• Korean Chemical Engineering Research
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• 제43권1호
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• pp.33-38
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• 2005

피콜리네이트 착화제가 들어있는 제염 폐액에서 바나듐 및 철 이온종의 평행분배 거동을 pH 값과 조성이 다른 여러 조건에서 모사하였다. 피콜리네이트 대 바나듐의 몰비를 일정한 값으로 고정하고 금속 이온의 농도를 변화시킬 경우 평행분배 곡선의 형태는 바나듐에 대한 피콜리네이트의 농도가 6배인 고농도 및 3배인 저농도 LOMI 제염 조건의 용액에서 모두 크게 바뀌지 않았다. 그러나 저농도 피콜리네이트 조건의 용액에서는 철(II)-피콜리네이트의 평행분배 곡선의 형태가 많이 변화하였는데, 이와 같은 현상은 용액에 들어있는 철에 대한 피콜리네이트의 상대적인 양이 부족하기 때문에 일어나며 바나듐(III) 및 철(II) 이온종이 피콜리네이트 착화물을 형성하는 안정도 상수(stability constant)의 차이에서 비롯된다. 본 연구에서 구한 평형분배 곡선은 이온교환 조작과 같은 LOMI 제염 폐액의 처리 과정에서 용액의 조건 변화에 따른 반응 현상을 예측하거나 이해하는데 매우 유용하게 활용될 수 있다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제53권6호
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• pp.2019-2024
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• 2021

For evaluating the radiological safety of dismantled concrete, the process of disposal and recycling of the radioactive concrete generated during the dismantling of Kori Unit 1 is analyzed. Four scenarios are derived based on the analysis of the concrete recycling and disposal process, and the potential exposure to the workers and public during this process are calculated. VISIPLAN and RESRAD code are used for evaluating the dosages received by the workers and public in the following four scenarios: concrete inspection, transport of concrete by the truck driver, driving on a recycled concrete road, and public living near the landfilled concrete waste. Two worker exposure scenarios in the processing of concrete and two public exposure scenarios in recycling and disposal are considered; in all the scenarios, the exposure dose does not exceed the annual dose limit for each representative.

• 방사성폐기물학회지
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• 제4권2호
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• pp.153-159
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• 2006

우라늄 변환시설 가동 중 발생하여 라군(lagoon)에 저장중인 방사성 슬러지 폐기물에 대한 처리는 시설 해체과정에서 매우 중요한 업무 중 하나이다. 슬러지 구성성분 중 다량을 차지하는 질산암모늄의 폭발 위험성 등으로 인해 미생물을 이용한 질산염의 분해는 질산염을 안정적으로 처리할 수 있는 효과적인 방법이라 할 수 있다. 본 연구에서는 라군 슬러지의 약 60 wt%를 차지하는 질산염을 혐기성 균주의 하나인 Pseudomonas halodenidificans를 이용하여 탈질하기위한 공정 변수에 대한 영향을 평가하였다. 온도, 질산염 농도, 전자공여체의 영향, C/N 비율, 초기 접종하는 균주의 비율, pH등의 공정변수에 대하여 실험한 이번 결과는 향후 연속식 공정 설계를 위한 기초 자료로 사용될 것이다.

• 한국방사성폐기물학회:학술대회논문집
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• 한국방사성폐기물학회 2004년도 학술논문집
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• pp.97-104
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• 2004

원자력시설의 해체를 위한 표면오염도를 측정함에 있어 기존의 일반적인 단일층 함침 복합체의 단점을 개선한 치밀한 구조의 지지층 위에 활성층의 2차막을 도포 하여 제조된 이중 구조의 고분자 복합체를 제조하고 이들의 특성을 분석하였다. 세륨활성화된 이트리움실리케이트(Cerium-activated ytttrium silicate, CAYS)를 함침시킨 폴리설폰 이중구조 필름은 1차 지지층으로서 폴리설폰 (polysulfone, PSF)과 메틸렌클로라이드 (methylene chloride, MC)로 이루어진 2액용액을 유리판 위에 제막하고 증발을 통해 MC를 제거하여 고분자의 유리화(vitrification)를 통해 치밀한 구조로 고형화하도록 하였다. 고형화한 1차층 위에 CAYS 와 용매로 이루어진 2차 제막용액을 덧붙여 도포하고 물에 침지시키거나 대기방치를 통해 고형화시켰다. 이렇게 이루어진 2중 구조의 무기섬광체 함침 복합체 필름은 2차 제막층에 손가락 형태의 큰 기공이 생성되었으며, 1차층과 2차층이 완전히 결합되어 있어 우수한 기계적 물성을 나타냈다. 한편, 섬광체인 CAYS를 첨가하였을 때 필름에 생성되는 은 기공의 형성이 증대되는 특성을 보였으며, 용매의 증발에 의해 고형화 된 필름은 치밀한 구조의 형상을 보였다. 제조된 필름들은 방사성핵종의 탐지에 있어 신뢰할만한 탐지 결과를 보였다.

• 방사성폐기물학회지
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• 제2권1호
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• pp.60-67
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• 2004

연구로 1,2호기 해체과정에서 발생되는 많은 양의 철재폐기물 중 자체처분대상 철재폐기물을 대상으로 재활용하는 경우에 대해서 피폭방사선량을 평가하고, 규제해제농도기준(안)을 도출하였다. 평가도구는 RESRAD-RECYCLE ver 3.06을 이용하여 ICRP60에서 제시하고 있는 유효선량 개념에 근거한 내부피폭 선량환산인자를 수정하였고, IAEA Safety Series 111-P-1.1 및 NUREG-1640을 적용하여 예상되는 최대개인선량 및 집단선량을 평가하였다. 0.4 Bq/g의 철재폐기물에 대한 RESRAD-RECYCLE 전산코드의 평가결과 개인최대선량 및 집단선량은 23.9 $\mu$Sv/y, 0.11 man$.$Sv/y이다. 최종적인 핵종별 규제해제농도기준은 일반평가방법과 세부평가결과를 종합하여 가장 보수적인 평가결과를 추출하여 결정하였다. 그 결과 $Co^{60}$, C $s^{137}$ 핵종에 대한 규제해제농도준위는 1.14${\times}$$10^{-1}$ Bq/g미만이 되어야 국내 원자력법에서 정하고 있는 처분제한치(최대개인선량 : 10 $\mu$Sv/y, 집단선량 : 1 man$.$Sv/y)를 만족할 수 있다.

• 방사성폐기물학회지
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• 제17권1호
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• pp.15-28
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• 2019

고리 1호기는 원전해체 계획에 따라 영구정지 이후 가능한 한 빠른 시일 내에 원자로냉각재계통의 화학제염을 수행할 계획으로, 계통제염 기술 확보를 위해 한수원에서는 2014년부터 '원전 해체설계를 위한 냉각재계통 및 기기제염 상용기술개발' 연구과제를 통해 화학제염기술을 개발하고 있다. 본 연구를 위해 Lab. 규모 계통제염 공정장치를 제작하였으며, 계통제염 대상의 주요재료인 STS304, 316, 410, Alloy600, SA508을 사용하여 화학제염 공정실험을 수행하였다. 화학제염 공정실험의 목적은 산화-환원공정의 최적시간, 최적제염제 및 공정횟수를 도출하기 위함이다. 화학제염 공정실험은 과망간산-옥살산 기반의 단위공정 및 연속공정 실험, 과망간산+질산-옥살산 기반의 연속공정 실험으로 나누어 수행하였다. 그 결과 단위공정실험을 통해 최적공정 시간인 산화공정 5시간, 환원공정 4시간을 도출하였으며, 연속공정실험을 통해 최적제염제와 공정횟수를 도출하였다. 최적제염제는 산화제의 경우 $200mg{\cdot}L^{-1}$ 과망간산 + $200mg{\cdot}L^{-1}$ 질산이고, 환원제는 $2000mg{\cdot}L^{-1}$ 옥살산이며, 공정횟수는 STS304와 SA508의 경우 2 cycle, Alloy600의 경우 3 cycle 이상 수행하는 것이 적절할 것으로 평가되었다.

• Journal of Radiation Protection and Research
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• 제45권3호
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• pp.130-141
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• 2020

Background: Concrete activation in cyclotron vaults is a major concern associated with their decommissioning because a considerable amount of activated concrete is generated by secondary neutrons during the operation of cyclotrons. Reducing the amount of activated concrete is important because of the high cost associated with radioactive waste management. This study aims to investigate the capability of the neutron absorbing materials to reduce concrete activation. Materials and Methods: The Particle and Heavy Ion Transport code System (PHITS) code was used to simulate a cyclotron target and room. The dimensions of the room were 457 cm (length), 470 cm (width), and 320 cm (height). Gd₂O₃, B₄C, polyethylene (PE), and borated (5 wt% ^natB) PE with thicknesses of 5, 10, and 15 cm and their different combinations were selected as neutron absorbing materials. They were placed on the concrete walls to determine their effects on thermal neutrons. Thin B₄C and Gd₂O₃ were placed between the concrete wall and additional PE shield separately to decrease the required thickness of the additional shield, and the thermal neutron flux at certain depths inside the concrete was calculated for each condition. Subsequently, the optimum combination was determined with respect to radioactive waste reduction, price, and availability, and the total reduced radioactive concrete waste was estimated. Results and Discussion: In the specific conditions considered in this study, the front wall with respect to the proton beam contained radioactive waste with a depth of up to 64 cm without any additional shield. A single layer of additional shield was inefficient because a thick shield was required. Two-layer combinations comprising 0.1- or 0.4-cm-thick B₄C or Gd₂O₃ behind 10 cm-thick PE were studied to verify whether the appropriate thickness of the additional shield could be maintained. The number of transmitted thermal neutrons reduced to 30% in case of 0.1 cm-thick Gd₂O₃+10 cm-thick PE or 0.1 cm-thick B₄C+10 cm-thick PE. Thus, the thickness of the radioactive waste in the front wall was reduced from 64 to 48 cm. Conclusion: Based on price and availability, the combination of the 10 cm-thick PE+0.1 cmthick B₄C was reasonable and could effectively reduce the number of thermal neutrons. The amount of radioactive concrete waste was reduced by factor of two when considering whole concrete walls of the PET cyclotron vault.

• 한국방사성폐기물학회:학술대회논문집
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• 한국방사성폐기물학회 2004년도 학술논문집
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• pp.407-417
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• 2004

본 연구는 우라늄변환시설의 해체과정에서 발생되는 콘크리트 및 구성부품에 대한 알파분광과 감마분광에 대한 방사선계측방법의 타당성을 입증하고자 한다. 우라늄변환시설내의 구성부품 및 내부벽면은 천연우라늄 물질로 오염되어있다. 스테인레스 스틸 파이프와 벽면의 콘크리트의 일부에 대하여 시료를 채취하고 알파분석과 감마분석을 수행하였다. 천연우라늄 시료(AUC)의 측정에서 0.01 Bq/g 이상에서는 알파선 측정결과와 감마선 측정결과가 잘 일치하지만, 0.005 Bq/g의 낮은 농도에서는 감마선 측정결과가 상대적으로 높게 평가된다. 변환공정의 천연우라늄인 $^{238}U$은 $^{214}Pb$, $^{214}Bi$ 와 $^{234}Th$, $^{234m}Pa$을 비교 측정하여 그 농도를 구할 수 있다. 우라늄변환시설의 벽면은 대부분 우라늄으로 오염되어있다. 우라늄변환시설 해체과정에서 발생되는 배경방사능 준위의 폐기물을 감마분광법을 이용하여 계측하여 보수적인 평가 자료로 활용할 수 있다.

• 방사성폐기물학회지
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• 제12권2호
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• pp.153-164
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• 2014

현재 전 세계적으로 설계단계에서 부식 생성물과 방사성 핵종의 양을 예측하는 프로그램에 대해서는 개발되거나 개발중인 프로그램이 다양하다. 그러나 원자력 발전소 해체 시 발생하는 방사화 부식생성물의 양을 평가하는 코드에 대한 개발은 이루어지지 않고 있어 정확한 산정에 어려움이 있다. 원자로 용기, 원자로 구성품 및 인접 구조물에서의 특성 원소의 중성자 조사로 인한 방사화재고량을 평가하기 위해서는 원자로의 고정된 구조물을 대표하는 모든 영역에서의 평균 중성자속과 구조물의 물질조성 및 원자로 운전이력 등을 이용하여 평가해야 한다. 본 논문에서는 설계단계에서 사용되는 1차 계통의 부식생성물과 방사성 핵종의 양을 예측하는 CORA, PACTOLE, CRUDSIM, CREAT 및 ACE 코드를 분석하였다. 향후 연구에서는 제염해체 폐기물 발생량 평가에 대한 사용가능성과 개선점을 찾아 부식생성물량 산정에 정확성을 높이고자 한다.

• 방사성폐기물학회지
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• 제17권1호
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• pp.121-126
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• 2019

원자력발전소 해체과정에서 방사화 재고량에 대한 평가는 방사선 환경에 정보를 제공함으로써 해체 계획을 수립하는데 중요한 정보를 제공한다. 원자로 운전 정지 후 원자로 및 관계시설에서의 축적된 방사능은 노심 구조물, 반사체 및 차폐체 등의 구조재가 중성자 조사에 의해 방사화된것이다. 방사화생성물 중 $^{36}Cl$ 과 $^{41}Ca$ 은 반감기와 화학적 물리학적 특성에 의해 해체 처분 관점에서 매우 중요한 핵종이며 이에 따라 본 연구에서는 차폐 콘크리트 내 생성량을 평가하였다. MCNPX 코드를 사용하여 중성자속과 반응단면적을 계산하였으며 이 결과를 토대로 ORIGEN2 코드를 사용하여 방사화생성물의 양을 평가하였다.