• Korean Chemical Engineering Research
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• 제51권6호
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• pp.700-708
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• 2013

파이로 공정은 고속로와의 연계성과 핵확산 저항성 등의 장점으로 최근 사용후핵연료 관리 이슈 해결과 유용자원 재활용 제고의 목적으로 개발되고 있다. 파이로 공정은 전체적으로 습식과정을 배제하고 고온에서 진행되는 건식 기술들에 바탕을 두고 있다. 전기화학적 이론에 기초한 파이로 공정은 전처리 공정이 필요하며 고온 휘발산화 공정이 전해환원 공정의 전처리 공정으로 개발되고 있다. 다양한 기체 조건들이 고온 휘발산화 공정에 적용가능하며 이 과정에서 Cs의 거동의 이해는 전체 파이로 공정에서 폐기물 특성과 열부하 해석을 위해 중요한 요소이다. 본 연구에서는 Cs-Te-O 시스템에 대해 반응 평형을 기준으로 기체-고체 반응 거동을 해석함으로서 기체조건에 따른 화학성분들의 변화를 계산하였다. $Cs_2TeO_3$와 $Cs_2TeO_4$에 대해 Tpp 도표를 통해 화합물을 선정하였으며 산화분위기에서는 상대적으로 안정적임을 확인하였으며 고온 환원 분위기에서는 Cs와 Te가 모두 휘발 제거될 수 있음을 보였다. 본 연구는 파이로 공정의 첫 화학적 분배가 발생되는 휘발산화 공정에서 Cs 거동을 예측할 수 있는 기초 자료를 제공하였으며 전체 공정의 물질수지 등에 활용될 수 있을 것으로 기대된다.

• 터널과지하공간
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• 제30권4호
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• pp.271-305
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• 2020

열-수리-역학-화학적 복합거동의 영향은 고준위방사성폐기물 심층 처분시스템의 성능평가 및 안전성 평가 측면에서 중요하기 때문에 이를 분석하고 예측하기 위한 해석모델과 수치해석 기법이 필요하다. 하지만, 장기간에 걸쳐 발생하는 열-수리-역학-화학적 복합거동에 관련된 다양한 현상들이 비선형적 거동을 보이고 그 구성방정식들의 상관관계가 명확하지 않기 때문에 이를 정확하게 해석하고 예측할 수 있는 수치모델과 모델링 기법을 개발하는 것은 매우 어렵다. 뿐만 아니라, 개발된 수치모델과 모델링 기법을 검증하기 위해서는 오랜 시간동안 수행되어야 하는 고비용의 실험실 시험과 현장시험이 필요하기 때문에 열-수리-역학-화학적 복합거동 분석과 예측을 위한 수치모델과 모델링 기법의 개발뿐만이 아니라 검증 역시 쉽지 않다. 이러한 문제를 해결하여 효과적인 수치모델 및 해석기법 개발과 실험실 시험 및 현장시험 데이터를 활용한 검증을 수행하기 위해 국제공동연구 DECOVALEX(DEvelopment of COupled models and their VALidation against EXperiment) 프로젝트가 1992년부터 시작되었다. 한국의 경우, 한국원자력연구원이 2008년부터 DECOVALEX-2011, DECOVALEX-2015, 그리고 DECOVALEX-2019에 참여하였다. 본 기술 보고에서는 지난 3단계의 DECOVALEX 프로젝트에서 수행된 모든 과제의 주요 내용을 국내 암반 및 지반공학자들에게 소개하였다.

• 방사성폐기물학회지
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• 제18권1호
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• pp.31-41
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• 2020

본 연구에서는 우라늄 폐촉매 처리 공정에서 발생하는 우라늄 함유 폐기물 대상으로 유리-세라믹 매질 구조의 대형 디스크 소결체 형태로 제작 시, 최종 제작된 소결체의 비등방향 수축 특성 및 변형율 변화를 연구하였다. 본 연구에서는 최대 직경 40 cm를 갖는 다양한 크기 원형 디스크 형태와 원형 디스크의 1/4 크기의 부채꼴 형 소결체를 제작하여 이들의 비등방성 수축 특성을 평가하였다. 60 MPa 압력하에서 만들어지는 성형체는 소결 시 성형체의 크기 및 형태에 관계없이 높은 등방성 수축하였다. 제조된 전체 소결체에 대한 비등방성율은 평균 1.6%이었고 이때 평균 부피 감용율은 37.4% 이었다. 이러한 결과로부터 국내에서 발생한 우라늄 폐촉매를 처리하기 위한 공정에서 발생하는 우라늄 함유 폐기물은 대형 디스크 형태의 유리-세라믹 매질 형태로 고형화함으로써 높은 안정성과 부피감용 효과를 가지며 200 L 드럼에 포장될 수 있음이 확인되었다.

• Journal of Radiation Protection and Research
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• 제34권3호
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• pp.115-120
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• 2009

1990년대 이후부터 현재까지 일련의 사건들은 - 1995년 러시아 국립공원에서 매설된 오염폭탄발견, 2001년 9/11 테러, 2003년 알카에다 오염폭탄 실험 증거 발견등 - 방사성물질 (본 논문에서 언급한 "방사성물질"은 "핵물질 사용후핵연료 방사성동위원소"를 말함)을 이용한 핵테러 및 방사능테러 (본 논문에서는 "핵테러 및 방사능테러"를 간단히 "핵테러/방사능테러"로 표시함)가 공상과학소설이 아닌 실제적으로 발생가능할 심각한 위협임을 보여준다. 이에 따라 세계는 새롭게 대두된 위협에 효과적으로 대응하기 위해 방사성물질에 대한 보안(security)과 물리적방호(physical protection)를 강화하고 방사성물질 불법거래 예방 및 대응체제를 구축하도록 요구하고 있다. 우리나라는 이러한 국제적 추세에 부응하기 위해, 관련 법 체제를 제 개정하고 국제협약 혹은 기구에 합의하거나 가입하였다. 본 논문에서는 핵테러/방사능테러 예방의 일환으로 방사성동위원소에 비해 상대적으로 복잡한 붕괴 과정을 가진 핵물질의 물리적 특성을 살펴보고, 현재 운영되고 있는 핵테러/방사능테러 탐지 장비들의 특성을 파악한다. 검토된 장비들의 특성과 함께 국외에서 국내로 불법 유입된 방사성물질이 목표 지점까지 도달되는 과정, 국내 지형적 특정 그리고 다중 방어적 개념을 고려하여 핵테러/방사능테러 탐지체계 구축 방안을 제안한다. 본 논문은 핵테러/방사능테러로부터 국민의 건강, 안전 그리고 환경을 보호하는데 중요한 기여를 할 것으로 판단된다.

• Journal of Radiation Protection and Research
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• 제42권2호
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• pp.114-129
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• 2017

Background: The purpose of this paper is to confirm the event timings and the magnitude of fission product aerosol release from the Fukushima accident. Over a few hundreds of technical papers have been published on the environmental impact of Fukushima Daiichi accident since the accident occurred on March 11, 2011. However, most of the research used reverse or inverse method based on the monitoring of activities in the remote places and only few papers attempted to estimate the release of fission products from individual reactor core or from individual spent fuel pool. Severe accident analysis code can be used to estimate the radioactive release from which reactor core and from which radionuclide the peaks in monitoring points can be generated. Materials and Methods: The basic material used for this study are the initial core inventory obtained from the report JAEA-Data/Code 2012-018 and the given accident scenarios provided by Japanese Government or Tokyo Electric Power Company (TEPCO) in official reports. In this research a forward method using severe accident progression code is used as it might be useful for justifying the results of reverse or inverse method or vice versa. Results and Discussion: The release timing and amounts to the environment are estimated for volatile radioactive fission products such as noble gases, cesium, iodine, and tellurium up to 184 hours (about 7.7 days) after earthquake occurs. The in-plant fission product behaviors and release characteristics to environment are estimated using the severe accident progression analysis code, MELCOR, for Fukushima Daiichi accident. These results are compared with other research results which are summarized in UNSCEAR 2013 Report and other technical papers. Also it may provide the physically based arguments for justifying or suspecting the rationale for the scenarios provided in open literature. Conclusion: The estimated results by MELCOR code simulation of this study indicate that the release amount of volatile fission products to environment from Units 1, 2, and 3 cores is well within the range estimated by the reverse or inverse method, which are summarized in UNSCEAR 2013 report. But this does not necessarily mean that these two approaches are consistent.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제47권3호
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• pp.293-305
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• 2015

In this paper, we suggest the conceptual design of a water-cooled reactor system for a low-pressure inherent heat sink nuclear desalination plant (LIND) that applies the safety-related design concepts of high temperature gas-cooled reactors to a water-cooled reactor for inherent and passive safety features. Through a scoping analysis, we found that the current LIND design satisfied several essential thermal-hydraulic and neutronic design requirements. In a thermal-hydraulic analysis using an analytical method based on the Wooton-Epstein correlation, we checked the possibility of safely removing decay heat through the steel containment even if all the active safety systems failed. In a neutronic analysis using the Monte Carlo N-particle transport code, we estimated a cycle length of approximately 6 years under 200 $MW_{th}$ and 4.5% enrichment. The very long cycle length and simple safety features minimize the burdens from the operation, maintenance, and spent-fuel management, with a positive impact on the economic feasibility. Finally, because a nuclear reactor should not be directly coupled to a desalination system to prevent the leakage of radioactive material into the desalinated water, three types of intermediate systems were studied: a steam producing system, a hot water system, and an organic Rankine cycle system.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제27권1호
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• pp.67-73
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• 1995

가압 경수로형 결함 핵연료에 대한 장기 저장 거동을 연구하기 위하여 미조사 및 조사된 $UO_2$에 대한 공기 중 산화 시험을 수행하였다. 미조사 $UO_2$ 시편의 산화 시험은 250-40$0^{\circ}C$ 온도 범위의 공기 중에서 수행되었으며 시험결과 전 시험 온도 구간에서 S-곡선의 무게 증가 특성을 보여 주었다. 또한 $UO_2$가 U$_3$ $O_{8}$으로 최대 변환될 때의 무게 증가율은 약 4wt%정도였다. 이 때 활성화 에너지는 35$0^{\circ}C$ 이상에서는 약 110kJ/mo1로 나타났고 35$0^{\circ}C$ 이하에서는 약 153 kJ/mol로 나타났다. 약35 GWD/MTU으로 연소 된 조사 $UO_2$시편에 대한 300-40$0^{\circ}C$ 온도 영역에서의 공기 중 산화 시험 결과는 미조사 시편과 비교 할 때 초기에는 산화 속도가 빨리 증가하다가 산화가 진행될 수록 산화 속도가 느리게 증가하는 경향을 보여 주었으며 이 때의 활성화에너지는 약 95 kJ/mol로 나타났다. 35$0^{\circ}C$ 공기 분위기에서 연소도 와 aging 효과에 대한 시험결과 특별한 산화 거동에서의 차이점을 나타내지 않았다.

• 한국지반공학회논문집
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• 제33권7호
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• pp.55-64
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• 2017

심층 처분방식은 고준위폐기물을 처분하기 위한 가장 적합한 대안으로 고려되어지고 있다. 심층 처분시설은 지하 500~1,000m 깊이의 암반층에 설치되며 심층 처분시스템의 구성 요소로는 처분용기, 완충재, 뒷채움 및 근계 암반이 있다. 이 중 완충재는 심층 처분시스템에 있어 매우 중요한 역할을 한다. 완충재는 지하수 유입으로부터 처분용기를 보호하고, 방사성 핵종 유출을 저지한다. 처분용기에서 발생하는 고온의 열량이 완충재로 전파되기에 완충재의 열적 성능은 처분시스템의 안정성 평가에 매우 중요하다고 할 수 있다. 따라서 본 연구에서는 국내 경주산 압축 벤토나이트 완충재에 대한 열전도도 추정 모델을 개발하고자 하였다. 압축 벤토나이트 완충재의 열전도도는 비정상 열선법을 이용하여 다양한 함수비와 건조밀도에 따라 측정하였으며, 총 39개의 실험 데이터를 토대로 회귀분석을 이용하여 경주 압축 벤토나이트의 열전도도 추정 모델을 제시하였다.

• 방사성폐기물학회지
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• 제11권3호
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• pp.253-257
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• 2013

본 연구에서는 심지층 처분장 부지선정 시에 고려되는 요소를 지질, 수리지질, 지화학 등으로 분류하고 그 두 번째 단계로 수리지질분야의 세부 항목을 투수성, 분배 확산계수, 경계조건, 지하수 연대로 분류하였다. 그리고 이들 항목에 대한 국외 기준분석을 수행하였다. 부지선정요소(Siting factor)에 대한 기준(Criteria)은 각 국가의 지질환경, 지질정보 및 사회환경에 따라 다른 조건 혹은 값을 제시하고 있다. 일 예로, 유사한 특성의 결정질 암반을 기반암으로 하는 스웨덴, 핀란드에서도 투수성에 대한 기준을 각기 다르게 적용하고 있다. 스웨덴에서는 수리전도도의 기준을 부지선정 <단계 3>에서 $10^{-8}m/s$ 이하로 설정하고 있지만, 핀란드에서는 암반의 투수성에 대한 신뢰성 있는 자료가 많이 확보되지 않아 투수성을 부지선정 기준으로 적용하지 않고 있다. 또한, 분배계수에 대한 기준에서도 스웨덴에서는 평균 값의 100배 이하인 지역을 배제하지만, 독일에서는 $0.001m^3/kg$의 정량화 된 값을 제시하고 있다. 따라서, 수리지질 요소에 대한 심지층 처분장 부지선정 기준을 명확히 설정하기 위해서는 국내 기반암의 심부환경에 대한 많은 정보를 확보하여야 할 것으로 판단된다.

• 방사성폐기물학회지
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• 제11권3호
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• pp.199-206
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• 2013

파이로프로세싱에서 전해제련은 액체카드뮴음극(liquid cadmium cathode, LCC)을 이용하여 우라늄과 초우라늄원소(TRU)를 동시에 회수하는 공정이다. 액체카드뮴음극의 표면에 전착된 우라늄이 카드뮴 중의 우라늄 용해도(2.35wt%)를 초과하여 전착되면, 표면적이 큰 수지상 우라늄을 형성하여 액체카드뮴 내부로 가라앉지 않고 이 수지상 우라늄 자체가 고체전극으로 작용한다. 따라서 본 연구에서는 Cd-U 상태도를 바탕으로 ${\alpha}$상 우라늄(수지상 우라늄)이 안정하게 존재하는 $500^{\circ}C$와 카드뮴과 우라늄간 금속간 화합물(intermetallic compound)이 형성되는 $440^{\circ}C$의 두 가지의 온도 조건에서 전착실험을 하였다. $440^{\circ}C$에서 정전류법으로 전착한 경우, 우라늄은 수지상이 아닌 알갱이 형태로 전착되었고 액체카드뮴음극의 도가니 밖으로 자라나지 않은 채 카드뮴 풀 중앙을 중심으로 일정하게 적층되었다. XRD 분석을 통해 이러한 전착물이 $UCd_{11}$이라는 금속간 화합물이라는 것을 알 수 있었다. $UCd_{11}$은 카드뮴보다 비중이 커서 전착 중에 액체카드뮴 내부로 침전되므로 교반기를 사용하지 않고도 우라늄과 초우라늄원소를 동시에 회수할 수 있을 것으로 판단된다.