• 제목/요약/키워드: Decommissioning concrete waste

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3D Dynamic Simulation for the Dismantling Process of the KRR-2

  • Kim, Sung-Kyun;Jeong, Kawn-Seong;Lee, Kune-Woo;Park, Jin-Ho
    • 한국방사성폐기물학회:학술대회논문집
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    • 한국방사성폐기물학회 2004년도 Proceedings of the 4th Korea-China Joint Workshop on Nuclear Waste Management
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    • pp.114-129
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    • 2004
  • The 3D simulations for the Rotary Specimen Rack (RSR), the shielding concret, and the reactor core dismantling processes in the Korea Research Reactor-1&2(KRR-1&2) were carried out in the present work. The four main dismantling items, which are the RSR, reactor core, beam tube, and the thermal column and the shield concrete, were selected among the many components in the KRR-2 by consideration of the activation, worker training, difficulty of the work and so on. On the basis of these, we built 3D CAD models, selected the proper dismantling technologies, and reviewed their dismantling processes. In this study, the 3D simulation results of the shielding concrete, and the reactor core dismantling processes are also presented and discussed.

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해체 콘크리트 폐기물 최종처분을 위한 시멘트 고화체 특성 평가 (Characterization of Cement Waste Form for Final Disposal of Decommissioned Concrete Waste)

  • 이윤지;황두성;이기원;정경환;문제권
    • 방사성폐기물학회지
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    • 제11권4호
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    • pp.271-280
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    • 2013
  • 원자력 발전소와 연구시설의 해체 시 다량의 오염된 방사성 콘크리트 폐기물이 발생한다. 현재 국내에는 연구로 1, 2호기의 해체와 제염사업이 진행 중이며, 약 800여 드럼 (200 L)의 콘크리트 폐기물이 발생하였다. 이들 방사성 콘크리트 폐기물은 최종처분을 위해 200 L 드럼에 덩어리 크기의 콘크리트를 채우고, 시멘트 모르타르 형태로 제조한 입자상 폐기물로 빈 공간을 채우며 혼용 고정화 및 안정화하는 일련의 과정이 필요하다. 이에 본 연구에서는 콘크리트 폐기물, 물, 시멘트의 최적의 혼합비율을 찾고, 처분장 폐기물 인수기준에 준하기 위한 고화체의 특성을 평가하였다. 모르타르 유동도, 고화체 압축강도, 침출에 대한 안정성, 열 저항성 등의 인자에 따라 평가한 결과, 콘크리트 폐기물, 물, 시멘트의 배합비 75:15:10wt%에서 평가인자 기준에 도달하였으며, 콘크리트 폐기물 75%에 미분말 콘크리트 폐기물을 최대 40wt%까지 포함시켜 시멘트 고화체를 제조한 경우에도 압축강도를 만족하였다. 입자의 충진 밀도의 증가로 scale-up실험에서는 75:10:15wt%의 배합비에서 작업도 및 압축강도 범위를 만족하였다.

국내 건설폐기물 재활용 체계를 반영한 해체 콘크리트 폐기물 자체처분 방사선 영향 예비평가 (Screening Assessment of Radiological Effect From Clearance of Decommissioning Concrete Waste Based Upon Recycling Framework of Construction Waste in Korea)

  • 임근수;정재학;황주호
    • 방사성폐기물학회지
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    • 제16권4호
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    • pp.441-454
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    • 2018
  • 2017년 고리 1 호기 영구정지를 계기로 국내 원자력발전소의 해체가 점차 가시화되고 있다. 앞으로 원전 해체가 본격적으로 추진될 경우 원전 1기 당 약 16만 t의 콘크리트 폐기물이 발생될 것으로 예측되었으며, 이들 콘크리트 폐기물은 대부분 오염준위가 매우 낮아 자체처분 대상으로 고려될 수 있다. 따라서, 국내 자체처분 폐기물(원자력안전위원회 고시 2017-65호에 따른 자체처분 허용농도 또는 자체처분 허용선량을 만족하는 폐기물)에 대한 현행 규제체계가 대량의 콘크리트 폐기물에 대한 무제한적 자체처분에 대해서도 유효성을 유지할 수 있는지를 사전에 확인할 필요가 있다. 이와 관련, 국내 자체처분 규정 개발 시 참조기준인 IAEA SRS No. 44를 심층분석하고, 국내 산업계 현황을 반영한 입력값과 계산식을 이용하여 4가지 자체처분 시나리오에 대한 예상 피폭방사선량을 평가하였다. 그 결과, 재활용 시나리오에 대한 예상선량은 대부분 정상 시나리오에 대한 자체처분 선량 기준(즉, $0.01mSv{\cdot}y^{-1}$)보다 낮은 것으로 평가되었으나, 성토 후 거주 시나리오의 경우 보수적인 가정을 적용하면 자체처분 선량 기준을 초과할 가능성도 배제할 수 없는 것으로 나타났다. 따라서, 대량의 해체 콘크리트 폐기물의 안전하고 지속가능한 자체처분을 위해서는 폐기물 처리업체 다변화, 성토 시나리오에 대한 보다 구체적인 평가, 성토를 통한 자체처분에 대한 부분적 제한조건 설정 등을 고려할 수 있다.

한국원자력연구원의 해체기술 개발 현황 및 향후 전망 (The Status and Prospect of Decommissioning Technology Development at KAERI)

  • 문제권;김선병;최왕규;최병선;정동용;서범경
    • 방사성폐기물학회지
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    • 제17권2호
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    • pp.139-165
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    • 2019
  • 한국원자력연구원에서 개발 중인 해체기술 현황 및 전망에 대해 기술하였다. 특히, 해체의 핵심기술인 제염, 원격절단, 해체 폐기물처리 및 부지 복원 분야를 중점적으로 다루었다. 제염기술로는 부품제염과 원자력시스템제염 부분을 고찰하였고, 원격절단기술 관련해서는 절단기술, 원격제어 및 해체공정 모사기술이 다루어졌다. 해체 폐기물처리기술 관련해서는, 비록 해체 후 다양한 폐기물이 발생하지만, 주 폐기물인 금속, 가연성폐기물과 난처리성 특수 폐기물인 고염 고방사성 폐액, 유기혼성폐기물 및 우라늄 복합폐기물 처리기술 등을 주로 기술하였다. 마지막으로, 해체부지 복원 분야에서는 방사선 측정, 부지재이용의 안전성평가 그리고 부지 복원기술 등을 중점적으로 기술하였다.

기존 문헌 분석을 통한 원전 콘크리트 해체 폐기물 재활용 가능성에 대한 연구 (Feasibility Study on Recycling of Concrete Waste from NPP Decommissioning Through Literature Review)

  • 천주현;이성철;김창락;박홍기
    • 한국건설순환자원학회논문집
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    • 제6권2호
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    • pp.115-122
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    • 2018
  • 본 논문에서는 원자력발전소 해체 시 다량으로 발생하는 폐기물에 대한 최종 처분량을 줄이기 위한 방안으로 콘크리트 폐기물을 재활용하는 방안에 대해 기존 문헌의 실험 결과를 토대로 비교 및 분석을 수행하였다. 콘크리트 폐기물을 재활용하는 방안 중 순환 골재로 활용할 경우, 혼입률에 따라 콘크리트 강도가 최대 30~40% 정도 감소하는 것으로 나타났다. 다만, 순환 골재의 품질 관리가 양호할 경우 재활용 콘크리트를 구조용 재료로서 사용하는 데 큰 문제가 없는 것으로 판단된다. 재생 시멘트로 활용할 경우, 재생 시멘트의 혼입률이 증가할수록 콘크리트 또는 모르타르의 강도가 급격히 감소하는 것으로 나타났다. 따라서 재생 시멘트로 활용할 경우 구조용보다 대형 방사성 폐기물 최종 처분 시 충전용으로 활용할 수 있을 것으로 판단된다. 본 논문은 향후, 고리 1호기 등 원자력발전소 해체 시 처분 물량 및 해체 비용 절감 등을 위한 방안 마련에 유용할 것으로 기대된다.

원전해체후 규제해제 콘크리트 방사성 폐기물의 자체처분을 위한 안전성 평가 (Safety Assessment for the self-disposal plan of clearance radioactive waste after nuclear power plant decommissioning)

  • 최영환;고재훈;이동규;김해웅;박광수;손희동
    • 에너지공학
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    • 제29권1호
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    • pp.63-74
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    • 2020
  • 영구정지 후 해체가 계획된 고리 1호기 원자력발전소는 해체 과정에서 다양한 종류의 방사성폐기물이 대량으로 발생할 것으로 예상되고 있다. 이 중 가장 많은 발생량을 차지할 것으로 예상되는 콘크리트 방사성폐기물에 대하여 기존 폐기물의 처분 현황 및 법적 제한사항등을 분석하여 적절하고 효율적인 처분방법을 마련하는 것은 중요한 사안일 것으로 판단된다. 콘크리트 방사성폐기물은 다양한 준위의 폐기물들이며, 이 중 규제해제 준위에 해당되어 자체처분이 가능한 폐기물은 바이오실드 콘크리트이다. 본 논문에서는 방사화 평가 결과를 바탕으로 자체처분이 가능한 폐기물을 자체처분 평가 코드인 RESRAD 코드 프로그램을 이용하여 자체처분 안전성 평가를 수행하였다. 대상 폐기물의 자체처분 시나리오를 선정하고 자체처분시 개인별 피폭선량을 계산하여 국내 원자력안전법에서 규정하는 자체처분 기준 제한치의 만족 여부를 판단하였다. 평가 결과, 전체적으로 상당히 낮은 결과 값을 보이며 기준 제한치를 만족하는 결과를 나타내었다. 이러한 자체처분 안전성 평가 결과를 바탕으로 규제해제 대상으로서 자체처분 가능한 바이오실드 콘크리트 폐기물에 대한 적절한 처분방법을 제시하였다.