발되었다. 명목적인 의사콜로이드 형성 상수인 $K_{ap}$ (㎥/kg)값이 100보다 클 때 방사성 핵종의 이동에 매우 큰 영향을 미치는 것으로 나타났다. 계산결과에 의하면 Pu-239의 의사콜로이드형성 상수가 Ni-63보다 크기 때문에 Pu-239의 이동이 Ni-63보다 빠른 것으로 나타났다 따라서 결론적으로 균열 암반에서의 방사성 핵종의 가속화는 방사성 핵종과 자연성 참콜로이드와의 의사콜로이드 형성에 따른 용액에서의 유동성 성분의 증가와 방사성 핵종들의 정지된 고체매질로의 흡착양 감소에 기인함을 알 수 있다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제54권4호
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• pp.1449-1455
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• 2022

A radiotracer investigation was carried out in a Thermal Stratification Test Facility (TSTF) with objectives of investigating the dispersion and diffusion of radionuclide and effectiveness of the thermocline to minimize the radionuclide content in the hot water layer. Technetium-99m (^99mTc) as sodium pertechnetate was used as a radiotracer in the investigation. Qualitative analysis showed that a thermocline is formed within the TSTF and is effective in preventing the transport of radionuclide from bottom section to the top section of the facility. It was found that the radiotracer injected at the bottom of the pool took about 17.4 h to disperse from bottom to the top of the facility. The results of the investigation helped in understanding the effectiveness of hot water layer and thus to minimize the pool top radiation levels.

• 방사성폐기물학회지
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• 제20권4호
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• pp.455-468
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• 2022

Colloid Formation and Migration (CFM) project is being carried out within the Grimsel Test Site (GTS) Phase Ⅵ. Since 2008, the Korea Atomic Energy Research Institute (KAERI) has joined CFM to investigate the behavior of colloid-facilitated radionuclide transport in a generic Underground Research Laboratory (URL). The CFM project includes a long-term in-situ test (LIT) and an in-rock bentonite erosion test (i-BET) to assess the in-situ colloid-facilitated radionuclide transport through the bentonite erosion in the natural flow field. In the LIT experiment, radionuclide-containing compacted bentonite was equipped with a triple-packer system and then positioned at the borehole in the shear zone. It was observed that colloid transport was limited owing to the low swelling pressure and low hydraulic conductivity. Therefore, a postmortem analysis is being conducted to estimate the partial migration and diffusion of radionuclides. The i-BET experiment, that focuses more on bentonite erosion, was newly designed to assess colloid formation in another flow field. The i-BET experiment started with the placement of compacted bentonite rings in the double-packer system, and the hydraulic parameters and bentonite erosion have been monitored since December 2018.

• Journal of Radiation Protection and Research
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• 제17권2호
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• pp.49-59
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• 1992

이온 또는 착화된 상태의 방사성핵종의 이동에 대한 착화제의 영향을 조사하기 위하여 새로운 모델이 제시되었다. 착화된 방사성핵종의 이동거동은 착화제와 착화된 방사성핵종의 열화를 포함하는 대류-확산 이동방정식에 의해 해석되었다. 이 수학적 모델은 해석적인 방법 에 의해 구해졌으며 지연요소를 조사함으로써 분석되었다. 계산결과들은 감소된 지연요소에 의해 착화된 방사성핵종의 이동속도가 이온형태의 방사성핵종보다 매우 빠름을 보여주었다. 따라서 원자력발전소로부터의 착화제의 발생과 환경으로의 유출을 감소시킬 수 있는 새로운 구제책이 필요하다고 하겠다.

• Journal of Radiation Protection and Research
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• 제29권1호
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• pp.41-48
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• 2004

A safety assessment code, called SAGE (Safety Assessment Groundwater Evaluation), has been developed to describe post-closure radionuclide releases and potential radiological doses for low- and intermediate-level radioactive waste (LILW) disposal in an engineered vault facility in Korea. The conceptual model implemented in the code is focused on the release of radionuclide from a gradually degrading engineered barrier system to an underlying unsaturated zone, thence to a saturated groundwater zone. The radionuclide transport equations are solved by spatially discretizing the disposal system into a series of compartments. Mass transfer between compartments is by diffusion/dispersion and advection. In all compartments, radionuclides ate decayed either as a single-member chain or as multi-member chains. The biosphere is represented as a set of steady-state, radionuclide-specific pathway dose conversion factors that are multiplied by the appropriate release rate from the far field for each pathway. The code has the capability to treat input parameters either deterministically or probabilistically. Parameter input is achieved through a user-friendly Graphical User Interface. An application is presented, which is compared against safety assessment results from the other computer codes, to benchmark the reliability of system-level conceptual modeling of the code.

• 방사성폐기물학회지
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• 제20권1호
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• pp.1-12
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• 2022

Bentonite is the most probable candidate to be used as a buffer in a deep geological repository with high swelling properties, hydraulic conductivity, thermal conductivity, and radionuclide sorption ability. Among them, the radionuclide sorption ability prevents or delays the transport of radionuclides into the nearby environment when an accident occurs and the radionuclide leaks from the canister, so it needs to be strengthened in terms of long-term disposal safety. Here, we proposed a surface modification method in which some inorganic additives were added to form NaP zeolite on the surface of the bentonite yielded at Yeonil, South Korea. We confirmed that the NaP zeolite was well-formed on the bentonite surface, which also increased the sorption efficiency of Cs and Sr from groundwater conditions. Both NaP and NaX zeolite can be produced and we have demonstrated that the generation mechanism of NaX and NaP is due to the number of homogeneous/heterogeneous nucleation sites and the number of nutrients supplied from an aluminosilicate gel during the surface modification process. This study showed the potential of surface modification on bentonite to enhance the safety of deep geological radioactive waste repository by improving the radionuclide sorption ability of bentonite.