• Journal of Nuclear Fuel Cycle and Waste Technology(JNFCWT)
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• v.11 no.2
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• pp.85-93
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• 2013

This study has been carried out to elucidate the characteristics of the dissolution for Thermal Decomposed Solid Waste of uranium-bearing sludge (TDSW), the removal of impurities by an alkalization in a nitric acid dissolving solution of TDSW, and the selective removal (/recovery) of uranium by an acidification in an carbonate alkali solution, respectively. TDSW generated by thermal decomposition of U-bearing sludge which was produced in the uranium conversion plant operation, was stored in KAERI as a solid-powder type. It is found that the dissolution of TDSW is more effective in nitric acid dissolution than oxidative-dissolution with carbonate. At 1 M nitric acid solution, TDSW was undissolved about 30wt% as a solid residue, and uranium contained in TDSW was dissolved more than 99%. In order to the alkalization for the nitric acid dissolving solution of TDSW, carbonate alkalization is more effective with respect to remove the impurities. At the carbonate alkali solution controlled to about 9 of pH, Al, Ca, Fe and Zn co-dissolved with U in dissolution step was removed about $98{\pm}1%$. On the other hand, U could be recovered more than 99% by an acidification at pH about 3 in a carbonate alkali solution, which was nearly removed the impurities, adding 0.5M $H_2O_2$. It was found that uranium could be selectively recovered (/removed) from TDSW.

• Nuclear industry
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• v.35 no.9
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• pp.46-52
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• 2015

1975년 우라늄협회로 출발한 세계원자력협회(WNA)는 원자력을 평화적으로 이용하는 것을 적극 지원하고, 원자력 발전과 핵연료주기 전반에 걸친 원자력 산업 발전을 위하고자 설립한 세계적 민간 기구로, 우라늄 채광부터 변환, 농축, 핵연료 제조, 원자력발전 운영, 기자재(설비) 제작 및 사용후핵연료 처분에 이르기까지 원자력발전의 전 주기 산업을 촉진하고 관련 정보를 지원하고 있다. 2001년 지금의 명칭으로 변경한 WNA는 전 세계 원자력산업체와 원자력 관련 기관, 대학 등 175개 회원사를 두고 상호 협력과 전문 인력 교육 기반 강화, 국제화에 적극 나서고 있으며, 원자력산업 정보 제공과 교환을 위해 관련 보고서와 자료도 수시로 발행하고 있다. 2013년부터 WNA를 이끌고 있는 아그네타 라이징 사무총장은 지난 11월 영국 런던 소재 WNA를 방문한 <원자력신문>과의 인터뷰를 통해, 원전과 주변지역 주민의 갑상선암 발병에 대한 인과 관계에 대하여 "갑상선암 발병이 원전과 연관성 있다는 주장은 과학적 근거가 없다"고 단호히 말하고, "한국과 유사한 사례가 해외 원자력계(과학계)와 의학계에 보고된 적이 있냐"는 질문에 "해외에서 정상 운영되고 있는 원전 시설은 국제방사선방호위원회(ICRP)의 엄격한 기준(ICRP-60)이 적용하고 있으며, 방사선 방호와 관련된 연구보고서(논문)를 꾸준히 내고 있지만 원전 주변 주민에 대한 여러 역학 조사에서도 갑상선암이 증가했다는 사례는 보고된 바 없다"고 말했다. 또한 "실제로 일본 원폭 생존자 연구와 체르노빌 원전 주변 주민 연구에 의하면 20세 이상의 성인에서 방사선 노출에 의해 갑상선암이 증가한다는 증거는 없었다."면서 "체르노빌 사고와 후쿠시마 원전 사고 이후 방사선 누출로 인해 방사선이 갑상선암의 발생률을 증가시키는 것으로 알려졌지만 실제로 원전에서 발생하는 방사능은 갑상선암을 유발시킬 수 있는 양에 비해 아주 적다. 그럼에도 원전 시설에서 나오는 방사능 수치에 대해 제대로 밝히는 기관이 없기 때문에 원전 주변에 살아도 영향을 받는 것으로 오해할 수 있다."고 덧붙였다. 아그네타 라이징 사무총장은 스웨덴 출신의 방사선 방호 전문가로, 스웨덴 국영기업 Vattenfall AB 그룹에서 원자력 에너지 환경 분야 최고 전문가로 활동했으며, 스웨덴원자력학회, 유럽원자력학회, 세계여성원자력전문인회(WiN-Global) 회장 등을 역임했다. 인터뷰 전문을 게재한다.

• Proceedings of the Korean Radioactive Waste Society Conference
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• 2009.06a
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• pp.63-64
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• 2009

변환시설의 해체 시 발생한 해체폐기물은 2009년 현재까지 약 354톤이며, 이들 중 탱크, 배관, 반응기, 펌프류 동의 해체금속폐기물이 약 191톤으로 54% 를 차지하고 있다. 이들 해체금속폐기물은 제염 처리공정을 통하여 전량 자체처분폐기물로 전환시키는 것을 목표로 두고 있다. 이는 오염된 금속류를 효과적으로 제염한 다음 자체처분시킴으로서 방사성폐기물에 대한 처분비용을 저감할 수 있기 때문이다. 해체금속폐기물 중 스테인레스강 해체폐기물은 질산 용액을 사용한 초음파화학제염공정으로 제염한 후 자체처분폐기물로 53톤을 전환하였다. 탄소강 해체물의 경우 스팀제염공정으로 제염한 결과 제영 효율은 좋았으나 변환시설 가동 중 유지 보수를 위하여 페인팅을 하였던 해체물의 경우 페인트를 제거하지 않을 경우 스팀제염장치로는 제염이 안 되었다. 탄소강 해체금속폐기물은 약 117톤 발생하였으며, 이들 중 모터, 펌프 등을 제외한 제염 대상 폐기물은 약 80톤이며, 이들을 용융 제염 및 감용을 위하여 기초 연구를 수행한 결과를 바탕으로 약 180kg/batch 용량의 금속용융제염 설비를 제작 설치하여 탄소강 해체금속폐기물 용융제염 처리를 수행 중에 있다. 금속용융은 장치가 간단하고 폐기물 처리량이 비교적 적고 단속적인 운전에 매우 효과적인 고주파 유도로를 사용하였다. 용융장치는 고주파 발진장지와 용해로체로 구성된 고주파 유도설비와 냉각계통으로 구성된다. 고주파발진장치는 철제 200kg을 용해할 수 있는 용량을 갖추었으며, 실험 및 실제 처리 등 용해로체의 크기 변경이 필요할 경우에는 고주파발진기의 출력 주파수를 변경할 수 있게 하였다. 용융 장치의 발진기 부분의 입력전원은 3상, 440V, 60Hz 이며, 출력전원은 200kW, 출력주파수는 lkHz, 3kHz, 5kHz로 구성되어 있으며, 회당 180kg 의 폐기물을 용융할 시에는 3kHz로 고정하여 사용하였다. 용해로체 부분 중 고주파유도가열부는 heating coil 및 절연부로 구성되어 있고, 그 외 support frame과 lever로 구성되어 있다. 용해로체와 고주파 발진장치의 냉각을 위한 냉각설비는 냉각기와 냉매의 저장을 위한 저장조로 구성되어 있으며, 냉각기의 용량은 20RT 이다. 용융로체의 직경은 약 28cm로 크기가 큰 해체물의 장입이 어려워 작은 크기로 세절을 해야만 하며，용융로의 용량을 증가시킬 경우 해체물을 작은 크기로 세절하는 비용을 절감할 수 있을 것이다. 용융 중 시료 채취는 매 배치마다 수행하였으며, 그림3과 같은 시료 채취용 주형 틀에 국자모양의 채취기로 채취하였다. 해체물의 용융시 ingot를 생성하기 위해서 주형틀에 용융물을 장입하기 전 시료를 채취하였다 그림4는 생성된 ingot이며, 이들의 방사능 농도는 배치마다 차이는 있지만 최대 0.05 Bq/g 이하로 나타나 자체처분 폐기물로 전량 전환 가능하였다 그림5 는 해체물에 함유된 우라늄과 불순물을 제거한 슬래그로 방사능농도는 약 12Bq/g 으로 나타났으며, 이들의 발생량은 약 3wt% 정도로 폐기물 발생량이 작았다. 따라서 금속폐기물의 경우 용융제염으로 처리할 경우 폐기물 발생량을 최대로 줄일 수 있어 처리 효율이 기타 처리 공정보다 효율적인 것으로 판단된다.

• Journal of Nuclear Fuel Cycle and Waste Technology(JNFCWT)
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• v.4 no.2
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• pp.153-159
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• 2006

It is a serious task to the decommissioning of the uranium conversion plant that the demolition of the lagoon sludge. The main component of the sludge is ammonium nitrate and that is the very explosive material. Therefore, the bio-denitrification is a attractive process to remove the nitrate. In this work, some process variables was tested such as incubation temperature, nitrate concentration, electron donor, C/N ratio, seeding ratio, and pH with an anaerobic bacteria as Pseudomonas halodenitrificans. The results would be used as basic data to the continuous bio-denitrification process.

• Journal of Nuclear Fuel Cycle and Waste Technology(JNFCWT)
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• v.3 no.3
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• pp.249-256
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• 2005

Thermal decomposition and stabilization characteristics of the solid cake after the dissolution of nitrate of the lagoon sludge was investigated. Most of the nitrates were dissolved in the water and removed to the filtrate, but small amount of nitrates, calcium carbonate and uranium were remained in the solid cake. The solid cake was thermally decomposed in the muffle furnace at $900^{\circ}C$ for 5 hours. Uranium, which is in the lagoon 1, was stabilized with $NaNO_3$ decomposition to $Na_{2}O{\cdot}2UO_3$ form. For the lagoon 2, it is confirmed that CaO, which was created by thermal decomposition of the $Ca(NO_3)_2$ and $CaCO_3$, was transferred to $Ca(OH)_2$ in the air with water. Because it is known that $Ca(OH)_2$ is stable material, further additives did not need to the stabilization of the thermal decomposition of the lagoons.

• Proceedings of the Korean Radioactive Waste Society Conference
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• 2003.11a
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• pp.665-670
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• 2003

This study investigated the thermodynamic and the thermal decomposition properties of high concentration nitrate salts waste water for the lagoon sludge treatment. The thermodynamic property was carried out by COACH and GEMINI II based on the composition of nitrate Salts waste water. The thermal decomposition property was carried out by TG-DTA and XRD. Ammonium nitrate and sodium nitrate were decomposed at $250^{\circ}C$$730^{\circ}C$$450^{\circ}C$$Na_2O$ into stable $Na_2O$.$Al_2O_3$. The flow sheet for nitrate salts waste water treatment was proposed based on the these properties data. These will be used by the basic data of the process simulation.