• Journal of Nuclear Fuel Cycle and Waste Technology(JNFCWT)
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• v.14 no.4
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• pp.305-320
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• 2016

The metal waste generated during nuclear power plant decommissioning constitutes a large proportion of the total radioactive waste. This study investigates the current status of domestic and international regulatory requirements for clearance and the clearance experience of domestic institutions. The RESRAD-RECYCLE code was used for analyzing the clearance of the metal wastes generated during actual nuclear power plant decommissioning, and assessment of the exposure dose of twenty-six scenarios was carried out. The evaluation results will be useful in preliminary analysis of clearance and recycling during nuclear power plant decommissioning. As a next step, the effects of reducing disposal costs by clearance can be studied.

• Journal of Nuclear Fuel Cycle and Waste Technology(JNFCWT)
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• v.18 no.2
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• pp.217-225
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• 2020

Concrete waste accounts for approximately 70~80% of the total waste generated during the decommissioning of nuclear power plants (NPPs). Based upon the concentration of each radionuclide, the concrete waste from the decommissioning can be used in the determination of the clearance threshold used to classify waste as radioactive. To reduce the cost of radioactive concrete waste disposal, it is important to perform decontamination before self-disposal or limited recycling. Therefore, it is necessary to estimate the internal radioactivity distribution of radioactive concrete waste to ensure effective decontamination. In this study, the performance metrics of various Compton reconstruction algorithms were compared in order to identify the best strategy to estimate the internal radioactivity distribution in concrete waste during the decommissioning of NPPs. Four reconstruction algorithms, namely, simple back-projection, filtered back-projection, maximum likelihood expectation maximization (MLEM), and energy-deconvolution MLEM (E-MLEM) were used as Compton reconstruction algorithms. Subsequently, the results obtained by using these various reconstruction algorithms were compared with one another and evaluated, using quantitative evaluation methods. The MLEM and E-MLEM reconstruction algorithms exhibited the best performance in maintaining a high image resolution and signal-to-noise ratio (SNR), respectively. The results of this study demonstrate the feasibility of using Compton images in the estimation of the internal radioactive distribution of concrete during the decommissioning of NPPs.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1996.05d
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• pp.201-206
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• 1996

원자력 발전소의 해체는 방대한 방사성폐기물을 일시적으로 발생시킬 뿐만 아니라 원전 건설비용의 10% 에 해당하는 많은 비용이 소요된다. 또한 해체 부지의 재활용 여부는 원전 신규부지의 확보에도 큰 영향을 준다. 대규모 원자력 추진국으로써, 원자력 발전소의 폐로조치 방안들을 체계적으로 검토하여 국내 폐로조치 방안 및 대책을 종합적으로 수립해야할 시점이 되었다. 따라서 본 연구에서는 고리 1호기를 대상으로 하여 DECON, SAFSTOR-1, SAFSTOR-2 (10년), SAFSTOR-2 (30년), SAFSTOR-2 (51.38년), ENTOMB-1, ENTOMB-2 및 ENTOMB-3등의 폐로방안을 설정하고, 미국에서 원전 폐로비용 평가에 사용 실적이 있는 전산 프로그램을 이용하여 각각의 폐로조치 방안별로 소요비용을 분석하였다. 또한 각 폐로조치 방안의 경제성 비교를 위해서 각각의 폐로조치 방안에 대해 할인된 비용의 결과를 분석하였다.

• Proceedings of the Korean Society of Soil and Groundwater Environment Conference
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• 2001.09a
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• pp.120-123
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• 2001

국내 원전에서 배출되는 사용후핵연료의 안정한 장기 보관과 평화적 재활용을 위한 많은 연구중에서 금속저장체 연구는 사용후핵연료의 장기 보관에 따른 부식 문제 해결과 방사성 붕괴열 제거 관점에서 관심을 끌고 있다. 본 논문에서는 고준위 방사성폐기물로 분류되는 금속저장체를 국내 심지층 암반에 영구 처분했을 때 발생하는 처분장 요구 면적과 영구 처분에 따른 방사선적 안전성에 관한 고찰을 통해 금속 저장체를 이용한 사용후핵연료 관리의 장단점을 분석하였다. 예비 조사 결과 주어진 데이터 조건에서는 금속 저장체는 고준위 방사성폐기물 처분장의 면적을 5 배 정도 줄일 수 있을 것이며 방사선적 안전성 또한 우수한 것으로 판명되었으나 향후 경제성과 핵비확산성을 고려한 종합적인 타당성 연구가 수행되는 것이 바람직하다고 판명되었다.

• Nuclear industry
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• v.27 no.4 s.290
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• pp.56-60
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• 2007

한국수력원자력(주)는 20기의 원자력발전소를 운영하고 있으며, 원전에서 발생되는 전기로 우리나라 총전력의 약 40%를 담당하고 있는데 이 과정에서 필연적으로 사용후연료가 발생하게 된다. 사용후연료는 재활용 여부에 따라 자원 또는 폐기물로 간주되는 성격을 지니고 있다. 그러나 우리나라는 사용후연료에 대해서는 아직 확실한 방침이 정해지지 않아 이의 저장 시설이 필요하며 현재 원자력발전소 내 사용후연료 저장조와 건식 저장 시설에 임시 저장하고 있다. 사용후연료는 2006년 말 기준으로 8,670톤이 저장되어 있고, 발전소 내에 설치된 기존 시설의 저장 능력이 포화되는 것에 대비하여 조밀 저장대 설치, 호기 간 이송, 공동 저장, 습식 저장 시설 확장 및 건식 저장 시설 추가 건설을 통해 단계적으로 저장 능력을 확장하여 2016년까지 발생되는 사용후연료를 저장할 계획이다. 그러나 제253차 원자력위원회(2004. 12. 17)에서 2016년 이후 사용후연료 관리 방침에 대해서는 중간 저장 시설의 건설 등을 포함하여 충분한 논의를 거쳐 국민적 공감대하에서 추진하기로 결정됨에 따라 현재 공론화 방안 연구와 대내외적인 공론화가 진행되고 있다.

• Journal of Nuclear Fuel Cycle and Waste Technology(JNFCWT)
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• v.5 no.2
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• pp.91-101
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• 2007

In this study, domestic regulatory requirement was investigated for self-disposal of concrete waste from nuclear fuel processing facility. And after self-disposal as landfill or recycling/reuse, the exposure dose was evaluated by RESRAD Ver. 6.3 and RESRAD BUILD Ver.3.3 computing code for radiological assessments of the general public. Derived clearance level by the result of assessments for the exposure dose of the general public is 0.1071Bq/g (3.5% enriched uranium) for landfill and $0.05515Bq/cm^2$ (5% enriched uranium) for recycling/reuse respectively. Also, residual radioactivity of concrete waste after decontamination was investigated in this study. The result of surface activity is $0.01Bq/cm^2\;for\;{\alpha}-emitter$ and the result of radionuclide analysis for taken concrete samples from surface of concrete waste is 0.0297Bq/g for concentration of $^{238}U$, below 2w/o for enrichment of $^{235}U$ and 0.0089Bq/g for artificial contamination of $^{238}U$ respectively. Therefore, radiological hazard of concrete waste by self-disposal as landfill and recycling/reuse is below clearance level to comply with clearance criterion provided for Notice No.2001-30 of the MOST and Korea Atomic Energy Act.

• Nuclear industry
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• v.4 no.6 s.22
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• pp.19-23
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• 1984

현재 우리나라에는 3기의 원전이 운전중에 있으며 6기가 건설중에 있다. 즉, 2기의 가압경수로(PWR)의 1기의 가압중수로(HWR)가 운전중에 있으며 건설중인 것은 모두 PWR이다. 현재 추진되고 있는 원전계획을 수행하면, 1990년에는 사용후핵연료가 년간 약200톤씩 방출될 것이며, 2000년에는 500톤 정도가 방출되게 된다. 이와 같은 핵사용후연료는 현재 소내저장하고 있으나 '90년대 중반 부터는 소내저장용량이 한계에 달하게 될 것으로 전망되고 있다. 따라서 본교에서의 이와 같은 소내저장 한계성에 대처할 수 있는 가능한 방안을 검토하고, 이를 경제성 측면에서 분석하고자 하였다. 사용후핵연료의 관리방안에 대한 경제성 분석을 위해서는 장래의 원전계획, 원자로형 및 핵연료주기방식 등에 대한 여러 가지 가정이 필요하게 된다. 원전계획은 정부에서 발표한 $\ulcorner$5차5개년 수정계획$\lrcorner$에 의거하여 원전시설용량은 현재의 2GWe에서 2000년에는 22GWe로, 2025년에는 44GWe로 늘어나는 것으로 보았다. 이와 같은 원전계획을 바탕으로 6가지 핵연료주기에 관한 시나리오를 설정하였다. 즉, 사용후핵연료를 비순환방식으로 운영하는 2가지 경우, 순환방식으로 운영되는 3가지 경우 그리고 FBR에 활용하는 1가지의 경우에 대하여 검토하였다. 사용후핵연료의 관리방식에 따른 장기적인 안목에서의 경제성 분석은 핵연료주기비용 뿐만아니라 원전의 투자비도 함께 분석하는 것이 합리적이며, 따라서 본교에서는 계획기간 동안의 6가지 시나리로에 따른 원전 및 핵연료주기에 관한 총 투자비를 비교하였고, 1982년 가격으로 현가화한 단가도 비교${\cdot}$검토 하였다. 이와 같은 6가지 시나리오에 대한 경제성을 비교해 본 결과, 핵연료주기선택의 경제성평가에 큰 영향을 주는 핵연료주기요소는 재처리비, 재처리시 방출되는 폐기물의 처리${\cdot}$처분비 그리고 사용후핵연료 저장방식으로 판명되었으며 6가지 시나리오에 대한 경제성 비교평가 결과, 다음과 같은 결론을 얻었다. 단기적인 안목에서는 소내저장용량을 확장하는 방안이 가장 바람직하며, 중기적인 관점에서는 소외집중저장설비가 활발히 수행되는 시점에서는 사용후핵연료를 재처리하여 재활용하는 방안도 강구되어야 할 것이다.

• Journal of the Korean Recycled Construction Resources Institute
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• v.9 no.4
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• pp.451-459
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• 2021

The purpose of this study is to evaluate the performance of a solidifying agent for recycling the fine powder separated from the nuclear power plant decommissioned concrete as a solidifying agent(SA) for radioactive waste. In order to evaluate the performance of the solidifying agent, a powder simulating the fine powder of waste concrete separated from the dismantled concrete of a nuclear power plant was produced, and the main variables were the type of binder and the replacement ratio of zeolite. The solidifying agent was evaluated for fluidity performance, compressive strength, and leaching resistance to non-radioactive cesium. The compressive strength of SA increased as the zeolite replacement ratio increased, and the SA containing 5% or more of zeolite showed a compressive strength that was 1.4 to 1.7 times higher than the acceptance criteria. The cesium leaching index of all specimens was 6 or higher, satisfying the acceptance criteria, and the leaching index of SA was 1.47~1.63 times higher than that of OPC. In particular, the average leaching index after 28 days of the 5% zeolite-substituted solidifying agent was 9.15, which was improved by about 6.4% compared to OPC, and it was confirmed that the zeolite was effective in improving the leaching resistance to cesium ions by showing stable performance over the entire period.

• Journal of the Korea Academia-Industrial cooperation Society
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• v.19 no.9
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• pp.326-332
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• 2018

Korea faces major changes in energy policy, which include eco-friendly and zero-nuclear power. On the other hand, there are very few policies for the waste-management of mid- to large-sized lithium-ion batteries, such as electric car batteries and energy storage systems, which are expected to increase explosively due to such energy policy changes. Therefore, this study estimated the amount of mid- to large-sized lithium ion batteries waste and performed economics analysis of a middle and large sized secondary battery recycling project. Based on the results, a policy alternative for the revitalization of the related lithium-ion battery recycling industry is suggested. As a result, the B / C ratio of a domestic mid - to large - sized lithium ion battery recycling project is 1.06, in which the benefit is higher than the cost, so the business is economic feasible. Although the recycling project's economic efficiency is high, the recycling industry has not been activated in Korea because the domestic demand for rechargeable batteries recycling is very low. To solve this problem, this study proposes a plan to activate the industry by adding lithium secondary batteries to the EPR (Extended Producer Responsibility) items.

• Journal of the Korean Recycled Construction Resources Institute
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• v.10 no.3
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• pp.276-284
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• 2022

In this study, performance evaluation and rheological characteristics were analyzed for recycling the fine powder of nuclear power plant dismantled waste concrete as a solidifying agent for radioactive waste disposal. The radioactive concrete fine powder was used to prepare a simulated sample, and the test specimen was prepared using Di-water, CoCl₂, and 1 mol CsCl aqueous solution as mixing water. Regardless of the aggregate mixing ratio and the type of mixing water, it satisfies the performance standard of 3.45 MPa for compressive strength at 28 days of age. All specimens satisfied the criteria for submersion strength, and the thermal cycle compressive strength satisfies the criteria for all specimens except Plain-50. As a result of evaluating the rheological properties of the solidifying agent, it was found that the increase in the aggregate mixing rate decreased the yield stress and plastic viscosity. The leaching index for cobalt and cesium of all specimens was 6 or higher, which satisfies the standard. In order to secure the stable performance of the solidifying agent, it is considered effective to use 40 % or less of the aggregate component in the solidifying agent.