• Journal of Nuclear Fuel Cycle and Waste Technology(JNFCWT)
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• v.6 no.4
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• pp.387-398
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• 2008

To obtain base-line data in the low- and intermediate-level radioactive waste disposal facility, radiological environment investigation is required at least two years prior to the facility operation near the disposal facility. The investigation has been performed since January 2007 for the Wolsong LILW disposal center. In this paper, investigation procedure and detailed information obtained for six months in 2008 are described. Based on the current results, future investigation planning is also discussed for the radiological environment management of the disposal facility.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1997.10a
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• pp.375-380
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• 1997

모의 방사성 세탁폐액을 제조하여 오존에 의한 세제 파괴를 확인하고 활성탄 및 이온교환수지를 이용하여 세제 및 Co, Cs 제거율을 조사하였으며 모의 방사성 세탁폐액을 오존으로 부분적으로 산화ㆍ파괴시킨후 활성탄 및 이온교환수지에 의한 흡착 및 이온교환 실험을 수행하여 오존의 세제 파괴가 방사성 물질 제거에 미치는 영향을 조사하였다. 오존에 의해 세제는 75% 정도 제거될 수 있었고 활성탄으로 방사성 모의세탁폐액을 처리할 때 세제농도가 증가하면 방사성 핵종 제거율이 감소하였다. 이온교환수지로 세제를 제거할 때 성취가능 제거율은 Co의 경우 99% 이상이었으며, 세제 존재시 방사성 Co 및 Cs 제거율은 감소하며, 방사성 모의세탁폐액을 오존으로 조사후 활성탄과 이온교환수지로 방사성 핵종을 제거할 때 그 제거율은 거의 변화가 없었다. 이상과 같은 실험 결과로부터 오존으로 부분적으로 산화시켜 활성탄의 세제 제거효율을 최대화하고, 역삼투막에 의한 방사성 핵종을 제거하며 이온교환수지로 잔류 방사성 핵종을 완전히 처리할 수 있는 복합 공정을 도출하였다.

• Proceedings of the Korean Radioactive Waste Society Conference
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• 2004.06a
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• pp.434-434
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• 2004

하나로에서 생산되는 방사성 동위원소를 생산단계에서 소비단계까지의 유통체계를 확립하기 위해서는 방사성동위원소를 안전하게 운반하기 위한 운반용기를 개발하여야 한다. 따라서, 원자력연구소에서는 Ir-192 110 ci용 밀봉선원 조사기를 개발하고 있다. 이 조사기는 국내ㆍ외 방사성물질 운반용기관련 법규의 운반용기 분류기준에 의하면 B형 운반용기로 분류된다. B형 운반용기는 관련법규에서 규정하고 있는 $800^{\circ}C$ 열 조건에서 30분 이상 동안 견딜 수 있는 능력을 갖추어야 한다.(중략)

• Proceedings of the Korea Water Resources Association Conference
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• 2020.06a
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• pp.289-289
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• 2020

국내에서 강변여과수는 1990년대 말 이후 기술개발이 지속적으로 이루어져 왔으나, 아직까지도 방사형집수정의 적정 취수량 결정에 필요한 조사 및 설계 단계에서의 적정 조사물량에 대한 기준이 마련되어 있지 않은 실정이다. 방사형집수정 1기당 취수량 결정은 경험식에 의한 방법과 수치모델링에 의한 방법을 병행하여 이루어지고 있으나, 취수량 평가에 가장 중요한 수리전도도(k)의 오차로 인하여 설계단계에서 추정한 취수량과 시공 이후의 취수량에 차이가 존재하고 이로 인한 다양한 논쟁이 존재하고 있다. 본 연구에서는 경기도 안성천에서 시공된 방사형집수정의 사례를 토대로 조사단계에서의 적정 시추공의 갯수를 제시하고자 하였다. 수평정의 2m 간격으로 채취된 토양 및 총 8공의 시추공에서 채취된 토양 등 총 164개의 입도분석 자료를 이용하여 대표요소면적(Representative elementary area, REA)의 개념을 적용하여 적정 조사공의 갯수를 분석한 결과, 안성천 방사형집수정 규모의 경우에는 1기당 6~7개의 조사공이 필요함을 도출하였다. 본 연구에서는 경기도 안성천의 사례를 토대로 수행한 만큼 향후 낙동강 등 타 지역의 사례를 토대로 확인되고 검증된다면 강변여과수의 조사 기준으로서 활용될 수 있을 것이다.

• Proceedings of the Korean Radioactive Waste Society Conference
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• 2003.11a
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• pp.239-243
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• 2003

Environmental monitoring program is investigated based on Atomic Energy Law and foreign country radiation monitoring programs on low-and intermediate level radioactive waste disposal site. It is anticipated that the number of radiation measurements and samples will be higher than those of NPP's. The radiation monitoring program on LLW disposal site should be well prepared reflecting PA, site characteristics and regulation.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1996.11b
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• pp.762-768
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• 1996

국내의 낙후된 방사선 및 방사성동위원소 이용 분야에 대한 진흥을 위하여 방사선 및 방사성동위원소 이용진흥종합계획 수립과 실천이 필요하다는 인식 하에 이의 기초자료 확보를 위하여 본 설문조사를 실시하였다. 설문조사 결과 현재 방사선 및 방사성동위원소 이용 관련 국내 하부구조는 매우 취약하며, 이의 개선을 위한 정부의 역할이 상당히 중요한 것으로 나타났다. 응답결과의 분석에서는 전문인력 확보의 어려움 해결, 규제관련 제도의 개선 특히 방사선방호법 및 표준시설기준의 마련 등이 절실한 것으로 나타났다.

• Proceedings of the Korean Radioactive Waste Society Conference
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• 2004.06a
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• pp.211-211
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• 2004

한국원자력연구소의 하나로, 방사성동위원소 생산건물 및 핵연료주기시설인 조사 후 시험시설, 조사재 시험시설 및 방사성폐기물처리시설의 운영과정에서 혹은 방사성 동위원소를 이용하는 각 실험실 등에서 여러 형태의 방사성 고체폐기물이 발생한다. 이들 방사성 고체폐기물의 효율적 관리를 위하여 데이터베이스 시스템을 구축하여 폐기물의 발생, 내역, 이동, 저장상태 등 제반 자료를 저장관리하고 이를 기반으로 바코드 시스템을 도입하여 간단한 조작만으로 다량의 방사성 폐기물에 대한 자료의 검색을 용이하게 하고자 한다. 본 연구는 소내에서 발생하는 방사성폐기물의 발생현황과 이를 수집하여 분류하고 관리하는 과정을 분석하여 도식화한 결과와 이를 토대로 업무에 필요한 관리 항목을 설정하여 개개의 폐기물 드럼에 대하여 바코드를 부여하고 데이터베이스에 저장하여 방사성폐기물에 대한 이력관리 및 업무의 효율성을 향상시키며 정확하고 신속한 정보를 제공하게 한다.

• Nuclear industry
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• v.15 no.9 s.151
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• pp.44-50
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• 1995

옛소련 및 러시아의 방사성폐기물 동해투기와 관련하여 당사국인 한국$\cdot$러시아$\cdot$일본 등 3국은 공동조사단을 구성하여, 지난해 3월 18일$\~$4월 16일까지 30일 동안 방사성폐기물 투기해역의 7개 정점에 대한 방사능오염도를 조사했다. 조사결과 투기해역의 해수$\cdot$해저퇴적물$\cdot$해양생물 중의 $^{137}Cs, ^{90}Sr, ^{239, 240}Pu$ 함량은 방사능낙진 정도의 수준으로 나타나 아직까지는 뚜렷한 방사능오염이 없는 것으로 밝혀졌다. 다음은 그 조사결과의 내용이다.

• Proceedings of the Korean Radioactive Waste Society Conference
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• 2003.11a
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• pp.544-548
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• 2003

The Irradiation test of bar code label tagged on radioactive waste container was done to determine the effect of radiation. Low and medium radioactive waste is that below total activity of 4,000 Bq/g according to the Korean nuclear law. The irradiation amount to radiate bar code label tagged on radioactive waste container was calculated by MCNP-4b computer code. The nuclide such as Co-60 and Cs-137 was assumed to contribute 50% of total activity. Real irradiation amount for bar code label was finally calculated by the dimensions of the container and the bar code label. The Identification of post and the physical deflection of irradiated bar code label was tested by the bar code reader. The coated bar code label was suitable to use on low and medium radioactive waste container.

• Proceedings of the Korean Radioactive Waste Society Conference
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• 2003.11a
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• pp.109-116
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• 2003

The amount of radioactive waste is expected to be increased continuously because of the rapid growth of the domestic nuclear industry, full power operation of the HANARO reactor and the increased research activities of the nuclear fuel cycle. Accordingly the efforts are focused to achieve the handling of radioactive waste in safe and reduce the volume of radioactive waste. The PIEF is carrying out the PIE (post irradiation examination) of spent fuel rods related to the identification of cause defect and evaluation of integration safety. This study describes the technologies and experiences of compaction, shredding and cutting of the solid radioactive waste used in the PIE. The quantity of the high level waste was reduced by 1/12 using the 100-ton compressor installed in hot-cell. Also middle and low level waste was reduced by 1/8 using the 60-ton compressor installed in intervention area. Plastic drums were shredded by crusher to be compacted in the ratio of 1/5, used filters in the ratio of 1/6 and the number of drum is also reduced by cutting procedure for the non-volatile materials such as metal.