• Proceedings of the Korean Institute of Resources Recycling Conference
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• 2002.05a
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• pp.157-158
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• 2002

유해폐기물 및 모의 방사성폐기물 소각재에 붕규산유리 계통의 기본유리매질을 혼합하여 고온에서 용융시켜서 제조한 유리 고화체를 대상으로 침출실험후의 미세구조 및 표면조성의 변화, 침출된 시료의 표면에서 고화매질 성분별 함량과 두께에 따른 농도 기울기 및 결정질 화 등을 평가하여 유리고화체의 침출거동에 따른 표면변화 특성을 고찰하였다.

• Proceedings of the Korean Radioactive Waste Society Conference
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• 2003.11a
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• pp.186-190
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• 2003

유리고화체의 내구성과 조성에 관한 이 연구의 목적은 구조적 모델, 비가교 산소 모델(NBO) 및 간단한 경험적 모델(Valence-oxygen)과 함에 침출실험결과들을 비교하는 것이다. 조성에 기초한 모델들 사이의 연관성들은 이와 같은 모델들이 지질학적 유리와 제조된 유리의 관련성에 대해 유리고화체의 내구성을 설명할 수 있다는 것을 나타낸다 이러한 관계는 유리고화체의 장기간 내구성을 결정하는데 도움을 줄 수 있으며, 모델을 통한 유리고화체의 조성에 의한 실험결과에의 영향성을 검토하였다 9$0^{\circ}C$에서 7일간 수행된 PCT 침출시험을 대상으로 모델들을 비교하였으며 Ash Loading wt%가 증가할수록 망목형성이온이 증가하기 때문에 침출농도 및 침출분율이 감소하는 것을 확인 할 수 있었으며, VO model의 변수 값이 증가할수록 주요 유리매질의 침출분율은 완만한 기울기를 가지며 감소하다. 금속류의 침출분율은 VO model의 변수 값이 감소함에 따라 대체적으로 증가함을 확인 할 수 있었다.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1996.05c
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• pp.589-594
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• 1996

도서지역에서의 해수침입에 의한 해수-담수 경계면의 예측은 담수의 이용측면에서 뿐만 아니라 방사성폐기물 영구처분장과 같은 시설을 지하동굴을 이용하여 건설할 경우 설계개념의 설정 및 처분시설의 성능평가 측면에서도 중요한 사항이다. 해수침입의 예측에 널리 사용되어 온 Ghyben-Herzberg 근사식을 자연수위면의 경사가 급한 도서 지하매짙에 적용할 경우 야기되는 문제점을 지적하고, 보다 신뢰성이 향상된 방법인 염분 이동식에 근거한 수치해를 이용하여 해수-담수 경계면을 예측하였다. 경사도가 다른 두 가지 가상 처분시스템에 대한 정상상태에서의 해수침입 해석 결과, Ghyben-Herzberg 근사식은 담수지역에서의 수직 수두구배가 작은 경우에만 적용되며 국내에서 방사성폐기물 처분부지로 고려하였던 굴업도와 같은 작은 도서의 지하매질에서의 해수-담수 경계면 예측시 오류를 범할 수 있으므로 단순 적용은 피해야 할 것으로 판단되었다.

• Proceedings of the Korean Radioactive Waste Society Conference
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• 2004.06a
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• pp.219-221
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• 2004

국가의 규제기관과 처분장에서는 방사성 폐기물의 안전한 영구처분을 위하여 폐기물 수용(인수)기준을 폐기물 발생자에게 준수토록 요구하게 되는데 이러한 폐기물 수용(인수)기준은 처분시설의 가동동안 인간과 환경 보호 그리고 최대 300년간의 제도적 통제기간을 고려하여 처분장의 안전성 확보를 위하여 설정되어진다. 폐기물 수용(인수)기준중 고화체의 안정성 평가와 관련하여 미국(NRC/BTP)은 폐기물의 종류와 고화매질에 따라 유리수, 압축강도, 방사성 조사특성, 미생물 영향 특성, 침수 및 침출 특성, 열순환 특성 등에 대하여 표준시험법을 제시하였으며, 또한 그의 기술기준치도 제시하고 있다. 그리고 프랑스(DRDD/ BECC)에서는 미국보다 매우 세밀하게 평가항목들을 분류하는 등의 처분장 운영국가에서는 고화체의 안정성관련 평가시험들을 처분 환경과 처분방식에 맞게 표준화하고 있다. 한편 국내에서는 과기부 고시 제2001-32호 "중.저준위 방사성폐기물 인도규정"이 있으나 이에는 고화체 관련하여 정성적인 안정성에 대하여서만 기술되어 있다. 이에 따라 원전폐기물 고화체에 대한 안정성 평가를 위한 시험법을 선정하기 위하여 아래 그림과 같은 절차에 따라 수행토록 하였다. 우선 대표적인 천층처분 운영국가인 미국과 프랑스의 시험법 그리고 IAEA 권고 시험법과 유사관련 한국 산업표준법들을 조사하고, 이들 시험법들의 주요 차이점을 기술적 관점에서 비교평가하고, 이어서 모의 방사성 및 비방사성 고화체를 이용하여 상기 시험법들을 각각 적용하고 또한 이들 시험법들간의 차이(시험 조건, 시편의 크기 등)에 기인한 상호 비교시험을 통하여 얻어진 시험결과들을 종합적으로 비교 검토하여 보수적 관점에서 시험법을 선정하는 것으로 방향을 잡았다. 이때 시험결과를 얻기 위한 모든 과정에 품질보증 활동을 적용키로 하였으며, 시험결과 분석/평가 과정과 시험법 선정에 각계(규제기관, 학계, 발전소 현장 및 산업계 등) 전문가로부터 기술자문회의를 통하여 자문 의견을 받기로 하였다. 특히 현재 폐기물 인수 기술기준치가 설정된 국가의 시험법을 심층 있게 검토하기로 하였다.검토하기로 하였다.

• Journal of Nuclear Fuel Cycle and Waste Technology(JNFCWT)
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• v.7 no.1
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• pp.63-72
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• 2009

Recently the importance and interest for the microbes has been increased because several important results for the effects of microbes on the radioactive waste disposal have been published continuously. In this study, research status and major results on the various roles and effects of microbes in the radioactive waste disposal have been investigated. We investigated and summarized the roles and major results of microbes in a multi-barrier system consisting of an engineered barrier and a natural barrier which is considered in radioactive waste disposal systems. For the engineered barrier, we discussed about the effects of microbes on the corrosion of a waste container and investigated the survival possibility and roles of microbes in a compacted bentonite buffer. For the natural barrier, the roles of microbes present in groundwaters and rocks were discussed and summarized with major results from natural analogue studies. Furthermore, we investigated and summarized the roles and various interactions processes of microbes and their effects on the radionuclide migration and retardation including recent research status. Therefore, it is expected that the effects and roles of microbes on the radioactive waste disposal can be rigorously evaluated if further researches are carried out for a long-term behavior of the disposal system in the deep geological environments and for the effects of microbes on the radionuclide migration through geological media.

• Proceedings of the Korean Radioactive Waste Society Conference
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• 2010.05a
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• pp.115-116
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• 2010

방사성농축폐액처리를 위한 Polymer-Modified-portlandcement 고화체는 Polymer 및 시멘트, 물을 혼합매질로 제조되며 농축폐액처리를 위해 Emulsion Polymer를 사용하였으며 PMC 고화체의 물성을 평가하기위한 고화체의 제조에서 이들 매질의 최적혼합비를 찾기 위해 Polymer 및 물, 시멘트의 혼합비를 1/1/2,1/2/4,1/3/9 등 혼합비에 따른 시편 및 Polymer 첨가량의 증가에 따라 함유비를 달리하는 시편을 제조하여 경화시간별 압축강도를 측정하였으며 매질의 최적혼합비 및 폴리머의 투입비를 구하고자하였다. 특성평가시험을 위한 시편으로는 직경 50, 높이 100mm(L/D=2) 인시편을 제조하여 압축강도를 측정하였으며 폴리머와 시멘트의 결합상태를 확인하기위해 SEM사진을 통한 미세구조를 관찰하였으며 시험결과 P/W/C의비가 1/3/9인 혼합비시편의 압축강도가 $343.36Kg_f/cm^2$로 가장 높았으며 폴리머의 함유량을 달리한 시험에서는 7%폴리머 함유시편은 $397.24Kg_f/cm^2$, 20% 폴리머함유시편은 $175.36Kg_f/cm^2$으로 폴리머의 함유량이 7~15% 이내의 폴리머함유고화체가 적합한 것으로 판단되었으며 폴리머의 투입양이 증가할수록 압축강도가 감소하였으며 경화시간도 최소4주이상 되어야하는 것으로 판단되었다.

• Proceedings of the Korean Radioactive Waste Society Conference
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• 2004.06a
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• pp.333-333
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• 2004

고온의 용융염 매질에서 전해 정련 또는 전해제련에 의해 원하는 물질을 회수하기 위한 공정에 있어서 정확한 산화/환원 전위 측정 및 안정된 전위를 인가하기 위해서는 재현성과 내구성이 확보된 기준 전극이 필요하다. 용융염 매질에서 많이 사용되는 기준 전극은 Ag/AgCl 전극으로서 온도 사이클에 대한 전위의 히스테리시스가 작고 고온에서도 전위가 안정하다. Ag/AgCl 기준전극으로 pyrex 봉 하단부를 수 마이크론 두께의 pyrex 박막으로 제작된 것은 고온 용융염에 접촉시 열 충격, 전극류와 충돌에 의한 물리적 취약성 및 고온의 용융염에 의한 부식과 같은 단점이 있다.(중략)

• Journal of Nuclear Fuel Cycle and Waste Technology(JNFCWT)
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• v.5 no.2
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• pp.103-108
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• 2007

The absorption spectra of Pu in stock solution were measured using a UV-Vis-NIR spectrophotometer after dissolving $PuO_2\;with\;HNO_3$, HF and $HClO_4$. The spectroscopic characteristics of Pu (III, IV, VI) in acidic, neutral and alkali media were investigated. Also, the intensities and position of major peaks for Pu(VI) were observed with increasing acidic and alkali concentration. The variation of oxidation states of Pu(VI) with an adding reducing reactant was investigated in HCl and NaOH medium.

• Journal of Nuclear Fuel Cycle and Waste Technology(JNFCWT)
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• v.15 no.1
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• pp.83-90
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• 2017

The pyroprocessing of spent nuclear fuel generates LiCl-KCl eutectic waste salt containing radioactive rare earth nuclides. It is necessary to develop a simple process for the treatment of LiCl-KCl eutectic waste in a hot-cell facility. In this study, capture and solidification of a rare earth nuclide (Nd) in LiCl-KCl eutectic salt using an inorganic composite with a $Li_2O-Al_2O_3-SiO_2-B_2O_3$ system was conducted to simplify the existing separation and solidification process of rare earth nuclides in LiCl-KCl eutectic waste salt from the pyroprocessing of spent nuclear fuel. More than 98wt% of Nd in LiCl-KCl eutectic salt was captured when the mass ratio of the composite was 0.67 over $NdCl_3$ in the eutectic salt. The content of $Nd_2O_3$ in the Nd captured-composite reached about 50wt%, and this composite was directly fabricated into a homogeneous and chemical resistant glass waste in a monolithic form. These results will be utilized in designing a process to simplify the existing separation and solidification process.

• Journal of Nuclear Fuel Cycle and Waste Technology(JNFCWT)
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• v.13 no.2
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• pp.113-122
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• 2015

⁵⁵Fe and ⁶³Ni are key factors in deciding the proper handling of the decommissioning of radioactive waste from nuclear facilities. For determining beta emitting radionuclides, the dismantled waste samples should be completely decomposed and separated from the sample matrix. This study reports the comparison results of the recovering efficiencies of Iron and Nickel with wet digestion methods that use various acids and alkali-fusion methods. Various matrices of NIST SRMs (1646a, 1944, 8704, 2709a, and 1633c), the recovering efficiencies of using alkali-fusion methods ranged from 95.3 to 98.3% for Iron, and from 86.6 to 88.1% for Nickel within about 2% of relative standard deviation. On the other hand, those using one of the three wet digestion methods ranged from 77.9 to 105.3% for Iron and from 40.1 to 78.5% for Nickel with over 10% of relative standard deviation. Therefore, one may draw the conclusion that the analytical results derived from Iron and Nickel using alkali-fusion methods are fairly reliable due to the recovering efficiencies observed.