• 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.

• Journal of Radiation Protection and Research
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• v.22 no.4
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• pp.309-317
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• 1997

The measured radioactivity of gamma-emitting radionuclides in each radioactive waste drum using the non-destructive waste assay method is underestimated than real radioactivity in radioactive waste drum because the gamma-rays are attenuated within the medium. Therefore, the measured radioactivity should be corrected for the attenuation of gamma-rays. For the correction of the attenuation of gamma-rays, the attenuation correction method should be applied differently by considering the distribution and density of medium in radioactive wastes drum generated from nuclear power plants. In this study, the model drums were fabricated for simulating five types of radioactive waste drums generated from nuclear power plant and the optimum methods of the attenuation correction were experimentally determined to analyze the activity of radionuclides in the waste drum accurately using the segmented gamma scanning system. With the determination of the attenuation correction methods from the experimental results the transmission method and the average density method for the miscellaneous waste drum, the transmission method and the differential peak absorption method for the shielded miscellaneous waste drum were used to measure the density of medium in waste drums. Also, the average density method and the differential peak absorption method for the spent resin drum, the paraffin solidified drum, and the spent filter drum were used.

• Journal of Nuclear Fuel Cycle and Waste Technology(JNFCWT)
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• v.18 no.1
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• pp.31-41
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• 2020

We studied the anisotropic shrinkage and deformation characteristics of large size sintered bodies in the manufacturing of glass-ceramic composite wasteform. We used uranium-bearing waste, generated from the treatment of spent uranium catalyst. Sintered specimens were prepared in several forms, comprising a circular disk, and a quarter disk in several diameters of up to 40 cm. Regardless of form or size, the sintered bodies had high isotropic shrinkage when they were fabricated using green bodies prepared at 60 MPa. The average anisotropy rate and average shrinkage rate were 1.6%, and 37.4%, respectively. We confirmed that the glass-ceramic composite wasteform in a large scale disk-type for packing in a 200 L drum could be fabricated with a tolerable anisotropy shrinkage. This has resulted in a significant reduction in the volume of radioactive waste to be disposed of with highly stable wasteform.

• Journal of Nuclear Fuel Cycle and Waste Technology(JNFCWT)
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• v.3 no.3
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• pp.213-229
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• 2005

Nuclides in radioactive wastes are assumed to be transported in the geosphere by groundwater and probably discharged into the biosphere. Quantitative evaluation of doses to human beings due to nuclide transport in the geosphere and through the various pathways in the biosphere is the final step of safety assessment of the radioactive waste repository. To calculate the flux to dose conversion factors (DCFs) for nuclides appearing at GBIs with their decay chains, a template ACBIO which is an AMBER case file based on mathematical model for the mass transfer coefficients between the compartments has been developed considering material balance among the compartments in biosphere and then implementing to AMBER, a general and flexible software tool that allows to build dynamic compartment models. An illustrative calculation with ACBIO is shown.

• 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.

• Journal of Nuclear Fuel Cycle and Waste Technology(JNFCWT)
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• v.3 no.1
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• pp.1-7
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• 2005

Anion exchange chromatography and HDEHP extraction chromatography using DTPA-lactic acid as an eluent were applied in series for the separation of $^{241}$Am and $^{244}$Cm in radwaste samples. The separated elements were determined by electrodeposition at the sodium hydrogen sulfate-sodium sulfate buffer solution followed by alpha-spectrometry. The recovery yields of $^{241}$Am and $^{244}$Cm were 85.2$\pm$$15.3\%$, respectively, from the synthetic solution of spent nuclear fuel sample. The amounts of 241Am and 2440m determined in radwaste sample solutions of condensate bottoms were at the range of 1.5-1.9 Bq/g and -1.7 Bq/g, respectively.

• Nuclear Engineering and Technology
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• v.26 no.4
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• pp.578-599
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• 1994

방사성 폐기물 처분장의 건설에 가장 중요한 부분중의 하나는 처분안전성의 확보일 것이다. 처분장 안전성평가는 처분장이 입지하는 환경에 대한 실험실적 자료 또는 현장 자료의 충분한 데이타베이스와 처분시스템에서 일어날 수 있는 주요한 프로세스를 기술하는 수학적 모델을 통하여 이루어지게 된다. 처분시스템의 기본적인 기능은 처분된 폐기물고화체를 인간환경으로 부터 완벽하게 고립시켜 처분장내에 영구적으로 격리시키는 것이다. 그렇지만 정상적이든 비정상적이든 핵종은 항상 유출될 가능성이 있고 설사 이러한 경우라도 충분히 안전한 것을 입증하는 것이 처분장 성능 평가와 안전성평가의 주요한 목적이 된다. 한편 장기간에 걸친 처분 안전성 평가는 전산 프로그램을 통한 이론적 예측에 의해서만 가능하므로, 처분안전성 평가도구의 개발 및 확보의 중요성은 매우 크다고 할 수 있다. 이 연구에서는 처분장이 입지하는 암반 매질에서의 핵종의 이동을 기술할 수 있는 여러 모델을 검토하고, 특정 처분부지에 대한 종합적 안전성 평가를 수행할 수 있는 방법론을 제시할 목적으로 임의의 1개 부지의 지형도및 추정가능한 지질관련 자료를 이용하여 해당 부지에 대한 가상의 핵종 유출 시나리오를 설정하여 부지특성적인 예비 종합 안전성 평가를 수행하여 보았다.

• 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.

• Journal of Nuclear Fuel Cycle and Waste Technology(JNFCWT)
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• v.8 no.1
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• pp.49-56
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• 2010

In the pyroprocessing of spent nuclear fuels, LiCl-KCl waste salt containing radioactive rare earth chlorides are generated. The radioactive rare earth oxides are recovered by co-oxidative precipitation of rare earth elements. The powder phase of rare eath oxide waste must be immobilized to produce a monolithic wasteform suitable for storage and ultimate disposal. The immobilization of these waste developed in this study involves a solid state sintering of the waste with host borosilicate glass and zinc titanate based ceramic matrix(ZIT). And the rare-earth monazite which synthesised by reaction of ammonium di-hydrogen phosphate with the rare earth oxides waste, were immobilzed with the borosilicate glass. It is shown that the developed ZIT ceramic wasteform is highly resistant the leaching process, high density and thermal conductivity.

• Proceedings of the Korean Radioactive Waste Society Conference
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• 2003.11a
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• pp.632-635
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• 2003

For the disposal of low-level radwaste from nuclear power plant need the determination of levels of radio nuclides in radwaste. These nuclides include the difficult-to-measure nuclides, so indirect methodology for the determination of the difficult-to-measure nuclides have to be developed. In this work, for the determination of $^129I(t_{1/2}=1.57{\times}10^7 years)$ in low-level radwaste from nuclear power plant is investigated. Recovery of Iodide in simulated waste($UO_2$ pellet) as a soluble and radwaste(resin, woolen fabric)as a insoluble samples are measured. After pretreatment of sample, $I_2$ are extracted from aqueous solution with $CCl_4$. Then I are extracted from $CCl_4$ with 0.1M $NaHSO_3$ aqueous solution. iodide in aqueous solution are determined by ion chromatography. The overall recovery yield is 76.7 (RSD 1.7%) for mixed-acid digestion method. Incase of woolen fabrics, overall recovery yield is 74.3 (RSD 2.2%) and recovery of iodide in resin 56.5(RSD 5.6%) for alkaline fusion method.