• Journal of Nuclear Fuel Cycle and Waste Technology(JNFCWT)
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• v.13 no.3
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• pp.187-199
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• 2015

Decontamination is one of the crucial technologies that are applied during the decommissioning process of nuclear facilities to secure the safety of workers and to minimize the quantity of radioactive waste. Decontamination removes radionuclides on the surface of contaminated metal. Compared with decontamination for operational nuclear facilities, decontamination for nuclear power plants that are being decommissioned needs to remove the more and thicker surface using more aggressive agents or specially developed equipment. This paper analyzed the factors to be considered before planning the decontamination, representative decontamination technologies, and their application procedure,etc. ORCID

• Radioisotope journal
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• v.15 no.1
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• pp.88-91
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• 2000

• Proceedings of the Korean Radioactive Waste Society Conference
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• 2016.05a
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• pp.371-372
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• 2016

• Proceedings of the Korean Institute of Surface Engineering Conference
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• 2017.05a
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• pp.135-135
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• 2017

제염기술은 원자력발전소의 순환계통장치 및 기기류의 방사성 오염물질을 제거하는 기술이다. 현재 국내 원전의 설계 수명 및 유지보수 시기가 도래함에 따라, 작업 전 작업자의 방사선 피사량을 극소화하기 위한 제염 기술이 주목을 받고 있다. 제염 방법에는 크게 기계적 제염과 화학약품을 사용하는 화학제염이 있다. 그 중 화학제염은 복잡한 구조의 제염 대상물에 대한 큰 효과 및 간단한 공정 때문에 주로 사용되고 있다. 제염 시 방사성 산화물과 오염성분을 제거하기 위해 강산 또는 강알칼리의 화학용액이 사용된다. 강한 화학약품을 사용함으로써 큰 제염효과를 얻을 수 있는 반면, 금속 재료의 부식에 대한 구동력도 커지게 된다. 금속 재료의 경우, 강한 부식성 환경에서 공식(pitting corrosion) 및 입계부식(intergranular corrosion)형태의 손상이 크게 발생하기 때문에, 제염공정 시 사용되는 화학용액에 대한 재료의 건전성 검증이 반드시 필요하다. 본 연구에서는 원전기기용 재료인 니켈합금강 Inconel600의 화학제염 시 시험공정 3가지에 대한 부식손상 특성을 규명하였다. 산화공정은 $HMnO_4$ 실험용액을 공통으로 사용하였으며, 산화공정 종료 후 환원공정은 각 시험공정에 따라 환원공정 1은 2000ppm $H_2C_2O_4$, 환원공정 2는 1500ppm $H_2C_2O_4$ + 500ppm $H_8C_6O_7$, 그리고 환원공정 3은 3000ppm $H_2C_2O_4$ 실험용액을 각각 투입하여 수행하였다. 산화, 환원공정을 1Cycle로 하여 온도 $75^{\circ}C$로 유지된 용액에 각 2시간씩 침적하였다. 각 시험공정 별로 총 5Cycle을 실시하였다. 각 시험공정 Cycle종료 후 시험편을 취외하여 무게감량측정, SEM(Scanning electron microscope)분석, 3D현미경분석 그리고 타펠분극 실험을 실시하였다. 각 분석결과를 토대로 하여, 니켈합금 Inconel600에 대한 화학제염 시 시험공정에 따른 부식특성을 규명하였다.

• Proceedings of the Korean Institute of Surface Engineering Conference
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• 2017.05a
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• pp.136-136
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• 2017

화학제염 기술은 산화제, 환원제, 금속이온, 무기산등이 혼합되어 있는 화학용액을 사용하여 원전기기 계통 내부에 생성된 고방사능 준위의 산화막과 오염물질을 제거하는 기술이다. 원전의 해체 및 유지보수에 있어 방사능 피복저감을 위한 필수적인 기술이다. 현재 원전 해체 산업은 잠재성이 높은 고부가가치 창출 산업으로 주목을 받고 있다. 원전 보유국의 경우, 기존 상용 제염기술과는 차별성 있는 제염기술을 확보하고자 노력하고 있다. 기존의 공정과 비교하여 공정비용 및 시간을 감소시킬 수 있어야 할 뿐만 아니라, 화학용액에 의한 원전 계통 금속 부품의 부식 및 손상을 최소화해야 한다. 금속 부품이 화학약품에 의한 부식손상을 받는다면 금속 부품의 수명 및 재활용 가치가 감소하기 때문에, 화학제염 기술 적용에 있어 용액에 대한 재료의 건전성 평가가 사전에 필히 이루어져야 한다. 본 연구에서는 원전 냉각재 펌프용 재료로 주로 사용되는 Stainless 304강을 시험편으로 선정하여, 화학제염 시험공정 3가지에 대한 부식손상 특성을 규명하였다. 산화공정은 과망간산($HMnO_4$) 용액을 공통으로 사용하였으며, 산화공정 종료 후 환원공정은 각 시험공정에 따라 시험공정 1은 옥살산($H_2C_2O_4$) 2000ppm, 시험공정 2는 옥살산($H_2C_2O_4$)1500ppm + 시트르산($H_8C_6O_7$)500ppm, 그리고 시험공정 3은 옥살산($H_2C_2O_4$) 3000ppm 용액을 각각 투입하여 수행하였다. 산화, 환원공정을 1Cycle로 하여, 각 시험공정 별로 총 5Cycle을 실시하였다. 각 시험공정 Cycle종료 후 시험편을 취외하여 무게감량측정, SEM(Scanning electron microscope) 분석, 3D현미경분석 그리고 타펠분극 실험을 실시하였다. 각 분석결과를 토대로 하여, Stainless 304강에 대한 화학제염 시 모델별 시험공정에 따른 부식특성을 규명하였다.

• Journal of the Korean Professional Engineers Association
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• v.13 no.3
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• pp.33-41
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• 1980

• Nuclear industry
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• v.35 no.7
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• pp.49-52
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• 2015

한국원자력산업회의와 원전해체 및 제염복원 안전연구센터가 공동으로 주최한 '원자력시설에 대한 체계적인 제염/해체 관련 기술 및 지식의 확산을 통한 산업계 전문 인력의 양성 전문교육'이 10월 1일~7일까지 강의 교육과 현장 시찰로 진행되었다. 강의 교육은 한양대 한양종합기술원(HIT)에서 10월 1~2일 양일간 실시되었으며, 현장 시찰은 10월 4일~7일까지 3박 4일의 일정으로 일본 제염 해체 관련 시설에서 진행되었다.

• KOMUNHWA
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• no.50
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• pp.371-389
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• 1997

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1997.05b
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• pp.307-312
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• 1997

원자력시설의 콘크리트 표면제염 및 절단을 효과적으로 수행하기 위해서는 먼저 방사성물질이 제염구역의 외부로 누출되지 않도록 작업구역을 비방사성 구역과 분리하고, 국부적으로 오염된 콘크리트 표면을 제염하는 기술, 해체 절단하는 기술 및 경제적인 방법으로 방사성물질의 확산을 최소화하는 분진제거 기술 등이 개발되어야 한다. 따라서 본 논문에서는 원자력시설의 콘크리트 표면제염 및 절단시 발생되는 콘크리트 분진처리 필터시스템을 개발하기 위하여, 중량 및 고밀도 콘크리트 내부로의 세슘 및 스트론튬 핵종의 침투깊이 실험을 수행하였으며, 다중 사이클론을 이용하여 DOP 에어로졸 및 콘크리트 표면절단 장비인 scabbier에 의해 발생한 중량 및 고밀도 콘크리트 분진의 특성을 분석하고 포집효율 성능시험을 수행하였다. 또한 사이클론 성능평가 프로그램을 작성하여 사이클론의 포집효율을 예상하였으며 이를 실험값과 비교하였다.

• Journal of Nuclear Fuel Cycle and Waste Technology(JNFCWT)
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• v.17 no.2
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• pp.139-165
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• 2019

The current status and prospect of decommissioning technology development at KAERI are reviewed here. Specifically, this review focuses on four key technologies: decontamination, remote dismantling, decommissioning waste treatments, and site remediation. The decontamination technologies described are component decontamination and system decontamination. A cutting method and a remote handling method together with a decommissioning simulation are described as remote dismantling technologies. Although there are various types of radioactive waste generated by decommissioning activities, this review focuses on the major types of waste, such as metal waste, concrete waste, and soil waste together with certain special types, such as high-level and high-salt liquid waste, organic mixed waste, and uranium complex waste, which are known to be difficult to treat. Finally, in a site remediation technology review, a measurement and safety evaluation related to site reuse and a site remediation technique are described.