• 방사성폐기물학회지
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• 제6권1호
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• pp.17-23
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• 2008

이 연구에서는 플라즈마 제염 기술의 실용화를 위해 $CF_4/O_2$, $SF_6/O_2$, $NF_3$ 등의 반응성 플라즈마 기체를 이용하여 원자력 시설의 주요 오염원인 코발트 핵종에 대한 표면 제염 모의실험을 수행하였다. 디스크 형태의 금속코발트에 대하여 시편 표면 온도를 변수로 플라즈마 식각 실험을 수행한 결과 반응율은 $420^{\circ}C$에서 $NF_3$ 기체의 경우 $17.2\;{\mu}m/min.$ 그리고 $SF_6$와 $CF_6/O_2$ 기체의 경우 각각 $2.56\;{\mu}m/min.$과 $1.14\;{\mu}m/min.$이었으며, 이들 반응의 활성화에너지는 각각 39.4 kJ/mol, 42.1 kJ/mol, 116.0 kJ/mol이었다. 이와 함께 AES (Auger Electron Spectroscopy)를 이용하여 반응 생성물 성분 분석 결과 이들 반응의 주요 반응 기구는 코발트의 불화 반응임이 밝혀졌다. 이 연구를 통해 확보된 $17\;{\mu}m/min.$의 금속 표면 식각율은 주요 반도체 공정의 식각율을 뛰어넘는 높은 식각율로 플라즈마 제 염 기술의 실용화를 앞당길 수 있는 고무적인 결과라 할 수 있을 것이다.

• 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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• 제11권4호
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• pp.271-280
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• 2013

원자력 발전소와 연구시설의 해체 시 다량의 오염된 방사성 콘크리트 폐기물이 발생한다. 현재 국내에는 연구로 1, 2호기의 해체와 제염사업이 진행 중이며, 약 800여 드럼 (200 L)의 콘크리트 폐기물이 발생하였다. 이들 방사성 콘크리트 폐기물은 최종처분을 위해 200 L 드럼에 덩어리 크기의 콘크리트를 채우고, 시멘트 모르타르 형태로 제조한 입자상 폐기물로 빈 공간을 채우며 혼용 고정화 및 안정화하는 일련의 과정이 필요하다. 이에 본 연구에서는 콘크리트 폐기물, 물, 시멘트의 최적의 혼합비율을 찾고, 처분장 폐기물 인수기준에 준하기 위한 고화체의 특성을 평가하였다. 모르타르 유동도, 고화체 압축강도, 침출에 대한 안정성, 열 저항성 등의 인자에 따라 평가한 결과, 콘크리트 폐기물, 물, 시멘트의 배합비 75:15:10wt%에서 평가인자 기준에 도달하였으며, 콘크리트 폐기물 75%에 미분말 콘크리트 폐기물을 최대 40wt%까지 포함시켜 시멘트 고화체를 제조한 경우에도 압축강도를 만족하였다. 입자의 충진 밀도의 증가로 scale-up실험에서는 75:10:15wt%의 배합비에서 작업도 및 압축강도 범위를 만족하였다.

• 방사성폐기물학회지
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• 제4권2호
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• pp.179-186
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• 2006

원자력을 이용하는 시설 및 그와 관련한 연구개발실험실로부터 각종 화학폐수가 다량으로 발생되고 있으며 이들 폐수를 화학폐수 전용처리시설로 처리하고 있으나 최종 건조 케이크내에 함유된 우라늄의 농도가 규제면제농도인 10 Bq/g을 약간 초과하므로서 방사성폐기물로 분류하여 별도로 저장하고 있다. 화학폐수 처리후 침전된 슬러지내의 우라늄 농도를 분석한 결과 우라늄이 용액상이 아닌 침전물상에 존재함을 알았으며, 이들 우라늄을 침전물로부터 용액상으로 용해하기 위하여 강질산으로 용해시켰다. 그 결과 대부분의 우라늄이 슬러지의 침전물로부터 용액상으로 용출되었으며, 용해후 얻어진 슬러지 산용해액에 대해 IRN-77과 비드형으로 새로 제조한 다이포실 수지를 실 폐액처리에 적용하기 위한 흡착실험을 수행하였다. IRN-77과 다이포실 비드를 단독, 혼합 또는 단계적으로 사용한 결과, 80%이상의 우라늄 흡착효율을 얻기 위해서는 산용해액과 동등량 또는 그 이상의 다량의 수지가 소요되었다. 한편 침전 슬러지를 압착하여 부피가 더욱 축소된 탈수케이크를 산용해한 결과, 탈수케이크 대 질산의 비율이 3:2에서 우라늄의 함량을 최대 11 mg/L을 얻었으며 슬러지 용해시보다 적은 양으로 산용해가 가능하였다. 탈수 케이크 산용해액의 방사능 농도는 6.97E-01 Bq/ml 로서 기존의 자연증발처리시설에서 처리가 가능한 수준이었으며, 건조케이크의 비방사능은 11.2 Bq/g로서 최종 폐기물로 발생될 폐증발천의 비방사능이 4.3 Bq/g으로 평가되어 우라늄 동위원소의 규제면제치인 10 Bq/g 미만이므로 자체처분이 가능한 수준이었다. 결론적으로 화학폐수를 처리한 후 부피가 최소화된 탈수케이크에서 우라늄을 산용해시키고 최종 산용해액은 기존의 자연증발시설로 증발처리하면 방사성 건조케이크의 발생 없이 또한 자연증발천도 자체처분이 가능한 최적의 방안을 도출하였다.

• Journal of Radiation Protection and Research
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• 제20권4호
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• pp.265-274
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• 1995

Co-60은 원자력발전소에서 발생하는 부식생성물로서 중저준위 방사성폐기물에 함유된 가장 중요한 핵종중 하나다 방사성폐기물처분장 충전물로 많이 사용되는 점토층을 통한 Co-60 확산실험을 하여 밀도변화에 따른 확산계수를 구하였다. Co-60의 확산실험 기간은 점토 밀도에 따라 최소 9시간에서 최대 120일이 걸렸으며, 확산계수는 저밀도인 $0.41g/cm^3$에서 $8.79{\times}10^{11}m^2/s$로부터 고밀도인 $2.03g/cm^3$에서 $6.82{\times}10^{14}m^2/s$까지 급격히 감소하는 현상을 보여주었다. 그리고, 기존에 수행한 연구와 비친 결과 다음과 같은 사실을 확인할 수 있었다. 첫째, 2가 이온인 Sr나 Co이온은 저밀도 점토층에서 1가 이온인 Cs 보다 큰 확산속도를 갖는다. 이러한 현상은 점토표면에 흡착되는 양이온들의 수화상태로 부터 설명할 수 있었다. 둘째, Co 이온의 경우 저밀도에서는 Sr이온보다도 큰 확산계수를 보여준다. 이러한 현상은 Co이온의 수화반경이 Sr이온보다 크다는 사실로 해석할 수 있었다. 셋째, 밀도가 증가함에 따라 Co 이온의 확산계수는 Cs 이온보다도 작은 값으로 급격히 감소한다. 이러한 현상은 점토층의 밀도가 증가함에 따라 점토표면과 화학결합을 하는 Co 이온들이 급격히 증가하고, 점토의 결정속으로 잠적하여 점토의 일부가 되는 이온들이 급격히 증가하기 때문인 것으로 생각된다. 이와 같은 현상들은 표면확산이론으로 설명이 가능하며 특히 저밀도 점토층에서 Co-60의 확산속도가 크다는 것은 중 저준위 방사성 폐기물 처분장 설계나 안전성 평가에 매우 중요한 자료가 될 것이다.

• 방사성폐기물학회지
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• 제14권2호
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• pp.169-178
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• 2016

플라즈마토치 용융로에 있어서 내화물의 보수를 최소화하고 용융물의 배출을 원활하게 하기 위해서는 처리대상 폐기물의 물성을 충분히 고려하여야 한다. 원전에서 발생되는 비가연성 방사성폐기물 중 많은 비중을 차지하고 있는 콘크리트 조각, 유리, 모래 등에 대한 화학적 조성비를 조사하여 보면 산성산화물이 염기성산화물에 비해 압도적으로 많은 비중을 차지하고 있으므로 용융 시 염기도가 매우 낮은 산성 슬래그가 된다. 이 용융슬래그는 유동도가 낮아서 용융물의 배출특성이 좋지 않으며 내화물에 침식을 유발시키는 주된 요인이 된다. 경사형 구조의 측면 출탕구를 가진 플라즈마토치 용융로의 경우, 구조상 출탕 후 일정량의 금속성 용융물이 항상 용융로 내부 바닥과 출탕구에 남게 된다. 비중차에 의해 비금속 용융슬래그는 금속성 용융물 상부에 위치하게 되며 혼합형 플라즈마토치를 이행형 운전모드로 가동하게 되면 금속성 용융물과 비금속 용융물이 동시에 용융되므로 비금속 용융슬래그의 온도는 금속 용융온도 이상으로 유지가 된다. 내화물의 수명 향상을 위해 용융로 내부의 온도와 용융물과 접촉하는 부위와 접촉되지 않는 부위를 구별하여 내화물의 특성을 주지하고 가장 적합한 내화물을 부위별로 선정하였다. 산성 내화물과 염기성 내화물이 인접하지 않도록 하고 용융슬래그에 대한 저항성을 높이도록 하였다.

• 방사성폐기물학회지
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• 제6권4호
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• pp.283-296
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• 2008

중 저준위 방사성폐기물 처분 부지 건설될 지하 시설물을 고려하여 지하수 유동 모델링을 수행하였으며, 처분 안전성 평가를 위해 건설 중 지하 시설물로의 지하수 유입량, 처분장 폐쇄 후 처분 사일로를 통과하는 지하수 유동량 및 처분 사일로에서 배출 지역까지의 지하수 유동로에 대한 이동 거리 및 단위 유량에 대한 입력 인자를 도출하였다. 처분장 건설 중 지하수 유입량 및 폐쇄 후 지하수의 유동량은 처분 심도에서 존재하는 다수의 투수성 구조 영역에 의해 영향을 받아 10가지 경우에서 각각 상이한 결과를 나타내었다. 지하수 유동로에 대한 지하수의 이동 거리 및 단위 유량에 대한 결과도 지하수의 유동로에 존재하는 투수성 구조 영역에 영향을 받는 것으로 분석된다. 가상의 인간 침입 시나리오를 위해 우물 시나리오를 가정하여 지하수 유동 모델링을 수행하였으며, 그 결과를 이용하여 처분 안전성 평가와 관련된 입력 인자를 도출하였다.

• Journal of Radiation Protection and Research
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• 제36권3호
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• pp.127-133
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• 2011

국제방사선방호위원회에서는 2007년에 방사선방호에 관한 권고(ICRP 103)를 개정하였다. 이에 따라 국제원자력기구에서도 전리방사선 방호에 관한 국제기본안전기준을 개정하고 있으며 국내에서도 신권고의 내용을 국내요건에 반영하기 위한 연구가 진행 중이다. 신권고가 기존 권고에서 크게 변화되지 않았지만 방사선산업의 성장으로 인해 작은 변화에도 큰 영향을 가져올 수 있기 때문에 신권고의 내용을 국내 반영하기 위한 준비가 필요하다. ICRP 103의 주요 특징중 하나는 기존 권고에 비해 방호최적화를 한 단계 더 강조한 것이다. 이를 위해 계획피폭상황에서 선량제약치를, 기존 및 비상피폭상황에서 참조준위를 사용할 것을 권고하였다. 선량제약치는 전망적이고 선원중심적 제한값으로서 개인에 대한 방호의 기본 수준을 제공하며, 그 선원에 대한 방사선방호 최적화에 상한 선량 역할을 하게 된다. 이에 따라 국내에서도 원자력 및 방사선이용시설에 대해 선량제약치 운영이 요구될 것이다. 규제기관과의 협력과 더불어 직무피폭에 관한 선량제약치를 사업자가 설정하고 운영함으로써 최적화가 더 강조될 수 있을 것으로 예상된다. 선량제약치가 규제도구가 아닌 방사선방호최적화를 위한 절차로 국내 적용되기 위한 방안을 도출하였다.

• 방사성폐기물학회지
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• 제6권2호
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• pp.155-162
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• 2008

후행 핵연료주기 경제성 평가는 추정 비용의 불확실성, 평가 대상기간의 장기성, 적용 할인율에 따른 계산결과의 변동성 등 많은 불확실성을 내포하고 있기 때문에 평가기관 또는 평가자에 따라 그 결과가 서로 상이하다. 본고에서는 지금까지 수행 된 주요 경제성 평가 연구들을 조사/분석하여 그 특징과 한계를 알아봄으로써 현재 국내에서 추진되고 있는 사용후핵연료 공론화 및 후행 핵연료주기 정책 연구 추진에 기초자료로 활용될 수 있도록 하고자 하였다. 분석 결과 사용후핵연료 재활용 옵션에 비해 직접처분 옵션이 유리하나, 입력 자료로 사용된 파라미터 값에 따라 결과의 불확실성이 많이 나타나 이 부분에 대한 추가적인 연구가 필요하다는 사실을 알 수 있었다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제26권4호
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• pp.471-483
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• 1994

시험용기가 1.7㎥가 되는 소규모 나트륨화재 실험 시설을 건설하여 나트륨 관련시설에서 발생가능한 풀형화재, 분무형화재, 그리고 원주형화재와 같은 나트륨화재 실험을 실시하였다. 그 결과 풀형화재는 나트륨 주입량에 비하여 온도 및 압력 증가치가 분무형화재와 원주형화재보다 훨씬 작지만 상당기간 나트륨풀과 용기안의 온도를 높게 유지시키며 나트륨 주입량이 많을 경우 용기내의 산소를 거의 소모시켜 용기안의 산소농도를 0mol%에 근접시키고 진공 상태까지 이르게 하였다. 분무형화재는 분산된 작은 나트륨이 순간적으로 산소와 반응하여 급격히 용기내의 온도와 압력을 증가시키며 곧 감소하였다. 분무형 화재의 최고 도달온도와 압력은 초기 산소농도 그리고 나트륨 주입온도에 따라 크게 다름을 보여 주었다. 원주형화재는 분무형화재와 거의 유사하지만 좀 더 많은 양의 나트륨을 시험용기내에 주입시켜도 최고 도달 온도와 압력이 분무형보다 작았다. 그리고 분무형화재와 원주형화재에서는 풀형화재에 비하여 순간적으로 분산된 나트륨이 산화하여 용기내의 측정위치에 따라 온도분포가 크게 다름을 보여주었다. 끝으로, 풀형화재 소화실험에서는 소화제 graphex가 효과적으로 나트륨 화재를 진화시킬 수 있음을 확인하였다.