간행물
방사성폐기물학회지 KCI 등재 SCOPUS Journal of the Korean Radioactive Waste Society
- 발행기관 한국방사성폐기물학회
- 자료유형 학술지
- 간기 계간
- ISSN 1738-1894 (Print)2288-5471 (Online)
- 수록기간 2003 ~ 2024
- 주제분류 공학 > 공학일반 공학 분류의 다른 간행물
- 십진분류KDC 559DDC 629
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Volume 3 Number 4 (2005년 12월) 12건
Research Papers
1.
2005.12
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본 논문에서는 불필요한 용액의 발생이 없이 전해 반응계로 주입되는 용액을 오직 pH 만 조절시켜 배출시키기 위한 연속식 이온교환막 전해 시스템을 개발하였다. 여기서는 전해 반응기 앞에 한 pH-조정조를 두고 대상 용액을 pH-조정조로 주입하면서 pH-조정조의 용액의 일부를 이온 교환막에 따라 음극방 또는 양극방으로 거처 다시 pH-조정조로 순환하게 하며, pH-조정조의 용액의 일부를 상대극 방으로 통과시킴으로써 pH가 조절되어 배출되게 하였다. 양이온 교환막을 사용하는 경우 음극방을 거치는 용액을 pH-조정조로 순환하게 하고, 음이온 교환막을 사용하는 경우 양극방을 거치는 용액을 pH-조정조로 순환하게 함으로서 배출되는 용액을 효과적으로 산성용액 또는 알카리용액으로 만들 수 있었다. 이러한 전해반응기에서 pH 조절 과정은 음극과 양극 사이에 전압 차가 형성될 시, 이온교환막을 통한 용액 중 이온의 전기이동 현상에 의해 유발되는 음극방과 양극방에서 용액의 전하 비 평형 현상과 이에 따른 물의 전해 분해과정에 의해 설명되었다.
4,000원
2.
2005.12
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중저준위 방사성폐기물 천층처분시설의 처분덮개설계 및 성능평가를 위해 국내 역사시대 고분연구를 수행하였다. 처분덮개 성능과 관련된 국내외 연구현황을 조사하고 삼국시대 고분을 중심으로 봉분의 층상특성을 정리하였다. 국내 고분에 대한 봉토의 시료채취와 시료에 대한 수리전도도 측정 및 분석을 실시하였다. 고분에 대한 자연유사 연구에서 발굴조사보고서 상에 제시된 봉토의 유사판축기법의 적용, 모세관 방벽현상과 배수로를 이용한 봉분 내 습도조절 여부를 천층처분 시설설계에 활용할 수 있을 것으로 판단된다. 향후 국내 고분발굴현장이 있을 때 현장을 방문하여 필요한 자료수집과 더불어 원자력분야의 관심사와 필요사항에 대하여 국내 고고학계와의 정보교환이 이루어져야 할 것으로 판단된다.
4,500원
3.
2005.12
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Type 304 stainless steel 시편에 느슨하게 붙어있는 분말에 대한 초음파 제염 거동을 조사하였다. 매질을 물, PFC 및 의 음이온 계면활성제를 함유한 PFC 용액으로 변화시킴에 따라 제염계수는 20, 50 및 200으로 증가하였다. 제염계수에 차이가 생기는 이유를 초음파 매질의 표면장력 및 양으로 하전된 산화물 표면과 음이온 계면활성제 사이의 상호작용에 기인한 것으로 설명할 수 있었다. 음이온 계면활성제를 함유한 PFC 용액 내에서 분말로 오염된 평면 시편, 파이프 시편, 틈새 시편 및 용접 시편에 대한 초음파 제염 효과를 관찰하였다. 연구된 모든 시편에 대해, 대부분의 오염물이 완벽하게 제거되는 것으로 나타났다. 길이가 6cm인 파이프 시편에 대해서는 오염물의 가 제거되었다.
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4.
2005.12
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조사후 핵연료 가열(PIA장비)를 이용한 고연소도 UO2 사용후 핵연료의 산화 및 가열후 미세조직의 변화를 관찰하였다. 울진 2호기에서 한국원자력연구소 조사후시험시설로 이송된 국산 경수로용 고연소도 사용후 핵연료는 봉평균 연소도가 57,000 MWd/tU-rod avg.이였다. 본 시험에 사용된 시편은 국부연소도 65,000 MWd/tU UO2 소결체의 고형체 200 mg을 사용하였다. 본 시편을 사용후 핵 연료 가열(PIA) 시험장비를 이용하여 핫셀 내에서 3시간의 산화시험과 연속적으로 까지 가열하였다. 결정립경계까지의 산화를 위하여 에서 헬륨 50 ml, 표준공기 100 ml를 흔합한 산화분위기로 3시간을 유지하였다. 핵분열기체 방출거동을 알기위해 시험 전과정중에 85Kr의 방출량을 베타 측정기와 감마 측정기를 이용하여 실시간으로 측정 하였다. 가열시험이 종료된 후 전자주사현미경을 이용하여 미세구조의 변화를 관찰하였다. 시험결과 가열하는 동안 핵분열생성물은 UO2기지의 결정립경계와 표면으로 이동된 것을 관찰하였다. 이 시편은 환원과정을 통하여 재구조화 되었고, 정도의 결정립크기를 가진 것으로 나타났다.
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5.
2005.12
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방사성 폐기물 핵종 재고량 평가에 필요한 핵종분석을 위하여 다양한 매질의 방사성 폐기물 시료로부터 및 의 분리에 관한 연구가 수행되고 있다. Ni은 음이온교환 수지와 Sr-Spec 추출 크로마토그래피 수지로 Re(의 대용물), Nb, Fe 및 Sr을 차례로 분리하는 과정에서 Ca, Mg, Al, Cr, Ti, Mn, Ce, Na, K 및 Cu와 함께 회수되었다. 본 연구에서는 Ni의 선택적 분리기술을 확립하기 위하여 Ni-Spec 추출 크로마토그래피 및 양이온교환수지법으로 이들의 분리거동을 비교하였다. 또한 Ni의 정제와 기체비례계수법으로 방사능을 측정하기에 적합한 계측시료 준비를 위하여 ammonium 및 tartaric 에서 dimethylglyoxime(DMG)에 의한 Ni의 침전거동을 조사하였다 원자력발전소로부터 채취한 폐이온교환수지 시료 용해용액의 화학조성을 모사하여 만든 모의 폐이온교환수지 용액을 사용하여 Re, Nb, Fe 및 Sr 분리과정을 거쳐 최종적으로 분리한 Ni의 회수율은 이었다. 또한 tartaric 에서 DMG에 의한 Ni의 회수율은 이었다.
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6.
2005.12
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본 논문에서 사고로 누출된 삼중수소에 의한 농작물 오염평가 모델을 제시한다. 본 논문에서 제시된 모델은 동적격실모델로써 작물의 성장 방정식을 도입한 것이 특징이며, 이로부터 삼중수소 피폭시 작물의 성장단계에 따른 오염 정도를 예측할 수 있다. 시스템은 크게 대기, 토양, 작물격실로 구성되며, 격실의 삼중수소 농도 변화는 비선형 상미분방정식으로 표현되므로 시간에 따른 각 격실의 삼중수소 농도가 계산된다. 모델의 검증을 위해 배추 및 무에 대한 삼중수소 피폭 실험을 수행하였다. 생육단계별 오염 효과를 조사하기 위해 각기 다른 생육단계에 있는 배추와 무를 독립적으로 HTO 증기에 노출시켰으며, 피폭 후 오염된 작물의 tissue free water tritium(TFWT) 및 organically bound tritium(OBT) 농도를 측정하였다. 측정된 작물 부위별 삼중수소 농도 데이터와 모델 예측 값은 대체로 잘 일치하였다.
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7.
2005.12
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모의지하수중에서 가압경수로형 사용후핵연료로부터 세슘의 침출률에 미치는 공학적 방벽 영향을 규명하기 위하여 지난 약 6년간 벤토나이트 또는 금속시편등의 존재여부에 따라 침출시험을 수행하였다. 침출률은 시간이 경과함에 따라 지수함수적으로 감소하는 경향을 나타내었으며, 적정시간이 경과한 다음부터는 일정한 값에 수렴하는 경향을 나타내었다. 벤토나이트 또는 금속시편이 있을 경우 세슘의 누적누출분률은 선형적으로 증가하였으나, 이들이 없는 경우의 누적분률은 급격히 증가한 다음 서서히 증가하는 경향을 보였다. 이 누적분률에서 갭에 존재하는 세슘의 재고량을 제한 값은 공학적 방벽이 존재하는 경우의 누적분률에 거의 근접하였다. 이러한 결과들은 사용후핵연료 중 세슘의 초기누출분률은 갭 중 세슘의 재고량에 의존하지만, 세슘의 장기침출률은 공학적 방벽에 거의 영향을 받지 않음을 암시해 주고 있다. 그러나 세슘의 초기침출률은 공학적 방벽의 지연효과로 감소될 수 있을 것이다. 그리고 처분장에서 사용후핵연료 중 세슘의 장기침출률은 를 넘지않는 범위 내에서 일정한 값을 가질 것이다.
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8.
2005.12
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Single-pass flow-through (SPFW) 방법에 의한 유리고화체의 용해율 측정에서 정밀도를 구하기 위하여 연구소간 실험프로그램의 하나로서 붕규산유리고화체의 정용해율을 구하였는데, 이 SPFT 방법은 American Society for Testing and Materials (ASTM)에서 표준화를 위하여 작성되었다. 이를 위해 100/200 mesh 크기의 모의 저방사능 유리고화체 분말시료를 , 알곤 분위기에서 SPFT 방법으로 리튬 완충용액 (pH=10)을 이용하여 용해실험을 시도하였다. 얻어진 용출액 중 규소와 붕소의 농도에 따라 용해율의 변화를 구한 결과, 유리의 정용해율이 부근으로 나타났다.
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9.
2005.12
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벤토나이트는 낮은 침투성, 높은 수착성, 자체밀봉특성, 내구성 등으로 인해 고준위 방사성 폐기물 처분을 위한 지하처분장에서 완충재 후보물질로 고려되고 있다. 적절한 처분장 조건에서 국내 Ca-벤토나이트에 대하여 지하수 침식에 의한 벤토나이트 입자의 발생 가능성과 발생된 벤토나이트 입자들의 영향에 대한 실험적 연구를 수행하였다. 실험결과 비록 벤토나이트의 팽윤압에 의한 암반 균열로의 벤토나이트의 침투는 적었지만 벤토나이트/화강암 경계에서 벤토나이트 입자가 발생될 수 있고 지하수 흐름에 의해 유동될 수 있음을 보였다. 압축된 벤토나이트 블록으로부터 이러한 벤토나이트 입자들의 유동화에는 각기 다른 과정들이 기여하고 있음을 확인하였다. 유량이 크면 클수록, 유출되는 벤토나이트 입자들의 농도가 높게 나타났다. 따라서 실험결과는 지하수 흐름에 의한 벤토나이트 표면의 침식은 침투과정과 함께 화강암 균열에서의 벤토나이트 입자들을 유동시키는 주요한 과정임을 보여준다.
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Technical Papers
10.
2005.12
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본 연구에서는 고준위 방사성폐기물 심지층 처분시설의 규모 및 layout설정에 필요한 요소인 처분터널 및 처분공 간격에 대한 분석을 수행하였다. 이를 위하여, 기준 처분개념과 공학적 방벽 개념을 바탕으로 다양한 조건의 처분터널 및 처분공 단면을 설정하고, 단층 배치 및 복층 배치 개념 에 따른 처분동굴의 구조적, 열적 안정성을 분석하였다. 분석 결과를 바탕으로 설계에 있어서 주요한 고려인자 중의 하나인 굴착량을 감소시킬 수 있는 처분동굴 및 처분공 간격을 제안하였다. 본 연구의 결과는 심지층 처분시설 설계시 활용될 것이며, 향후, 부지에 대한 불확실성을 줄이기 위하여 정확한 부지특성 자료를 통한 상세한 분석이 필요하다.
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11.
2005.12
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원자력발전소 사고시 방사성물질이 발전소외 지역으로 유출될 경우 주민을 안전하게 보호하기 위한 조치의 일환으로 주민소개가 고려된다. 소개시간 산정에 필요한 인자를 도출하고, 각각의 인자에 대해 원전 주변의 현장자료를 토대로 부지주변의 교통환경 여건을 반영하여 울진원전의 방사선비상계획구역 내의 주민전체를 소개시키는데 소요되는 시간을 예측하였다. 평상교통, 여름철 첨두교통, 그리고 겨울철 첨두교통에 대해 각각 주간 및 야간, 평상기상 및 악기상의 경우로 나누어 12가지의 주민소개 시나리오를 설정하였다. 비상계획구역 경계 남단과 북단에서 모든 소개차량(인구)이 비상계획구역을 벗어나는 데 걸리는 시간은 전체적으로는 분 정도로 예측되었다. 소개시간은 밤이 낮보다 약 45분 정도 더 소요되는 것으로 예측되었다.
4,600원
12.
2005.12
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3,000원
