Conventional decontamination methods utilize water-based systems, which generate high amounts of secondary wastes. Herein, we describe an environmentally benign decontamination method using liquid and supercritical $CO_2$. The use of $CO_2$ as a solvent affords effective waste reduction by its ability to be recycled, thereby leaving be hind only the contaminants upon its evaporation. In this study, a $CO_2$ solution process was assessed using t-salen(t-butylsalen), DC18C6 (dicyclohexano-18Crown6), 8-HQN(8-hydroxyquinoline), NEt4PFOSA(perfluoro-1-octanesulfonic acid tetra-ethyl ammonium salt), and NEt4PFOA(pentadecafluorooctanoic acid ammonium salt) to extract spiked radioactive contaminants(Nb,Zr,Co,Sr) from an inert sample matrix, namely filter paper. With the static extraction method, Sr was extracted with a maximum extraction rate of 97%, and Nb was extracted with a maximum extraction rate of 75%. Additionally, we were also able to extract Co and Zr with maximum extract ion ratesof 73% and 64%, respectively.
Journal of Nuclear Fuel Cycle and Waste Technology(JNFCWT)
/
v.6
no.2
/
pp.155-162
/
2008
Inventories to be disposed of, reference turnup, and source terms for CANDU spent fuel were evaluated for geological disposal system design. The historical and projected inventory by 2040 is expected to be 14,600 MtU under the condition of 30-year lifetime for unit 1 and 40-year lifetime for other units in Wolsong site. As a result of statistical analysis for discharge burnup of the spent fuels generated by 2007, average and stand deviation revealed 6,987 MWD/MtU and 1,167, respectively. From this result, the reference burnup was determined as 8,100 MWD/MtU which covers 84% of spent fuels in total. Source terms such as nuclide concentration for a long-term safety analysis, decay heat, thermo-mechanical analysis, and radiation intenity and spectrum was characterized by using ORIGEN-ARP containing conservativeness in the aspect of decay heat up to several thousand years. The results from this study will be useful for the design of storage and disposal facilities.
Journal of Nuclear Fuel Cycle and Waste Technology(JNFCWT)
/
v.8
no.3
/
pp.181-188
/
2010
Metal surface decontamination characteristics were investigated by using a laser ablation method. A second harmonic generation of a Q-switched Nd:YAG laser with a wave length of 532 nm, a pulse energy of 150 mJ and a pulse width of 5 ns was employed to assess the decontamination performance for metal surfaces contaminated with $CsNO_3$, $Co(NH_4)_2(SO_4)_2$, $Eu_2O_3$ and $CeO_2$. The ablation behavior was investigated for the decontamination variables such as a number of laser shots, laser fluence and an irradiation angle. Their optimum values were found to be 8, 13.3 J/$cm^2$ and $30^{\circ}$, respectively. The decontamination efficiency was different depending on the kinds of the contaminated ions, due to their different melting and boiling points and was in the order: $CsNO_3>Co(NH_4)_2(SO_4)_2>Eu_2O_3>CeO_2$. We also evaluated a correlation between the metal ablation thickness and the number of laser shots for the different laser fluences.
Kim, Sung-Kyun;Lee, Dong-Gyu;Lee, Kune-Woo;Song, Oh-Seop
Journal of Nuclear Fuel Cycle and Waste Technology(JNFCWT)
/
v.7
no.2
/
pp.115-124
/
2009
Cryogenic cutting technology is one of the most suitable technologies for dismantling nuclear facilities due to the fact that a secondary waste is not generated during the cutting process. In this paper, the feasibility of cryogenic cutting technology was investigated by using a computer simulation. In the computer simulation, a hybrid method combined with the SPH (smoothed particle hydrodynamics) method and the FE (finite element) method was used. And also, a penetration depth equation, for the design of the cryogenic cutting system, was used and the design variables and operation conditions to cut a 10 mm thickness for steel were determined. Finally, the main components of the cryogenic cutting system were manufactures on the basis of the obtained design variables and operation conditions.
Journal of Nuclear Fuel Cycle and Waste Technology(JNFCWT)
/
v.5
no.2
/
pp.155-169
/
2007
A transport container for a 500 kCi tritium storage vessel was developed, which could be used for the transport of metal tritide from Wolsong TRF facility to a disposal site. The structural, thermal, shielding, and confinement analyses were performed for the container in a view of Type B. As a result of structural analysis, the developed container sustained its integrity under normal and accidental conditions. The maximum temperature increase of the inner storage vessel by radiation was evaluated at $134.8^{\circ}C at room temperature. In $800^{\circ}C$ fire test, The thermal barrier of container sustained the inner vessel at $405^{\circ}C after 30 min, which temperature was allowable for the container integrity since maximum design temperature of inner vessel was $550^{\circ}C. In the evaluation of the shielding, the activity of radiation was nearly zero on the outer surface of inner vessel. Consequently the transport container for a 500 kCi tritium was evaluated to pass all the safety tests including accidental condition, so it was concluded that the designed transport container is proper to be used.
Journal of Nuclear Fuel Cycle and Waste Technology(JNFCWT)
/
v.4
no.1
/
pp.87-93
/
2006
Inventories, and characteristics such as dimension, fuel rod array, weight, $^{235}U$ enrichment, and discharge burnup of spent nuclear fuel (SNF) generated from existing and planed nuclear power plants based on National 2nd Basic Plan for Electric Power Demand and Supply were investigated and projected to support geological disposal system design. The historical and projected inventory by the end 2057 is expected to be 20,500 and 14,800MTU for PWR and CANDU spent nuclear fuel, respectively. The quantity of SNF with initial $^{235}U$ enrichment of 4.5 wt.% and below was shown to be 96.5% in total. Average burnup of SNF revealed $\sim36$ GWD/MTU and $\sim40$ GWD/MTU for the period of 1994-1999 and 2000-2003, respectively. It is expected that the average burnup of SNF will be $\sim45$ GWD/MTU at the end of 2000's. From the comprehensive study, it was concluded that the imaginary SNF with $16\times16$ Korean Standard Fuel Assembly, cross section of $21.4cm\times21.4cm$, length of 453cm, mass of 672 kg, initial $^{235}U$ enrichment of 4.5 wt.%, discharge burnup of 55 GWD/MTU could cover almost all SNFs to be produced by 2057.
Proceedings of the Korean Radioactive Waste Society Conference
/
2004.06a
/
pp.97-104
/
2004
Double-layered polysulfone composite films, containing cerium activated yttrium silicate (CAYS) as a flour, were prepared from double casting of two polymeric solutions, and their morphology and physical strength were superior to those of single-layered composites. The prepared polymeric films consist of a dense bottom layer and a CAYS-holding top layer. The former is made of coagulating the polysulfone and methylene chloride binary solution and works as a supporter to improve the composite's physical strength, while the latter holding the inorganic fluor plays a role as an active site to detect the radioactive contamination. The prepared films revealed two distinguished, but tightly attached, double layers, their attachment being identified by morphology of the interface between two layers. As prepared by water immersion coagulation, the films have highly developed macropores, compared with a dense structure in the film prepared by evaporation. In the radionuclide detection test of the CAYS-impregnated composites, the films have reliable detection capacity at a radionuclide spotting test. The double-layered composites with the dense support layer show a better stability in holding the radionuclides spotted on the surface as well as an improvement in physical strength, compared with the single-layer composites having shortcomings such as being too porous or being brittle.
Song Pyung-Seob;Choi Wang-Kyu;Min Byung-Youn;Kim Hak-I;Jung Chong-Hun;Oh Won-Zin
Journal of Nuclear Fuel Cycle and Waste Technology(JNFCWT)
/
v.3
no.2
/
pp.95-104
/
2005
Effects of the aluminum melting temperature, melting time and a kind of flux agents on the distribution of surrogate nuclide were investigated in the electric furnace at the aluminum melting including surrogate radionuclides(Co, Cs, Sr) in order to establish the fundamental research of the melting technology for the metallic wastes from the decommissioning of the TRIGA research reactor. It was verified that the fluidity of aluminum melt was increased by adding flux agent but it was slightly varied according to the sort of flux agents. The results of the XRD analysis showed that the surrogate nuclides move into the slag phase and then they were combined with aluminum oxide to form more stable compound. The weight of the slag generated from aluminum melting test increased with increasing melting temperature and melting time and the increase rate of the slag depended on the kind of flux agents added in the aluminum waste. The concentration of the cobalt in the ingot phase decreased with increasing reaction temperature but it increased in the slag phase up to 90$\%$according to the experimental conditions. The volatile nuclides such as Cs and Sr considerably transferred from the ingot phase to the slag and dust phase.
KSCE Journal of Civil and Environmental Engineering Research
/
v.41
no.2
/
pp.123-131
/
2021
The buffer is a key component of an engineered barrier system that safeguards the disposal of high-level radioactive waste. Buffers are located between disposal canisters and host rock, and they can restrain the release of radionuclides and protect canisters from the inflow of ground water. Since considerable heat is released from a disposal canister to the surrounding buffer, the thermal conductivity of the buffer is a very important parameter in the entire disposal safety. For this reason, a lot of research has been conducted on thermal conductivity prediction models that consider various factors. In this study, the thermal conductivity of a buffer is estimated using the machine learning methods of: linear regression, decision tree, support vector machine (SVM), ensemble, Gaussian process regression (GPR), neural network, deep belief network, and genetic programming. In the results, the machine learning methods such as ensemble, genetic programming, SVM with cubic parameter, and GPR showed better performance compared with the regression model, with the ensemble with XGBoost and Gaussian process regression models showing best performance.
Journal of Nuclear Fuel Cycle and Waste Technology(JNFCWT)
/
v.14
no.2
/
pp.101-112
/
2016
This study investigated the removal of Sr, which was one of the high radioactive nuclides, by adsorption with Barium (Ba) impregnated 4A zeolite (BaA) from high-radioactive seawater waste (HSW). Adsorption of Sr by BaA (BaA-Sr), in the impregnated Ba concentration of above 20.2wt%, was decreased by increasing the impregnated Ba concentration, and the impregnated Ba concentration was suitable at 20.2wt%. The BaA-Sr adsorption was added to the co-precipitation of Sr with $BaSO_4$ precipitation in the adsorption of Sr by 4A (4A-Sr) within BaA. Thus, it was possible to remove Sr more than 99% at m/V (adsorbent weight/solution volume)=5 g/L for BaA and m/V >20 g/L for 4A, respectively, in the Sr concentration of less than 0.2 mg/L (actual concentration level of Sr in HSW). It shows that BaA-Sr adsorption is better than 4A-Sr adsorption in for the removal capacity of Sr per unit gram of adsorbent, and the reduction of the secondary solid waste generation (spent adsorbent etc.). Also, BaA-Sr adsorption was more excellent removal capacity of Sr in the seawater waste than distilled water. Therefore, it seems to be effective for the direct removal of Sr from HSW. On the other hand, the adsorption of Cs by BaA (BaA-Cs) was mainly performed by 4A within BaA. Accordingly, it seems to be little effect of impregnated Ba into BaA. Meanwhile, BaA-Sr adsorption kinetics could be expressed the pseudo-second order rate equation. By increasing the initial Sr concentrations and the ratios of V/m, the adsorption rate constants ($k_2$) were decreased, but the equilibrium adsorption capacities ($q_e$) were increasing. However, with increasing the temperature of solution, $k_2$ was conversely increased, and $q_e$ was decreased. The activation energy of BaA-Sr adsorption was 38 kJ/mol. Thus, the chemical adsorption seems to be dominant rather than physical adsorption, although it is not a chemisorption with strong bonding form.
본 웹사이트에 게시된 이메일 주소가 전자우편 수집 프로그램이나
그 밖의 기술적 장치를 이용하여 무단으로 수집되는 것을 거부하며,
이를 위반시 정보통신망법에 의해 형사 처벌됨을 유념하시기 바랍니다.
[게시일 2004년 10월 1일]
이용약관
제 1 장 총칙
제 1 조 (목적)
이 이용약관은 KoreaScience 홈페이지(이하 “당 사이트”)에서 제공하는 인터넷 서비스(이하 '서비스')의 가입조건 및 이용에 관한 제반 사항과 기타 필요한 사항을 구체적으로 규정함을 목적으로 합니다.
제 2 조 (용어의 정의)
① "이용자"라 함은 당 사이트에 접속하여 이 약관에 따라 당 사이트가 제공하는 서비스를 받는 회원 및 비회원을
말합니다.
② "회원"이라 함은 서비스를 이용하기 위하여 당 사이트에 개인정보를 제공하여 아이디(ID)와 비밀번호를 부여
받은 자를 말합니다.
③ "회원 아이디(ID)"라 함은 회원의 식별 및 서비스 이용을 위하여 자신이 선정한 문자 및 숫자의 조합을
말합니다.
④ "비밀번호(패스워드)"라 함은 회원이 자신의 비밀보호를 위하여 선정한 문자 및 숫자의 조합을 말합니다.
제 3 조 (이용약관의 효력 및 변경)
① 이 약관은 당 사이트에 게시하거나 기타의 방법으로 회원에게 공지함으로써 효력이 발생합니다.
② 당 사이트는 이 약관을 개정할 경우에 적용일자 및 개정사유를 명시하여 현행 약관과 함께 당 사이트의
초기화면에 그 적용일자 7일 이전부터 적용일자 전일까지 공지합니다. 다만, 회원에게 불리하게 약관내용을
변경하는 경우에는 최소한 30일 이상의 사전 유예기간을 두고 공지합니다. 이 경우 당 사이트는 개정 전
내용과 개정 후 내용을 명확하게 비교하여 이용자가 알기 쉽도록 표시합니다.
제 4 조(약관 외 준칙)
① 이 약관은 당 사이트가 제공하는 서비스에 관한 이용안내와 함께 적용됩니다.
② 이 약관에 명시되지 아니한 사항은 관계법령의 규정이 적용됩니다.
제 2 장 이용계약의 체결
제 5 조 (이용계약의 성립 등)
① 이용계약은 이용고객이 당 사이트가 정한 약관에 「동의합니다」를 선택하고, 당 사이트가 정한
온라인신청양식을 작성하여 서비스 이용을 신청한 후, 당 사이트가 이를 승낙함으로써 성립합니다.
② 제1항의 승낙은 당 사이트가 제공하는 과학기술정보검색, 맞춤정보, 서지정보 등 다른 서비스의 이용승낙을
포함합니다.
제 6 조 (회원가입)
서비스를 이용하고자 하는 고객은 당 사이트에서 정한 회원가입양식에 개인정보를 기재하여 가입을 하여야 합니다.
제 7 조 (개인정보의 보호 및 사용)
당 사이트는 관계법령이 정하는 바에 따라 회원 등록정보를 포함한 회원의 개인정보를 보호하기 위해 노력합니다. 회원 개인정보의 보호 및 사용에 대해서는 관련법령 및 당 사이트의 개인정보 보호정책이 적용됩니다.
제 8 조 (이용 신청의 승낙과 제한)
① 당 사이트는 제6조의 규정에 의한 이용신청고객에 대하여 서비스 이용을 승낙합니다.
② 당 사이트는 아래사항에 해당하는 경우에 대해서 승낙하지 아니 합니다.
- 이용계약 신청서의 내용을 허위로 기재한 경우
- 기타 규정한 제반사항을 위반하며 신청하는 경우
제 9 조 (회원 ID 부여 및 변경 등)
① 당 사이트는 이용고객에 대하여 약관에 정하는 바에 따라 자신이 선정한 회원 ID를 부여합니다.
② 회원 ID는 원칙적으로 변경이 불가하며 부득이한 사유로 인하여 변경 하고자 하는 경우에는 해당 ID를
해지하고 재가입해야 합니다.
③ 기타 회원 개인정보 관리 및 변경 등에 관한 사항은 서비스별 안내에 정하는 바에 의합니다.
제 3 장 계약 당사자의 의무
제 10 조 (KISTI의 의무)
① 당 사이트는 이용고객이 희망한 서비스 제공 개시일에 특별한 사정이 없는 한 서비스를 이용할 수 있도록
하여야 합니다.
② 당 사이트는 개인정보 보호를 위해 보안시스템을 구축하며 개인정보 보호정책을 공시하고 준수합니다.
③ 당 사이트는 회원으로부터 제기되는 의견이나 불만이 정당하다고 객관적으로 인정될 경우에는 적절한 절차를
거쳐 즉시 처리하여야 합니다. 다만, 즉시 처리가 곤란한 경우는 회원에게 그 사유와 처리일정을 통보하여야
합니다.
제 11 조 (회원의 의무)
① 이용자는 회원가입 신청 또는 회원정보 변경 시 실명으로 모든 사항을 사실에 근거하여 작성하여야 하며,
허위 또는 타인의 정보를 등록할 경우 일체의 권리를 주장할 수 없습니다.
② 당 사이트가 관계법령 및 개인정보 보호정책에 의거하여 그 책임을 지는 경우를 제외하고 회원에게 부여된
ID의 비밀번호 관리소홀, 부정사용에 의하여 발생하는 모든 결과에 대한 책임은 회원에게 있습니다.
③ 회원은 당 사이트 및 제 3자의 지적 재산권을 침해해서는 안 됩니다.
제 4 장 서비스의 이용
제 12 조 (서비스 이용 시간)
① 서비스 이용은 당 사이트의 업무상 또는 기술상 특별한 지장이 없는 한 연중무휴, 1일 24시간 운영을
원칙으로 합니다. 단, 당 사이트는 시스템 정기점검, 증설 및 교체를 위해 당 사이트가 정한 날이나 시간에
서비스를 일시 중단할 수 있으며, 예정되어 있는 작업으로 인한 서비스 일시중단은 당 사이트 홈페이지를
통해 사전에 공지합니다.
② 당 사이트는 서비스를 특정범위로 분할하여 각 범위별로 이용가능시간을 별도로 지정할 수 있습니다. 다만
이 경우 그 내용을 공지합니다.
제 13 조 (홈페이지 저작권)
① NDSL에서 제공하는 모든 저작물의 저작권은 원저작자에게 있으며, KISTI는 복제/배포/전송권을 확보하고
있습니다.
② NDSL에서 제공하는 콘텐츠를 상업적 및 기타 영리목적으로 복제/배포/전송할 경우 사전에 KISTI의 허락을
받아야 합니다.
③ NDSL에서 제공하는 콘텐츠를 보도, 비평, 교육, 연구 등을 위하여 정당한 범위 안에서 공정한 관행에
합치되게 인용할 수 있습니다.
④ NDSL에서 제공하는 콘텐츠를 무단 복제, 전송, 배포 기타 저작권법에 위반되는 방법으로 이용할 경우
저작권법 제136조에 따라 5년 이하의 징역 또는 5천만 원 이하의 벌금에 처해질 수 있습니다.
제 14 조 (유료서비스)
① 당 사이트 및 협력기관이 정한 유료서비스(원문복사 등)는 별도로 정해진 바에 따르며, 변경사항은 시행 전에
당 사이트 홈페이지를 통하여 회원에게 공지합니다.
② 유료서비스를 이용하려는 회원은 정해진 요금체계에 따라 요금을 납부해야 합니다.
제 5 장 계약 해지 및 이용 제한
제 15 조 (계약 해지)
회원이 이용계약을 해지하고자 하는 때에는 [가입해지] 메뉴를 이용해 직접 해지해야 합니다.
제 16 조 (서비스 이용제한)
① 당 사이트는 회원이 서비스 이용내용에 있어서 본 약관 제 11조 내용을 위반하거나, 다음 각 호에 해당하는
경우 서비스 이용을 제한할 수 있습니다.
- 2년 이상 서비스를 이용한 적이 없는 경우
- 기타 정상적인 서비스 운영에 방해가 될 경우
② 상기 이용제한 규정에 따라 서비스를 이용하는 회원에게 서비스 이용에 대하여 별도 공지 없이 서비스 이용의
일시정지, 이용계약 해지 할 수 있습니다.
제 17 조 (전자우편주소 수집 금지)
회원은 전자우편주소 추출기 등을 이용하여 전자우편주소를 수집 또는 제3자에게 제공할 수 없습니다.
제 6 장 손해배상 및 기타사항
제 18 조 (손해배상)
당 사이트는 무료로 제공되는 서비스와 관련하여 회원에게 어떠한 손해가 발생하더라도 당 사이트가 고의 또는 과실로 인한 손해발생을 제외하고는 이에 대하여 책임을 부담하지 아니합니다.
제 19 조 (관할 법원)
서비스 이용으로 발생한 분쟁에 대해 소송이 제기되는 경우 민사 소송법상의 관할 법원에 제기합니다.
[부 칙]
1. (시행일) 이 약관은 2016년 9월 5일부터 적용되며, 종전 약관은 본 약관으로 대체되며, 개정된 약관의 적용일 이전 가입자도 개정된 약관의 적용을 받습니다.