• Nuclear Engineering and Technology
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• 제21권4호
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• pp.267-276
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• 1989

중저준위 방사성 폐기물 처분 안전성 평가에 이용될 수 있는 유한 차분법에 의한 수치모델을 개발하였다. 이 모델은 처분장이 암반내에 위치한 경우에 대하여 처분장 주위 지하 암반 매질에서의 핵종의 이동을 기술하는 것으로 암반내의 단일한 균열으로의 지하수에 의한 이동과 균열에 수직한 방향으로의 확산을 고려하여 일차원적으로 해석하였다. 수치모델은 해석해와 병행하여 처분장 안전성 평가에 있어서 유용하게 이용될 수 있는 것으로 보다 실제적인 경계조건을 사용할 수 있게 하고, 불균질한 암반매질에 대해 다중매질 모델링을 제공한다. 수치모델의 검증을 위하여 균열에서의 Sr-90 농도 Profile을 구하여 해석해와 비교하였고, 몇몇 경계 조건에 따른 영향을 비교하고 암반매질을 파라미터 값이 단계적으로 변하는 이중 매질에 대하여 확장하였다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제40권5호
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• pp.429-438
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• 2008

The objective of the present study is the depth and layout optimizations of a single layer, high level radioactive waste repository in a discontinuous rock mass with special joint set arrangements. A single layer repository model, considering variations in the repository depths, pitches, and tunnel spacings, is used to analyze the thermomechanical interaction behavior. It is assumed that the repository is constructed in saturated granite with joints; the PWR spent fuel in a disposal canister is installed in a deposition drift which is then sealed with compacted bentonite; and the backfill material is filled in the repository tunnel. The decay heat generated by the high level radioactive wastes governs the thermomechanical behavior of the near field rock mass of the repository. The temperature and displacement behavior of the repository is influenced more by the pitch variations than the tunnel spacing and repository depth. However, the stress behavior is influenced more by the repository depth variations than the pitch and tunnel spacing. For the final selection of the tunnel spacing, pitch, and repository depth, other aspects such as the nuclide migration through a groundwater flow path, construction costs, operation costs, and so on should be considered.

• 한국방사성폐기물학회:학술대회논문집
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• 한국방사성폐기물학회 2003년도 가을 학술논문집
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• pp.244-250
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• 2003

본 논문에서는 황사빗물이 중ㆍ저준위 방사성 폐기물 시멘트 고화체에 미치는 영향을 알아보았다. 실험은 ANS 16.1 실험법을 채택하였다. Co 핵종을 포함한 시멘트 고화체를 제작한 후, 대기 중 황사성분의 질량농도를 이용해 침출수의 부피, 이온 및 금속의 농도 등을 결정한다. 실험을 위해 대기 중 황사 부하량이나 강수에 포함되는 황사성분의 양, 처분장의 면적 등은 적합한 가정을 통해 결정하였다. 본 논문에서는 황사의 특성에 대해 간략히 소개하고 침출 실험의 준비과정으로 실험 조건을 결정한 후에, 90일간의 침출실험을 통해 나온 결과로 황사빗물에 의한 시멘트 고화체의 영향을 평가ㆍ분석하였다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제49권5호
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• pp.1019-1030
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• 2017

Diffusion is a crucial mechanism that regulates the migration of radioactive nuclides. In this study, an innovative numerical method was developed to simultaneously calculate the diffusion coefficient of both parent and, afterward, series daughter nuclides in a sequentially reactive through-diffusion model. Two constructed scenarios, a serial reaction (RN_1 ${\rightarrow}$ RN_2 ${\rightarrow}$ RN_3) and a parallel reaction (RN_1 ${\rightarrow}$ RN_2A + RN_2B), were proposed and calculated for verification. First, the accuracy of the proposed three-member reaction equations was validated using several default numerical experiments. Second, by applying the validated numerical experimental concentration variation data, the as-determined diffusion coefficient of the product nuclide was observed to be identical to the default data. The results demonstrate the validity of the proposed method. The significance of the proposed numerical method will be particularly powerful in determining the diffusion coefficients of systems with extremely thin specimens, long periods of diffusion time, and parent nuclides with fast decay constants.

• 한국방사성폐기물학회:학술대회논문집
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• 한국방사성폐기물학회 2003년도 가을 학술논문집
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• pp.544-548
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• 2003

바코드 라벨의 방사선 조사 시험은 방사성폐기물 용기에 부착할 바코드 라벨의 방사선 환경 하에서의 영향을 판단하기 위하여 수행하였다. 중$\cdot$저준위 방사성 폐기물은 원자력법에 의하면 총 방사능량이 4,000 Bq/g 미만을 말한다. 방사성 폐기물 용기의 외부에 부착할 바코드 라벨이 받게 되는 방사선 조사선량은 MCNP-4b Computer Code에 의하여 계산하였다. Co-60과 Cs-137 핵종들은 총 방사능에 50%씩 기여한다고 가정하였다. 용기와 바코드 라벨의 제원에 의하여 실제의 최종 방사선 조사선량을 계산하였다. 바코드 판독기를 이용하여 바코드 라벨의 인식률과 외관점검을 수행한 결과 코팅된 바코드 라벨은 중$\cdot$저준위 방사성 폐기물 용기에 사용하기에 적합하였다.

• 대한안전경영과학회지
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• 제17권4호
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• pp.241-246
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• 2015

Generally a patient who was injected radiopharmaceuticals for nuclear medicine examination is not an object of isolation. Therefore, when the patient uses toilet, we expect surface contamination of a toilet by radioisotope. The measured value is $25.69Bq/cm^2$(a restroom near admission and administration), $19.39Bq/cm^2$(a toilet near department of radiology). The study shows that 9 of 24 locations in controlled area exceed over surface contamination limit. From now on, we should find source of contamination through measurement radioactive nuclide to apply radiation safety management.

• 방사성폐기물학회지
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• 제4권3호
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• pp.275-284
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• 2006

실제 드럼 내에 존재하는 핵종으로부터 방출되는 감마선을 외부에서 측정하여 그로부터 드럼 내 핵종의 양을 정확하게 분석하기 위해서는 먼저 적절한 교정표준의 선택과 드럼 내 매질의 밀도와 핵종의 분포에 대한 감마선 감쇠보정이 반드시 필요하다. 본 연구에서는 드림 내 핵종의 분석을 위하여 밀도가 다른 두 개의 모델드럼을 이용하였으며 전송선원으로써는 $^{152}Eu$(10 mCi), 표준선원으로는 혼합선원($^{133}Ba,\;^{137}Cs,\;^{60}Co$)을 이용하였다. 그리고 드럼과 검출기 사이의 거리를 달리하면서 모델드럼 내의 표준선원으로부터 나오는 감마선을 계측하여, 감쇠보정이 되지 않은 이 측정값에 3 종류의 감마선 감쇠보정을 각각 수행하였다. 그 결과 밀도가 낮은 드럼에서의 오차는 10 % 이하이었고, 밀도가 높은 드럼에서의 오차는 25 % 이하이었다. 또한 드럼과 검출기사이의 거리가 근거리(70 cm, 드림구획 : 10 segments)일 때, 오차는 원거리(90 cm, 드럼구획 : 8 segments)에서의 오차보다는 낮았는데 이는 상대적으로 1 segment에 대한 부피차이에 기인한 밀도 측정오차가 낮고 감마선의 산란이 낮았기 때문이다.

• 대한화학회지
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• 제6권2호
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• pp.155-157
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• 1962

A tiny dust found at the balcony of the Institute indicated about 8,0000 counts per minute by T.G.C.-2 Geiger-Muller tube (1.8mg/$cm^2$ window-thickness) at the distance of 2cm from the window. The main fission fragments, as identified by the present analysis, are 12.5day Ba-140 and 33.1 day Ce-141. The gamma energies were determined using $2"{\times}2"$ NaI(Tl) scintillation detector connected to RCL-256 channel pulse heigt analyzer. The beta energies were evaluated by Feather plot.

• 한국방사성폐기물학회:학술대회논문집
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• 한국방사성폐기물학회 2003년도 가을 학술논문집
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• pp.300-305
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• 2003

방사성폐기물 처분장의 건설에 가장 중요한 부분 중의 하나는 처분안전성의 확보이다. 처분시스템의 기본적인 기능은 처분된 폐기물을 인간 환경으로부터 완벽하게 고립시켜 처분장 내에 영구적으로 격리시키는 것이다. 토양에서 수리전도도는 핵종의 이동과 밀접한 관련이 있다. 그러나 아직까지 국내에서 불포화 토양에 대한 수리 특성 연구는 많이 부족한 상황이다. 이에 본 연구에서는 빠르고 간단하게 불포화 수리 인자값을 산출하는 방법을 제시한다. 토양수분특성곡선과 수리전도도의 산출은 One-Step Outflow Method를 이용하였다.

• 방사성폐기물학회지
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• 제21권4호
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• pp.465-479
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• 2023

To ensure the safety of disposal facilities for radioactive waste, it is essential to quantitatively evaluate the performance of the waste disposal facilities by using safety assessment models. This paper addresses the development of the safety assessment model for the underground silo of Wolseong Low-and Immediate-Level Waste (LILW) disposal facility in Korea. As the simulated result, the nuclides diffused from the waste were kept inside the silo without the leakage of those while the integrity of the concrete is maintained. After the degradation of concrete, radionuclides migrate in the same direction as the groundwater flow by mainly advection mechanism. The release of radionuclides has a positive linear relationship with a half-life in the range of medium half-life. Additionally, the solidified waste form delays and reduces the migration of radionuclides through the interaction between the nuclides and the solidified medium. Herein, the phenomenon of this delay was implemented with the mass transfer coefficient of the flux node at numerical modeling. The solidification effects, which are delaying and reducing the leakage of nuclides, were maintained the integrity of the nuclides. This effect was decreased by increasing the half-life and the mass transfer coefficient of radionuclides.