• 방사성폐기물학회지
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• 제20권2호
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• pp.231-241
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• 2022

Several countries, including Korea, are considering the direct disposal of spent nuclear fuels. The radiological safety assessment results published after a geological repository closure indicate that the instant release is the main radiation source rather than the congruent release. Three Safety Case reports recently published were reviewed and the IRF values of seven long-lived radionuclides, including relevant experimental results, were compared. According to the literature review, the IRF values of both the CANDU and low burnup PWR spent fuel have been experimentally measured and used reasonably. In particular, the IRF values of volatile long-lived nuclides, such as ¹²⁹I and ¹³⁵Cs, were estimated from the FGR value. Because experimental leaching data regarding high burnup spent nuclear fuels are extremely scarce, a mathematical modelling approach proposed by Johnson and McGinnes was successfully applied to the domestic high burnup PWR spent nuclear fuel to derive the IRF values of iodine and cesium. The best estimate of the IRF was 5.5% at a discharge burnup of 55 GWd tHM^-1.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제53권7호
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• pp.2261-2267
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• 2021

This paper evaluates the efficacy of magnesium potassium phosphate cements (MKPCs) as waste forms for the solidification of radioactive concrete powder wastes produced by the decommissioning of nuclear power plants. MKPC specimens that contained up to 50 wt% of simulated concrete powder wastes (SCPWs) were evaluated. We measured the porosity and compressive strength of the MKPC specimens, observing them using scanning electron microscopy and X-ray diffraction. The addition of SCPWs reduced the porosity and increased the compressive strength of the MKPC specimens. Struvite-K crystals were well-synthesized, and no additional crystal phase was formed. After thermal cycling and after immersion, MKPC specimens with 50 wt% SCPWs satisfied the waste-acceptance criteria (WAC) for compressive strength. Semi-dynamic leaching tests were performed using the ANS 16.1 method; the leachability indices of Cs, Co, and Sr were 11.45, 17.63, and 15.66, respectively, which also satisfy the WAC. Thus, MKPCs can provide stable matrices to immobilize radioactive concrete wastes generated by the decommissioning of nuclear power plants.

• 방사성폐기물학회지
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• 제21권2호
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• pp.271-281
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• 2023

A study was conducted on the vitrification of the rare earth oxide waste generated from the PyroGreen process. The target rare earth waste consisted of eight elements: Nd, Ce, La, Pr, Sm, Y, Gd, and Eu. The waste loading of the rare earth waste in the developed borosilicate glass system was 20wt%. The fabricated glass, processed at 1,200℃, exhibited uniform and homogeneous surface without any crystallization and precipitation. The viscosity and electrical conductivity of the melted glass at 1,200℃ were 7.2 poise and 1.1 S·cm^-1, respectively, that were suitable for the operation of the vitrification facility. The calculated leaching index of Cs, Co, and Sr were 10.4, 10.6, and 9.8, respectively. The evaluated Product Consistency Test (PCT) normalized release of the glass indicated that the glass satisfied the requirements for the disposal acceptance criteria. Furthermore, the pristine, 90 days water immersed, 30 thermal cycled, and 10 MGy gamma ray irradiated glasses exhibited good compressive strength. The results indicated that the fabricated glass containing rare earth waste from the PyroGreen process was acceptable for the disposal in the repository, in terms of chemical durability and mechanical strength.

• 한국토양비료학회지
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• 제23권4호
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• pp.287-292
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• 1990

논 토양(土壤)에 황산(黃酸)암모늄, 요소(尿素), 퇴비(堆肥) 및 규산질비료(珪酸質肥料)의 장기연용(長期連用)이 주요(主要) 토양양분(土壤養分)의 행동(行動)과 벼의 수량(收量)에 미치는 영향에 대한 시험결과(試驗結果)를 요약(要約)하면 다음과 같다. 1. 토양(土壤)의 pH는 요소단용(尿素單用)에 비하여 황산(黃酸)암모늄 단용(單用)이 시험실시년한(試驗實施年限)이 경과(經過)함에 따라 더욱 낮아졌으며 요소(尿素) 및 황산(黃酸)암모늄에 퇴비(堆肥), 규산질(珪酸質) 비료병용(肥料倂用)은 요소(尿素), 황산(黃酸)암모늄단용(單用)보다 pH가 현저히 높은 경향을 보였다. 2. 토양유기물함량(土壤有機物含量)은 황산(黃酸)암모늄, 요소단용(尿素單用) 및 3요소구(要素區)보다 여기에 퇴비(堆肥) 및 규산질비료병용(珪酸質肥料倂用)이 현저히 증가(增加)하였다. 3. 토양중(土壤中)의 N, $P_2O_5$, Ca, Mg, $SiO_2$함량(含量)은 3요소(要素)에 비하여 3요소(要素)에 퇴비병용토양(堆肥倂用土壤)에서 현저히 증가(增加)하였으나 K는 오히려 낮은 경향을 보였는데 이는 벼의 생육증가(生育增加)로 K의 흡수량(吸收量) 증가(增加)와 퇴비시용(堆肥施用)으로 인한 토양(土壤)의 투수성(透水性) 개량(改良)으로 K의 용탈(溶脫)을 촉진(促進)시킨 것으로 본다. 4. 황산(黃酸)암모늄과 퇴비(堆肥) 및 규산질비료병용(珪酸質肥料倂用)에 비하여 요소(尿素)와 퇴비(堆肥) 및 규산질비료병용토양(珪酸質肥料倂用土壤)에서 치환성(置換性) Ca, Mg의 증가(增加)는 황산(黃酸)암모늄 시용(施用)이 $CaSO_4$ 또는 $MgSO_4$로 용탈(溶脫)을 촉진(促進)시킨 것으로 본다. 5. 토양(土壤)중(中) 질소(窒素)의 함량(含量)은 퇴비시용(堆肥施用)으로 증가(增加)되나 규산질비료(珪酸質肥料)의 병용(倂用)은 질소(窒素)의 함량(含量)을 현저히 감소(減少)시켰다. 이는 규산질비료병용(珪酸質肥料倂用)으로 토양질소(土壤窒素)의 무기화(無機化)를 촉진(促進)시킨 결과(結果)라고 생각된다. 6. 벼의 수량(收量)은 황산(黃酸)암모늄 및 요소단용시(尿素單用時)에는 수량(收量)의 차이를 보이지 않았으나 퇴비(堆肥), 규산질비료(珪酸質肥料) 병용시(倂用時)에는 황산(黃酸)암모늄에서 증수(增收)경향을 보였는데 이는 황산(黃酸)암모늄의 부성분(副成分)인 황(黃)의 효과라고 본다.

• 한국건설순환자원학회논문집
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• 제10권3호
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• pp.276-284
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• 2022

이 연구에서는 원전해체 폐콘크리트 미분말을 방사성 폐기물 처분용 고화제로 재활용하기 위한 인수기준 성능 및 레올로지 특성을 분석하였다. 고화제는 방사성 콘크리트 미분말을 모사하여 사용하였으며, 시험체는 증류수, CoCl₂, CsCl 1 mol 수용액을 배합수로 사용하여 제작하였다. 골재 미분말 혼입율 및 혼합수의 종류에 관계없이 재령 28일 압축강도 성능기준 3.45 MPa를 만족하였다. 모든 시험체는 침수강도 기준을 만족하였고 열순환 압축강도는 Plain-50을 제외한 모든 시험체에 대하여 인수기준을 만족하였다. 고화제의 레올로지 특성을 평가한 결과, 골재 혼입율이 증가할수록 항복응력과 소성점도가 감소함을 알 수 있었다. 모든 시험체의 코발트와 세슘에 대한 침출지수는 6 이상으로 인수기준을 만족하였다. 방사성 폐기물 처분용 고화제의 안정적인 성능을 확보하기 위해서는 고화제 내의 골재 성분은 40 % 이하로 사용하는 것이 효과적인 것으로 판단된다.