• 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.

• Proceedings of the Korean Radioactive Waste Society Conference
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• 2015.10a
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• pp.413-414
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• 2015

국내 최초로 가연성 해체폐기물 부피감용을 위해 안전하게 시설을 운영하고 있어 소각에 대한 국민인식 재고에 기여할 수 있으며, 우라늄변환시설의 가연성 해체 폐기물 소각을 통해 U 핵종오염 폐기물 소각기술을 확보하여 원자력시설 운영 효율향상, 처분비용 절감 뿐만 아니라 유해물질의 무해화로 최종처분장의 안전성 관리 최적화에 기여하고, 향후 원자력시설의 해체 및 해체 폐기물 처리/처분사업에 기술을 적극 활용할 예정이다.

• Journal of Nuclear Fuel Cycle and Waste Technology(JNFCWT)
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• v.12 no.2
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• pp.165-169
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• 2014

In order to use the nuclear energy as the sustainable energy source, the safe and efficient management of radioactive wastes generated from the nuclear fuel cycle including NPP decommissioning is one of the most important factors. The establishment of acceptance criteria for very low level radioactive wastes generated from decommissioning of nuclear power plant in a large quantity is seemed to play a key role for developing a radioactive wastes disposal strategy as well as NPP decommissioning strategy. In this thesis, we want to review the acceptance criteria of low-and-intermediate-level radioactive wastes in this country through the analysis of other country's acceptance criteria.

• Journal of Nuclear Fuel Cycle and Waste Technology(JNFCWT)
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• v.15 no.4
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• pp.355-367
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• 2017

The decommissioning of Kori unit 1, which was permanently shut down in June of 2017, will be the first instance of the dismantling of a commercial nuclear power plant in Korea. The disposal of waste during the dismantling process accounts for a large part of the total decommissioning cost. Therefore, structures consisting of activated and contaminated concrete must be economically and safely dismantled by establishing a proper dismantling strategy. This study focuses on optimized dismantling and disposal scenarios pertaining to a biological shield. Several dismantling cases, regulations and technologies related to waste treatment as these practices pertain to nuclear power plants are analyzed. To minimize the amount of waste from the biological shield dismantling process, an optimized dismantling scenario is presented and disposal alternatives for dismantled concrete waste are proposed.

• 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.

• KSCE Journal of Civil and Environmental Engineering Research
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• v.30 no.2D
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• pp.143-151
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• 2010

Currently, one of the most interested things at home and abroad country will be an eco-friendly construction. Among these, one of the most important elements will be the recycle and reuse of construction and demolition waste. Because construction waste is generated the most at the demolition phase, it is important to minimize the quantity of the demolition waste at the phase. And it is also important to develop a system to manage rightly the generated demolition waste. But in the domestic country, a research for this has hardly been carried out. In recent, the government has realized its importance and is making a research to improve demolition technique and is preparing a research to make a raw for deconstruction. Therefore, this study examined its application situation and importance by analyzing the trend of demolition technique used in the domestic industry. Also this study carried out a survey for situation analysis of the demolition industry. This study suggested items needed for the development of demolition technique, demolition design and reduction of C&D waste through a survey results and a situation analysis.

• Proceedings of the Korean Radioactive Waste Society Conference
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• 2004.06a
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• pp.117-118
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• 2004

국내 TRIGA Mark II&III 및 우라늄 변환시설 해체시 다량의 금속폐기물 발생이 예상되며, 현재 이러한 저준위 방사성 금속폐기물을 처리, 재활용하는 기술들에 대한 연구가 국$\cdot$내외적으로 활발히 수행 중에 있다. 이에 본 연구에서는 해체시 발생하는 금속폐기물의 효율적인 감용 및 재활용에 관한 국내외 처리 기술을 검토하여 국내 TRIGA Mark II&III 및 우라늄 변환시설에서 발생하는 해체 금속폐기물의 처리 방안을 수립하기 위한 정보를 제공하고자 한다.

• Proceedings of the Korean Radioactive Waste Society Conference
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• 2015.10a
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• pp.187-188
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• 2015

• Proceedings of the Korean Radioactive Waste Society Conference
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• 2016.10a
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• pp.253-254
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• 2016

• Proceedings of the Korean Radioactive Waste Society Conference
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• 2015.10a
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• pp.263-264
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• 2015