To obtain the gamma-ray energy spectrum of artificial radionuclides which is difficult to obtain practically, virtual gamma-ray energy spectrum simulator program was developed. It can be applied for the predetermined measurement condition for which the database was developed through computational simulation and actual measurement of background radiation. For gamma spectrometry training for KHNP HPGe detectors using this program, the database for KNPG HPGe detectors was developed. First, the geometry of the detector in the simulation was adjusted to resemble the real structure by comparing the actually measured net counts rate at the main gamma peak with the value simulated by MCNP6. The Certified Reference material (CRM) of 137Cs and 60Co were used for verification. The comparison was made with respect to the situation where CRM was attached to the top and side of the detection part of the considered detector. The geometry structures of detectors were simulated by reflecting the design drawing of the products, and the simulation was performed for several thicknesses of the Ge/Li dead layer in consideration of the change in the thickness over time. As the results, the simulation geometry was tuned so that the results for 137Cs showed a difference within 10% for all detectors. At this time, in some detectors, the result for 60Co shows a 10% higher error, which is estimated to be due to the random summing. It was not considered in tuning the simulation geometry, but it was found that improvements were needed to reflect the coincidence summing when construction the virtual spectrum in the future. The determined simulation geometry was applied to generate theoretical gamma-ray energy spectra of representative artificial radionuclides. In order to create a virtual spectrum similar to the real one, the background spectrum was measured for each detector without a source, and the simulation results were calculated in the form of having the same energy channel as the background spectrum. The background spectrum and theoretical spectra of artificial radionuclides for each detector were databased so that virtual spectra could be generated under desired conditions. The virtual spectrum was generated by adding a background spectrum and a spectrum obtained by multiplying the spectrum of the desired nuclide by the concentration of the nuclide. The validity of generated virtual spectra was verified using the pre-developed gamma spectrometry program. As a results of gamma spectrometry of virtual spectra, the virtual spectra was verified by showing a difference within 20% from the radioactivity value input when generating the virtual spectra.

폴리머 시멘트 고화체는 일반 몰타르 내의 시멘트 수화물을 폴리머 개질제를 이용하여 부분적으로 대 체함으로써 그 기능을 강화시킨 복합재료로써, 특히 시멘트 몰타르에 폴리머를 첨가하는 것은 그 화학적 내구성을 향상시킨다고 알려져 있다. 따라서 본 연구에서는 고화재료로서의 폴리머 시멘트에 대한 낮은 침투성 및 낮은 이온 확산도 등과 같은 향상된 화학적 내구성을 확인하기 위하여 폴리머 시멘트 시편들을 제조하였다. 이때 폴리머의 함량은 0에서부터 30%까지 변화시켰으며, 물에 대한 시멘트 비(W/C)를 33%와 50%로 각각 유지 시켰다. 충분히 경화시킨 후에, 제조된 시편들에 대한 구조적 건전성을 압축강도와 수침법에 의한 공극도를 통하여 평가하였다. 그 결과, W/C 비가 33%이고, 폴리머 함량이 약 10%인 폴리 머 시멘트 시편에서 가장 향상된 개질변화를 얻을 수 있었다. 끝으로 이 최적의 조합비를 가지는 시편에 대하여 ANS 16.1에 따르는 침출시험을 수행하였으며, 그 결과를 일반 시멘트 고화체와 비교하였다.

한국원자력연구원 방사성폐기물 저장시설에는 2006년 기준으로 약 1,000 여개(200L 환산)의 폐필터가 저장중이며, 그 발생량은 계속 증가하는 추세에 있다. 현재 저장시설의 저장 공간 확보뿐만 아니라 폐필터의 효율적인 관리를 위하여 비닐 백에 넣어 저장 및 관리되고 있는 폐필터들을 적절한 압축 처리 과정을 거쳐 최종적으로 규격화된 드럼에 포장하려는 계획을 가지고 있다. 이를 위해, 먼저 과거 발생이력을 조사함으로서 저장중인 폐필터들의 분류를 통한 그룹화를 수행하였다. 또한 드럼포장을 위해서는 사전에 핵종평가가 수행되어야 하며, 그 방법으로는 폐필터의 해체 없이 표면선량률을 측정하여 대표시료를 채취하며, 이 시료에 대하여 방사성폐기물 인도규정에서 요구하는 수준의 핵종분석을 수행할 것이다. 그리고 드럼포장을 위해, 방사성폐기물 처리시설에서 개발된 폐필터 처리장치를 이용하여 직육면체 형의 폐필터를 원주형 성형을 함으로서 드럼에 넣은 후, 최종적으로 수직 압축함으로써 폐필터를 처리하고자 한다.

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 (10 mCi), 표준선원으로는 혼합선원()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.