• Proceedings of the Korean Radioactive Waste Society Conference
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• 2009.06a
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• pp.109-110
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• 2009

"드럼 코아시편 채취장치" 는 침출/내수성 시험, 압축강도 측정시험, 열 순환 시험등 의 파괴적 물성시험을 수행하기 위해서 경질(시멘트 고화체) 및 연질(파라핀왁스) 등의 방사성폐기물드럼으로부터 코아 시료를 채취하는 장비이다, 시편채취의 최대길이는 860 mm 이며 코아 시편의 직경은 50~200 mm 이며 일반적으로 "방사성폐기물 고화체의 물성시험"에 사용되는 시편은 실험실적으로 제조한 소규모 모의 고화체 시편과 고화공정에서 직접 채취한 소규모 시편, 200L 드럼으로부터 코아시편을 채취 가공하여 만든 시편과 같이 3종류가 있다. 고화공정에서 발생되는 고화체는 일반적으로 200 L 드럼에 주입되며, 고화체의 균일성 정도는 고화공정의 특성, 폐기물/고화매질 혼합비, 200 L 고화체 드럼의 냉각방식에 따라 다르다. 따라서, 실험실에서 제조한 시편과 공정에서 채취한 소규모시편은 실제 고화공정을 대표할 없으며 또한 실제 발생된 고화체의 조성과도 동일하다고 볼 수 없다. 따라서 200 L 드럼으로부터 코아시편을 채취하여 만든 시편이 고화공정과 고화체를 대표할 수 있는 시편으로 볼 수 있다 그러므로 고화체 및 고화공정을 대표할 수 있는 코아시편을 채취할 수 있는 장치를 제작하여 다양한 코아시편을 200 L 고화체 드럼으로부터 수직 코아시편을 채취할 필요가 있으며 실험에서 코아시편 채취속도와 연관된 Z-AXIS 의 Rpm은 운전범위는 0-2000 Rpm 이나 이때 너무 빠른 속도는 기계에 치명적인 손상을 초래 할 수 있으므로 위험한 것으로 나타났으며 500-1000 Rpm 의 속도가 적합한 것으로 시험되었으며 시편을 절삭하는 Spindle의 Rpm은 운전범위는 0-1500Rpm 이나 무리한 운전을 피해 가장 적절한 Speed로 운전해야하며 시험결과 500-800Rpm 이 최적운전범위로 나타났다 또한 시멘트고화체에서의 코아 채취시험에서는 Spindle의 속도는 500 Rpm, Z -AXIS 의 Rpm은 900 Rpm이 가장 적합한 것으로 나타났으며 성능평가시험을 통하여 비트부의 절삭속도와 Z축의 이동속도에 관한 그라프를 획득하였으며 시편의 크기에 따라서 Spindle의 속도를 증감하여야함을 확인할 수 있었다.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1996.05c
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• pp.485-490
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• 1996

가연성 폐기물의 소각후 발생되는 소각재는 처분 안전성을 높이기 위해 고화/안정화되어야한다. 본 연구에서는 유해폐기물 소각재를 대상으로 기본유리 구성물질을 첨가하여 고온용융에 의한 유리고화체를 제조하고 특성을 분석하여 유해 및 방사성 폐기물 소각재의 유리고화처리 가능성을 알아보았다. 실험결과 소각재를 유리고화할 경우 시멘트류의 저온 고화매질에 의한 처리방법에 비해 내용출특성 및 감용률이 상당히 향상되었으며 안정된 유리고화체가 형성되었음을 확인 할 수 있었다.

• Proceedings of the Korean Radioactive Waste Society Conference
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• 2009.11a
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• pp.173-174
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• 2009

"방사성폐기물 고화체의 물성시험"에 사용되는 시편을 실험실적으로 제조한 소규모 모의 고화체 시편과 고화공정에서 직접 채취한 소규모 시편, 200L 드럼으로부터 코아시편을 채취 가공하여 만든 시편과 같이 3종류가 있다. 고화공정에서 발생되는 고화체는 일반적으로 200 L 드럼에 주입되며, 고화체의 균일성 정도는 고화공정의 특성, 폐기물/고화매질 혼합비, 200 L 고화체 드럼의 냉각방식에 따라 다르다. 따라서, 실험실에서 제조한 시편과 공정에서 채취한 소규모 시편을 실제 고화공정을 대표할 수 없으며 또한 실제 발생된 고화체의 조성과도 동일하다고 볼 수 없다. 따라서 200 L 실드럼에서부터 코아시편을 채취하여 만든 시편이 고화공정과도 고화체를 대표할 수 있는 시편으로 볼 수 있다. 기 발생고화체(시멘트와 파리핀 고화체 및 잡고체 폐기물)의 영구처분을 위하여 과기부 고시 05-18호 "폐기물 인도기준" 규정과 한국방사성폐기물관리공단의 중 저준위 방사성폐기물 인수기주(안)의 준수 여부를 평가하기 위하여 각 원전의 대표 드럼에 대하여 특성평가시험인 압축강도, 침출, 침수, 열 순환, 내방사성 영향시험을 수행하기위해 실 드럼으로부터 원통형 코아시편을 채취하여 이를 시험검사에 필요한 시험시편으로 가공한 후 표준 특성시험법을 이용하여 물성들을 평가하며 특성평가시험을 위한 시편으로는 L/D=2, L/D=1인 두 종류의 시편을 가공하였으며 압축, 침수, 열순환 및 방사선조사시편은 L/D=2 시편을 제조하였고 침출시험시편은 L/D=1인 시편을 채취하였다.

• Proceedings of the Korean Radioactive Waste Society Conference
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• 2003.11a
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• pp.202-206
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• 2003

In this study, a modified bituminization technology has been developed, which needs no grinding of the granular resin waste, and enables the solid form to keep its shape stability as good as that of a cemented solid from Also, the study intended to apply the developed technology to the practical treatment of radioactive resin waste. In the experiment, the granular type resin was used and the straight-run distillation bitumen with penetration rate 60/70 was used as the solidifying agent. The PE was used as the additive. The shape stability increased remarkably with the additive of PE, which act as a binder in the solid form. The shape of the solid form was maintained without failure during the long-term exposure test when the additive content of spent PE is more than 10wt%. The proper ranges of bitumen content, PE content and operating temperature are 30-50wt%, 10-20wt% and $180^{\circ}C$ respectively. The bituminized solid form of radioactive resin waste by the technology of this study has the remarkably superior quality than the conventional solid forms, partially for the shape stability.

• Korean Journal of Materials Research
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• v.5 no.3
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• pp.288-296
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• 1995

본 연구에서는 석재공장 주변의 오염원으로 되고 있는 화강암 폐재의 고화체의 형성과 평가 기술에 관한 내용을 다루었다. 이를 위해, 최근 고화체의 함성기술로서 높이 평가받고 있는 수열 Hot press법을 이용하여 분말형태의 화강암 폐기물을 고화시키는데 필요한 조건을 찾아내었다. 아울러 고화체의 기계적 성질과 파면의 양상 및 수열실험동안 발생된 생성물 사이의 상호 관계를 고찰하였다. 고화체의 기계적 성질은 수열실험조건에 의존성이 있었으며, 적절한 고화조건은 반응온도 30$0^{\circ}C$, 유지시간 1시간이었다. 또한 고화체의 파면은 반응온도 및 유지시간에 따라 현저히 다른 양상을 보였으며, 수열실험동안 다양한 화합물이 생성되었다. 그 중에서 Xonotlite와 Talc는 고화체의 강도를 저하시키는 주된 화합물이었다.

• Journal of the Korean Geotechnical Society
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• v.22 no.11
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• pp.143-149
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• 2006

An experimental study was carried out to investigate the stabilizing capability of oyster shell binder, which was developed using waste oyster shell inducing environmental pollutions by piling up out at the open or the temporary reclamation. The purpose of this paper is to compare stabilinzing capability of oyster shell binder and cement binder with treated soils. For this, a series of compressive laboratory tests were peformed to evaluate strength characteristics of treated soils by both oyster shell binder and cement binder with varing water content of dredged soils, different mixing rates of binder and curing days. Based on test results, eco-friendly binder manufactured by oyster shells showed more stabilizing capacity than cement binder and is estimated as good resource materials for soft soil improvements.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1998.05b
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• pp.385-390
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• 1998

방사성 페이온교환수지 아스팔트고화체를 처분장 등지에서 장기간 저장시 안전성 확보를 위하여 물리적 강도가 높고 고화체내에서 방사성핵종의 침출저항성 및 처리시 감용의 효과가 우수한 고화체 연구가 필요하게 되었다. 실험에 사용된 이온교환수지는 입상형 양이온 교환수지를 대상으로 하였으며 고화매질로서는 도로포장용으로 생산되는 직류아스팔트 60/70을 사용하였다. 고화보조제는 방사성 고체패기물 포장시 사용되어 폐기물로 발생되는 페폴리에틸렌(폐PE) 필름을 사용하였다. 실험결과 고화체의 형태안정성은 PE 함유량이 10 wt% 이상일 때 고화체 형태를 그대로 유지할 수 있으며 압축강도는 414 kPa(60 psi) 이상을 나타내었다. 최적의 운전조건은 이온교환수지, PE 함유량이 건조기준으로 각각 30~50 wt%, 10~25 wt% 이며, 고화온도는 170~20$0^{\circ}C$이다. 고화체의 침출특성은 확산 (diffusion) 으로 해석이 가능하며, 유효확산계수(De)는 Cs, Co의 경우 각각 1.621$\times$$10^{-7}$, 1.186$\times$$10^{-9}$ $\textrm{cm}^2$/day로 나타나고, Leachablity index는 각각 11.7, 13.8로 미국 원자력위원회 (NRC)가 요구하는 기준값 6보다 훨씬 높게 나타났다.

• Korean Journal of Materials Research
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• v.7 no.4
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• pp.267-275
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• 1997

본 연구에서는 암석폐재를 대상으로 직경이 60mm인 고화체를 얻을 수 있는 수열 hot press 장치를 개발하였고, 고형화를 위한 최적조건을 찾아내는 내용을 다루었다. 이어 고화체의 기계적 성질을 평가하였고, 고화기구와 미시적 파괴거동을 규명하기위하여 SEM관찰 및 음향방출실험을 실시하였다. 고형화를 위한 최적조건은 NaOH용액이 10wt%, 수열온도가 30$0^{\circ}C$이고, 유지시간이 1시간이었다. 또한 수열반응동안에 다양한 제 2화합물들이 생성되었으며, 이들은 고화체의 기계적 성질에 큰 영향을 미쳤다. 아울러 원석의 경우에는 AE Counts가 초기화중에서부터 나타났으나, 고화체는 초기하중에서 전혀 AE Counts가 검출되지 않았다. 이와같은 사실로부터 수열 hot press법에 의해 얻어진 고화체는 원석과는 다르게 암석 입자간의 결합이 보다 치밀하게 이루어지고 있음을 유추할 수 있다.

• Proceedings of the Korean Society of Soil and Groundwater Environment Conference
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• 2006.04a
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• pp.166-170
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• 2006

본 연구에서는 폐광산 주변에 산재되어 있는 광미/광폐석을 처리하기 위하여 고형화 실증 실험을 수행하였다. 고형화 공정에서 흔히 사용하는 포틀랜드 시멘트와 MSG-E, MSG-N을 고화제로 사용하였으며 현장 광미 및 광폐석을 대상으로 고화체를 양생하고 고화체의 압축강도 및 중금속 용출 정도를 측정하였다. 고화체의 물리/화학적 특성을 비교하기 위해 광미/고화제 비율, 배합수/고화제 비율 그리고 고화체 양생기간을 실험인자로 설정하였다. 실험 결과 광미/고화제의 비율 1:1 만을 고려하더라도 중금속 용출의 급격한 감소가 이루어지는 것을 확인할 수 있었으며 광미/고화제의 비율을 3:1 이하로 유지시키는 경우, 고화체의 압축강도가 현행 폐기물 관리법(20조 관련)에서 규정하고 있는 차단형 매립시설 내부막의 압축강도 기준인 $0.21kgf/mm^2$ 보다 높은 것으로 나타났다. 다양한 pH를 갖는 수용액에 대하여 시간에 따른 고화체의 중금속 용출률을 측정한 결과, 수용액의 pH가 1과 13인 강산/강염기 용액에서 일부 중금속의 용출 농도가 지하수 생활용수 기준치를 초과하였으나, pH와 3 - 11인 경우에는 중금속 용출률이 급격히 감소하여 모두 기준치 이하를 나타내었다. 또한, pH가 1과 13인 수용액의 경우에도 고화체와 반응하는 시간이 증가할수록 고화체의 buffering 효과에 의해 수용액의 pH가 감소하였다. 이러한 결과는 현장에서 접촉수의 pH가 강산이나 강염기라 하여도, 고화체의 buffering 효과에 의해 시간이 지남에 따라 수용액의 pH가 낮아져 고화체로부터의 중금속 용출은 매우 감소할 것임을 의미한다.ss of an active application defined using the model. The technique is developed in a platform- and language-independent way, and it is algorithmic and can be automated by computer program. We give an example dealing with network auction to illustrate the use of the model and the verification technique.품으로 내부 온도분포를 측정하였으며, 유한차분법 프로그램으로 대류열전달계수를 결정하였다. 대류열전달계수는 792에서 2,107 W/m$^2$로 분석되었다. 대류열전달 계수는 액상식품과의 상대속도가 증가함에 따라서 증가하였고, 점도가 증가함에 따라서는 감소하였다.ce of precision/recall of 90.99%/92.52%, and 93.39%/93.41% respectively. 의한 변성에 부분적으로 보호 작용을 나타 낼 것으로 추정된다.경(製麴72時間頃)의 활성(活性)은 보리쌀국(麴), 밀가루국(麴), 찹쌀국(麴), 고구마국(麴)의 순이었다.험 결과 오전용 사료는 관행적인 산란계 배합사료에서 Ca공급제를 제외한 것을 급여하고, 오후용 사료는 Ca공급제를 3배 첨가한 T2처리로 15:00~16:00시에 교체급여를 하면 사료섭취량 감소와 사료비 절감면에서 바람직할 것으로 사료되며, 고에너지-고단백질-저Ca의 분말사료와 저에너지-저단백질-고Ca의 펠렛사료를 혼합급여하면 산란계의 사료

• Proceedings of the Korean Radioactive Waste Society Conference
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• 2009.11a
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• pp.131-132
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• 2009

시멘트 고화체 중의 Sr-90 분석을 위한 시료 전처리 방법을 실험을 통하여 확립하였다. 시멘트 고화체 중의 Sr-90 과 같은 베타방출 핵종을 분석하기 위해서는 고화체 시료를 건조, 분쇄, 산처리, Sr-90 분리 및 LSC 를 이용한 Sr-90의 방사능 측정을 해야 한다. 이를 위하여 인수 고화체 시료를 전 처리 하기 전, SRM 1887a portland cement 를 사용하여 여러 산 처리 방법을 통하여 각 원소들의 회수율을 알아보았다. SRM 시료를 통하여 얻은 조건을 참조하여 실제 고화체 시료 5g 씩 3회의 7개 시료들을 전 처리하여 ICP-AES 를 통하여 각 원소들의 회수율을 비교하였다. 또한, 전처리 후 Sr 분리에 Sr-resin (Eichrom)를 이용하기 위해서는 Sr-resin 사용 시 많은 영향을 주는 칼슘의 량을 미리 알아야 한다, 이를 위하여 시멘트 고화체 중 50% 가까이 함유되어 있는 칼슘 량을 반 정량적으로 알아내기 위한 방법을 확립하였다.