• 한국방사성폐기물학회:학술대회논문집
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• 한국방사성폐기물학회 2018년도 춘계학술논문요약집
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• pp.241-242
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• 2018

• 한국방사성폐기물학회:학술대회논문집
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• 한국방사성폐기물학회 2017년도 추계학술논문요약집
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• pp.159-160
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• 2017

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제34권3호
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• pp.218-231
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• 2002

Using a three-dimensional numerical code, B3R developed for nuclide transport of an arbitrary length of decay chain in the buffer between the canister and adjacent rock in a high- level radioactive waste repository by adopting a finite difference method utilizing the control- volume scheme, some illustrative calculations have been done. A linear sorption isotherm, nuclide transport due to diffusion in the buffer and the rock matrix, and advection and dispersion along thin rigid parallel fractures existing in a saturated porous rock matrix as well as diffusion through the fracture wall into the matrix is assumed. In such kind of repository, buffer and rock matrix are known to be important physico-chemical harriers in nuclide retardation. To show effects of buffer and rock matrix on nuclide transport in HLW repository and also to demonstrate usefulness of B3R, several cases of breakthrough curves as well as three- dimensional plots of concentration isopleths associated with these two barriers are introduced for a typical case of decay chain of $^{234}$ Ulongrightarrow$^{230}$ Thlongrightarrow$^{226}$ Ra, which is the most important chain as far as the human environment is concerned.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제31권4호
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• pp.432-443
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• 1999

Using a two-dimensional numerical model, nuclide transport in the buffer between the canister and adjacent rock in a high-level radioactive waste repository is dealt with. Calculations are made for a typical case with a three-member decay chain, $^{234}$ U longrightarrow $^{230}$ Th longrightarrow $^{226}$ Ra. The solution method used here is based on a physically exact formulation by a control volume method directly integrating the governing equation over each control volume.

• 방사성폐기물학회지
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• 제12권2호
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• pp.135-151
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• 2014

상용의 GoldSim과 GoldSim 이동 모듈 (GoldSim Transport Module; GTM)을 이용하여 방사성폐기물 처분시스템과 같이 복잡한 질량 이동 시스템을 신뢰성 있고 효율적으로 모사할 수 있다. 그러나 GTM의 특성을 보다 정확하게 이해하여야 이를 사용하여 실제 처분시스템의 안전성 평가 프로그램을 개발할 때 발생할 수 있는 오류를 피할 수 있다는 것을 인지하는 것이 중요하다. 이를 위하여 GTM에서 다양하게 제공되는 요소 (element) 중, 질량 이동 모사에 유용한 Transport pathway의 특징에 대하여 소개하고, 방사성폐기물 처분시스템 안전성 평가를 위해 시스템 내 핵종의 거동과 같은 질량 이동 모사에서 이에 대한 올바른 활용 방안을 제시하였다.

• 방사성폐기물학회지
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• 제18권2호
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• pp.157-167
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• 2020

원전 해체 공정 중 다량의 콘크리트 방사성 폐기물의 절단 과정에서 불가피하게 방사성 에어로졸이 생성된다. 방사성 에어로졸은 인체 호흡기 흡착에 의한 내부피폭을 유발하기 때문에 작업자의 방사선 방호를 위한 내부피폭평가가 필수적으로 시행되어야 한다. 그러나 실제 작업환경의 에어로졸 특성값을 사용하기에는 선행 연구가 미비하며 콘크리트에 포함된 방사성 핵종의 수가 많기 때문에 정확한 작업자 내부피폭평가를 위해서는 상당한 시간과 인력이 필요하다. 따라서, 본 연구에서는 사전 연구된 콘크리트 에어로졸 특성값을 활용하여 원전 해체 전 절단 작업자의 내부 피폭량을 빠르게 예측할 수 있는 새로운 방법론을 제시하고자 한다. 본 연구팀은 콘크리트 절단 시 발생하는 사전 연구에서 발표된 에어로졸의 수농도 크기 분포데이터를 뉴턴-랩슨법을 이용하여 피폭평가 계산에 필요한 방사능중앙 공기중역학직경(Activity Median Aerodynamic Diameter)값으로 변환하였다. 또한 원전 정지 10년 후 비방사능 값을 ORIGEN code로 계산하였으며, 최종적으로 핵종별 예탁유효선량을 IMBA 프로그램을 이용하여 계산하였다. 핵종별 예탁유효선량값을 비교한 결과 152Eu에 의한 최대 예탁유효선량은 전체 선량값의 83.09%를 차지하고, ¹⁵²Eu를 포함한 상위 5개 원소(¹⁵²Eu, ¹⁵⁴Eu, ⁶⁰Co, ²³⁹Pu, ⁵⁵Fe)의 경우 최대 99.63%를 차지함을 확인하였다. 따라서 원전 해체 전 콘크리트의 구성 원소 중 상위 5개 주요 원소 측정을 먼저 시행한다면 더 빠르고 원활한 방사능 피폭관리 및 해체 작업 안전성 평가가 가능할 것으로 판단된다.

• 한국방사선학회논문지
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• 제5권1호
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• pp.5-10
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• 2011

검출한계에 대한 기본개념을 기초로 백그라운드 측정시간과 시료측정시간을 고려하였고, 환경시료중에서 육상시료(하천토, 표층토양, 식수, 지하수, 지표수, 솔잎, 쑥) 분석에서 백그라운드 계측시간과 시료 측정시간의 변화에 따른 MDA 값들을 비교하였다. 물시료 분석결과를 살펴보면 대부분 시료에서 불검출로 나타났으며, 육상시료 분석결과 대부분의 시료에서 "과학기술부고시 제 2008-28호"의 검출하한치 미만으로 측정되었으나, 일부 시료에서는 인공방사성핵종인 $^{137}Cs$이 검출되었다. 이는 과거 50.60년대 행해졌던 대기권 핵실험에 의한 낙진 및 소련의 체르노빌 원전사고 등에 의한 영향으로 우리나라뿐만 아니라 전 세계적으로 검출되고 있는 수준이다. 또한 $^{137}Cs$의 동위원소이며, 상대적으로 반감기가 짧은 $^{134}Cs$가 모든 시료에 대해서 검출되지 않는 것으로 보아 원전운영에 의한 영향이 아님을 알 수 있다.

• 한국방사성폐기물학회:학술대회논문집
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• 한국방사성폐기물학회 2005년도 춘계 학술대회
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• pp.211-220
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• 2005

중${\cdot}$저준위 방사성폐기물 처분시설의 주 인공방벽으로 콘크리트 구조물이 고려되고 있다. 콘크리트는 투수성이 낮아 물의 침투를 최소화할 수 있으며, 핵종 물질의 누출 차단에도 효과적이기 때문이다. 그러나 콘크리트에 열화가 발생하면 처분구조물의 구조적 안정성이 낮아지며, 투수성이 증가하여 외부로부터 물의 침투로 인한 핵종물질 누출 가능성이 높아진다. 따라서 처분구조물의 오염물질 격리 성능을 증진하기 위해서는 콘크리트의 열화를 최소화하여야 한다. 콘크리트 구조물의 대표적 열화 원인으로 황산염의 침투, 염화물 침투에 의한 철근 부식, 칼슘 수산화물의 침출, 알카리-골재 반응, 그리고 구조물의 반복적인 동결-융해가 있다. 이러한 열화과정의 공통적 원인은 구조물에 물 및 유해한 화학물질이 침투하기 때문이다. 본 논문에서는 이러한 열화원인 및 메커니즘 검토에 기초하여 인공방벽으로서 콘크리트 처분구조물의 장기적 내구성을 확보하기 위한 설계 및 설계수명 평가 방안을 검토하였다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제45권1호
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• pp.61-66
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• 2013

Among the radioactive wastes generated from the nuclear power plant, a radioactive nuclide such as $^{129}I$ is classified as a difficult-to-measure (DTM) nuclide, owing to its low specific activity. Therefore, the establishment of an analytical procedure, including a chemical separation for $^{129}I$ as a representative DTM, becomes essential. In this report, the adsorption and recovery rate were measured by adding $^{125}I$ as a radio-isotopic tracer ($t_{1/2}$ = 60.14 d) to the simulation sample, in order to measure the activity concentration of $^{129}I$ in a pressurized-water reactor primary coolant. The optimum condition for the maximum recovery yield of iodine on the anion exchange resins (AG1 x2, 50-100 mesh, $Cl^-$ form) was found to be at pH 7. In this report, the effect of the boron content in a pressurized-water reactor primary coolant on the separation process of $^{129}I$ was examined, as was the effect of $^3H$ on the measurement of the activity of iodine. As a result, no influence of the boron content and of the simultaneous $^3H$ presence was found with activity concentrations of $^3H$ lower than 50 Bq/mL, and with a boron concentration of less than 2,000 ${\mu}g/mL$.

• 한국방사성폐기물학회:학술대회논문집
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• 한국방사성폐기물학회 2004년도 학술논문집
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• pp.174-174
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• 2004

It is necessary to perform the radionuclide inventory assessment for the disposal of low and intermediate radioactive waste containers. The $\gamma$ nuclide analyzer can be used for the assessment of containers. However, if the radioactivity in the containers is extremely low or high, radionuclide inventory of the containers can not be evaluated properly. Also, gamma scanning method is time consuming and has economical burden to the utilities.(omitted)