• 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.

• 방사성폐기물학회지
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• 제16권4호
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• pp.455-472
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• 2018

국내의 사용후핵연료가 증가함에 따라 사용후핵연료 저장조는 곧 포화가 될 것으로 예상된다. 따라서 사용후핵연료 건식저장 운영 및 관리 방안에 대해 연구하는 것은 매우 중요하다. 미국에서는 오랜 기간 건식저장을 운영해왔으며 이를 바탕으로 사용후핵연료 건식저장 운영 및 관리 방안에 대해 많은 연구가 수행되고 있다. 그러나 우리나라에서는 경수로 사용후핵연료건식저장 경험이 없으며 관련 관리방안 및 구체적인 기준이 매우 부족한 현실이다. 건식저장기간 동안 주요한 이슈중의 하나는 건식저장용기 열화현상이며 대표적으로 응력부식균열에 의한 부식현상이 있다. 미국에서는 U.S. DOE, U.S. NRC, 그리고 EPRI 주관 아래 건식저장 캐니스터에서의 염화물 응력부식균열에 관한 많은 연구들을 수행하고 있다. 또한 건식저장 캐니스터의 염화물 응력부식균열 현상을 설명하기 위해 SNL에서는 확률론적 응력부식균열 모델을 제시하였다. 본 논문에서는 SNL에서 제시한 확률론적 응력부식균열 모델을 검토하였으며 모델에 제시된 주요인자들을 세세하게 분석하였다. 본 논문은 우리나라에서 스테인리스 스틸로 제작된 캐니스터를 경수로 사용후핵연료 건식저장으로 이용할 경우, 건식저장 운영 및 관리 방안을 구축하는 대에 좋은 참고문헌이 될 것이라 사료된다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제54권12호
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• pp.4660-4670
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• 2022

Hydroxyurea (HU) is a novel salt-free reductant used potentially for the separation of U/Pu in the advanced PUREX process. In this work, the radiation stability of HU were systematically investigated in solution by examining the effects of the type of rays (α, β, and γ irradiations), the absorbed dose (10-50 kGy), and the HNO₃ concentration (0-3 mol L^-1). The influence degree on HU radiolysis rates followed the order of the absorbed dose > the ray type > the HNO₃ concentration, but the latter two had moderate effects on HU radiolysis products where NH₄⁺ and NO₂^- were found to be the most abundant ones, suggesting that the differences of α, β, and γ rays should be considered in the study of irradiation effects. The radiolysis mechanism was explored using density functional theory (DFT) calculations, and it proposed the dominant radiolysis paths of HU, indicating that the radiolysis of HU was mainly a free radical reaction among ·H, e_aq^-, H₂O, intermediates, and the radiolytic free radical fragments of HU. The results reported here provide valuable insights into the mechanistic understanding of HU radiolysis under α, β, and γ irradiations and reliable data support for the application of HU in the reprocessing of spent fuel.

• 터널과지하공간
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• 제34권2호
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• pp.104-126
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• 2024

완충재 및 뒤채움재는 심지층처분시스템 공학적방벽 구성요소로 고준위방사성폐기물을 안전하게 격리하고 폐기물로부터 유출되는 방사성핵종의 누출을 지연시키는 데 필수적인 역할을 한다. 완충재 및 뒤채움재로는 팽윤특성을 보이는 벤토나이트 혼합물의 사용이 고려되고 있으며 주변 암반으로부터 과도한 지하수의 유입은 이러한 공학적방벽의 안정성과 효율성을 저하시킬 수 있다. 따라서, 심층처분장의 안전성 확보를 위해서는 완충재 및 뒤채움재의 엄격한 품질기준 및 현장관리 방안수립과 유입 지하수를 처리할 수 있는 기술이 요구된다. 본 고에서는 다양한 실험실 시험뿐만 아니라 스웨덴 Äspö Hard Rock Laboratory에서 수행된 처분터널 1/2 규모의 Steel Tunnel Test 사례를 심층 분석하여 완충재 및 뒤재움재의 설계 요구사항을 파악하고 현장실험 사례를 통해 파악된 품질관리 요소 및 방안을 소개하였다. 또한, 완충재 및 뒤채움재의 현장시공 안정성과 효율성을 확보하기 위한 처분갱도에서의 유입 지하수 처리방법에 대해 소개하고 벤토나이트 펠렛 채움 내의 지하수 저장능력과 토목섬유(geotextile) 사용 효과에 대한 검증 결과를 소개하였다.

• 방사선산업학회지
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• 제18권3호
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• pp.167-171
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• 2024

Technetium-99 (⁹⁹Tc) is recognized as a critical concern in the disposal of spent nuclear fuel due to its long half-life and remarkable stability, existing predominantly as TcO₄^- in the natural environment. The anionic form of technetium is highly soluble and mobile, posing significant environmental risks from the viewpoint of nuclear waste management. Thus, developing efficient and cost-effective sorbents for aqueous Tc(VII) is essential for mitigating relevant contamination. In the present work, the adsorption characteristics of Re(VII), a chemical analog of Tc(VII), were investigated using the clay mineral bentonite, modified with two different organic cations: hexadecylpyridinium (HDPy) and hexadecyltrimethylammonium (HDTMA). Sorption experiments were conducted at a liquid-to-solid ratio of 1 g/L with Re(VII) solutions prepared at concentrations from 10^-4 mol/L to 10^-6 mol/L. The sorption ratio and distribution coefficients were determined with samples collected at reaction times of 10, 50, 100, and 500 minutes after 0.45 ㎛ syringe filtration. In parallel, the modified bentonite samples were further analyzed using the X-ray diffraction (XRD) method to understand the adsorption mechanism of Re(VII) onto the target minerals. According to the quantification analysis results, a rapid equilibrium reaction of aqueous Re(VII) for all modified bentonite samples was identified. Moreover, near-complete adsorption of Re(VII) was observed when the bentonite was modified at 200-400% of its cation exchange capacity (CEC) for both organic cations. For cases of lower modification, the HDTMA-modified bentonite showed relatively higher adsorption efficiency compared with the one modified with HDPy. This result was inferred to be due to the difference in inter-layer spacing based on the characteristics of the organic cations. It is expected that the results obtained through this study will serve as a preliminary case for the synthesis of adsorbents for the retardation of highly mobile anionic radionuclides, such as I and Tc, in the natural environment.