• 방사성폐기물학회지
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• 제18권2호
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• pp.217-225
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• 2020

해체 원전에서 총 폐기물의 약 70~80%에 해당하는 많은 양의 콘크리트 폐기물은 해체 폐기물의 대부분을 차지한다. 해체 시 발생된 콘크리트 폐기물은 핵종별 농도에 따라 규제해제 폐기물과 방사성폐기물로 정의할 수 있다. 따라서, 방사성 콘크리트 폐기물의 처분 비용을 저감하기 위하여 자체 처분 및 제한적 재활용을 위한 제염 작업의 수행이 중요하다. 그러므로 콘크리트 폐기물의 효율적인 제염 작업을 위해 내부 방사능 분포를 예측하는 것이 필수적이다. 본 연구는 원전 해체 시, 발생되는 콘크리트 폐기물의 내부 방사능 분포를 예측하기 위하여 다양한 컴프턴 영상 재구성 방법의 성능을 비교하였다. 다양한 컴프턴 영상 재구성 방법으로 단순 역투사(SBP), 필터 후 역투사(FBP), 최대우도 기댓값 최대화 방법(MLEM), 그리고 기존의 MLEM의 시스템 반응 함수에 에너지 정보가 결합되어 확률적으로 계산하는 최대우도 기댓값 최대화 방법(E-MLEM)이 사용되었다. 재구성된 영상을 획득한 후, 정량적인 분석 방법을 이용하여 재구성된 영상의 성능을 정량적으로 비교 및 평가하였다. MLEM 및 E-MLEM 영상 재구성 방법은 각각 재구성된 영상에서 높은 이미지 분해능과 신호 대 잡음비를 유지하는 데 있어 가장 좋은 성능을 보여주었다. 본 연구에서 도출된 결과들은 원자력 시설 해체 시 방사성 콘크리트 폐기물의 내부 방사능 분포를 예측하기 위한 수단으로 컴프턴 영상을 사용할 수 있는 가능성을 보여주었다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제21권4호
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• pp.321-331
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• 1989

방사성 폐기물 소각기술 개발 자립의 일환으로 한국에너지연구소에서는 실험용 방사성폐기물 소각공정을 설치하여 운전중에 있다. 이 공정은 소각경험의 습득 및 소각 특성 시험, 여과기의 성능시험 등을 위하여 설치되었다. 종이와 폴리에틸렌 모의폐기물을 소각하여 공정의 경제성과 운전성을 나타내는 감용비과 제염계수를 결정하였다. 제염계수로부터 소각설비의 허용 비방사능치를 얻어내고 설비의 감용비를 산출하는 방법을 기술하였다. 실험용 소각공정에서의 가연성 폐기물에 함유된 핵종에 대한 인수기준치를 상기방법을 이용하여 제시하여 보았다.

• Carbon letters
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• 제6권1호
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• pp.25-30
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• 2005

The electrosorption of U(VI) from waste water was carried out by using an activated carbon fiber (ACF) felt electrode in a continuous electrosorption cell. In order to enhance the electrosorption capacity at a lower potential, the ACF was electrochemically modified in an acidic and a basic solution. Pore structure and functional groups of the electrochemically modified ACF were examined, and the effects of the modification conditions were studied for the adsorption of U(VI). Specific surface area of all the ACFs was decreased by this modification. The amount of the acidic functional groups decreased with a basic modification, while the amount increased a lot with an acidic modification. The electrosorption capacity of U(VI) decreased on the acid modified electrode due to the shielding effect of the acidic functional groups. The base modified electrode enhanced the capacity due to a reduction of the acidic functional groups. The electrosorption amount of U(VI) on the base modified electrode at .0.3 V corresponds to that of the as-received ACF electrode at .0.9 V. Such a good adsorption capacity was due to a reduction of the shielding effect and an increase of the hydroxyl ions in the electric double layer on the ACF surface by the application of negative potential.

• 자원리싸이클링
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• 제8권3호
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• pp.18-25
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• 1999

화학제염이나 전지화학제염을 통해 발생된 방사성 폐액을 정화처리할 수 있는 새로운 방법으로, 다공성 활성탄소섬유(ACF)상에서 폐액중 코발트이온의 전기적 흡·탈착에 대한 연구를 수행하였다. 회전원판 전극을 사용하여 순환전압전류법으로 전기이중층 충전만이 발생하는 전위 영역을 조사하였다. ACF 전극을 사용한 회분식 전기흡착 실험결과, 음의 전위 가용은 저위 미가용 시의 흡착에 비해 코발트이온의 흡착을 증가시켰다. 또한 흡착된 코발트 이온은 역전된 가용전위에 의해 용액으로 용출되었으며 이와 동시에 탄소체 전극이 재생되어, 전기흡착 공정의 가역성을 확인 할 수 있었다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제53권5호
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• pp.1519-1523
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• 2021

Radioactive iodine (¹³¹I) released from nuclear power plants has been a critical environmental concern for workers. The effective trapping of radioactive iodine isotopes from the off-gas stream generated from nuclear facilities is an important issue in radioactive waste treatment systems evaluation. Numerous studies on retaining methyl iodide (CH₃I¹³¹) by impregnated activated carbons under the high content of moisture have been extensively studied so far. But there have been no good results on how to remove methyl iodide at high humid conditions up to now. A new challenge is to introduce other promising impregnating chemical agents that are able to uptake enough radioactive methyl iodide under high humid conditions. In order to develop a good removal efficiency to control radioiodine gas generated from a high humid process, activated carbons (ACs) impregnated with triethylene diamine (TEDA) and qinuclidine (QUID) were prepared. In addition, the removal efficiencies of the activated carbons (ACs) under humid conditions up to 95% RH were evaluated by applying the standard method specified in ASTM-D3808. Quinuclidine impregnated activated carbon showed a much higher decontamination factor above 1,000, which is enough to meet the regulation index for the iodine filters in nuclear power plants (NPPs).

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제39권6호
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• pp.731-736
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• 2007

Radioactive organic wastes containing acetone, alcohol, and particularly tributyl phosphate (TBP)/dodecane contaminated with uranium are extracted from the PUREX process and the decontamination of related equipment. An evaporation method that utilizes existing DU oxidation apparatuses and ventilation systems and a typical muffle furnace installed with an aspirating system are adopted. A separation method using phosphoric acid especially for the TBP/dodecane waste is also studied and evaluated. The results show that a simple evaporation process is utilizable for wastes containing acetone or alcohol with a lower boiling point. A modified muffle furnace is more appropriate to dispose directly of organic wastes having a higher boiling point, such as TBP/dodecane, without generating a condensed waste solution. It is recommended that, when the uranium concentration of TBP/dodecane waste is much higher than stipulated levels, separation technology should be applied to remove uranium from the mixture. Each type of solvent after separation can then be considered disposable below the regulatory limit in the modified furnace discussed in this study.

• Journal of Radiation Protection and Research
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• 제24권2호
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• pp.101-108
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• 1999

극저준위 방사성액체폐기물 처리를 위하여 공기의 온도와 습도 및 유입 공기의 속도에 따른 증발량의 관계를 천을 이용한 강제증발실험 장치로 실험하였다. 그 결과 각각의 변수와 증발량의 상관관계를 실험식으로 도출하였다. 또한 Cs-137 을 함유한 모의폐액을 사용하여 본 장치에 대한 제염 계수를 얻은 결과 $DF=10^4$으로 나타났다. TRlGA Mark II & III 연구용 원자로 폐로시 발생되는 극저준위 방사성액체폐기물을 증발장치로 처리할 때 주변의 일반개인에 대한 연간 피폭선량을 보수적으로 평가한 결과, 유효선량 (effective dose)은 $1.01{\times}10^{-3}mSv$이고, 환경으로 배출되는 공기의 방사능 농도(Cs-137)는 $4.637{\times}10^{-14}\;{\mu}Ci/cc$ air 이다. 따라서 극저준위 방사성액체폐기물의 처리를 위하여 강제증발장치를 사용하는 것은 주민에 아무런 영향이 없음을 알 수 있었다.

• 방사성폐기물학회지
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• 제17권1호
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• pp.59-73
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• 2019

원자력발전소 운영 과정에서 발생되는 폐기물인 폐수지를 원천적으로 저감하기 위해, 새로운 폐수 정화기술을 개발하고 원전 폐수처리시스템에 가상적으로 적용하여 효용성을 평가하고자 하였다. 본 기술의 기본 원리는 폐수에 존재하는 주요 핵종이온들을 생물학적 혹은 화학적 방법을 통해 무기 결정광물로 바꾸는 방식이다. 실험실에서 폐수를 대상으로 회분식실험을 통해 핵종 제거율을 측정한 결과, 생물학적 방법은 24시간 이내에 세슘을 80% 이상 제거하였고, 화학적 방법은 95% 이상 세슘을 선택적으로 제거할 수 있었다. 그리고 원전 폐수에 존재하는 다른 주요 핵종들(Co, Ni, Fe, Cr, Mn, Eu)에 대해서도 초기 99% 이상의 높은 제거율을 보여 주었다. 우리는 APR1400 원자력발전소의 폐수처리시스템 공정에서 역삼투압(R/O)과 유기 이온교환수지 모듈 사이에 가상으로 본 기술 모듈을 설치하였다. 가상의 모듈 설치를 통한 기술적 타당성 평가를 통해, 우리는 폐수의 주요 핵종들이 90% 이상 선택적으로 제거되고 폐수지의 발생량이 대폭 감소된다는 결과를 얻을 수 있었다. 이러한 결과가 의미하는 바는 본 기술이 향후 미래에 상용화되었을 경우, 폐수지 관리 비용을 크게 감소시키고 수지 수명도 대폭 연장시킬 수 있어, 결과적으로 월성 방사성폐기물 처분시설의 저장고 포화시점을 최대한 늦출 수 있는 이점이 있다.

• 방사성폐기물학회지
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• 제15권2호
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• pp.181-189
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• 2017

방사성금속폐기물의 관리 옵션들을 안전성, 경제성, 작업자 피폭, 부피 감용 등의 선별 기준을 적용하여 비교 평가하였다. 원전 해체로부터 발생하는 금속폐기물의 관리 옵션에는 무구속 방출, 제한적 재사용, 그리고 직접 처분이 있다. 고려된 각각의 옵션들은 금속폐기물의 절단과 용융에 의한 부피감용을 수반한다. AHP기법을 적용하여 각 옵션들의 순위를 부여하였다. 방사성금속폐기물을 용융하여 금속 잉곳을 제조한 후 제한적 재이용 또는 무구속 방출하는 방안이 가장 효율적인 옵션으로 도출되었다.

• 한국지하수토양환경학회:학술대회논문집
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• 한국지하수토양환경학회 2003년도 총회 및 춘계학술발표회
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• pp.393-396
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• 2003

Soil contains the several kinds of metal oxides. Magnetite in soil may contribute the generation of secondary waste during the decontamination of soil by citric acid. Dissolution of magnetite powders by citric acid was investigated in the pH range between 2.0 and 5.0. The dissolution behaviour of magnetite was well described by the equation, A[1 - $e^{-B(x-c)}$]. The parameters of the equation were optimized by the iteration method, and the physical meaning of each parameter was explained. Concentration of each of the dissociated chemical species of citric acid was calculated using the ionization constants. The dissolution reaction was explained by the concentration of the dissociated chemical species of citric acid.d.