• 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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• 제19권1호
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• pp.133-140
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• 2021

This study evaluates the radioactivity of concrete waste that occurs due to large amounts of decommissioned nuclear wastes and then determines the surface dose rate when the waste is packaged in a disposal container. The radiation assessment was conducted under the presumption that impurities included in the bio-shielded concrete contain the highest amount of radioactivity among all the concrete wastes. Neutron flux was applied using the simplified model approach in a sample containing the most Co and Eu impurities, and a maximum of 9.8×104 Bq·g-1 60Co and 2.63×105 Bq·g-1 152Eu was determined. Subsequently, the surface dose rate of the container was measured assuming that the bio-shield concrete waste would be packaged in a newly developed disposal container. Results showed that most of the concrete wastes with a depth of 20 cm or higher from the concrete surface was found to have less than 1.8 mSv·hr-1 in the surface dose of the new-type disposal container. Hence, when bio-shielded concrete wastes, having the highest radioactivity, is disposed in the new disposal container, it satisfies the limit of the surface dose rate (i.e., 2 mSv·hr-1) as per global standards.

• 한국터널지하공간학회 논문집
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• 제24권1호
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• pp.39-55
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• 2022

본 연구는 경주 중·저준위 지하 처분환경에서의 사일로 콘크리트의 음향방출(AE) 신호 감쇠계수(α)를 결정하기 위해 신호감쇠 실험을 수행하였다. 활용된 시료들은 경주 중·저준위 처분장 사일로에 사용된 콘크리트 배합비로 제작하였으며 28일간 수중 양생 후 처분환경에 맞도록 온도 및 포화유무에 따라 추가적으로 노출시켰다. 처분조건 별 각 3개씩의 공시체에 대하여 신호전달거리에 따른 AE 신호를 측정한 결과, 초기구간에서는 포화콘크리트의 AE 진폭과 절대에너지가 건조콘크리트의 경우보다 더 높게 나타났지만, α는 포화콘크리트의 경우가 더 높게 산정되었다. 또한, 포화유무와 상관없이 온도가 증가함에 따라 α는 감소하는 경향을 보였다. α는 온도조건보다는 포화유무에 따른 영향이 큰 것으로 분석되었으며, 이는 콘크리트 처분구조물의 감쇠신호 측정 시 포화여부를 고려한 판단이 중요하다는 것을 의미한다. 처분환경에서의 콘크리트 α는 균열이 발생한 위치에서의 실제 AE 특성 파라미터 값을 추정함으로써 경주 중·저준위 처분환경에서 사일로 콘크리트의 건전성을 예측하고 센서의 최적 배치를 결정하는 데 도움이 될 것으로 기대한다.

• 한국세라믹학회지
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• 제25권2호
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• pp.101-110
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• 1988

In order to improve the physical properties of concrete used for treatment and disposal container of low-and intermediate-level radioactive wastes, OPC (ordinary portland cement), ACPC (asphalt coated portland cement) and EPC(epoxy-portland cement) concrete specimens were prepared, and the physical properties of each concrete specimen were tested. According to the experimental results, EPC concrete showed better physical properties than ACPC and OPC concrete, however, ACPC concrete proved to be a best material for treatment and disposal container of radwastes in view of economic aspect and physical properties.

• 방사성폐기물학회지
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• 제20권1호
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• pp.13-22
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• 2022

The decommissioning of a nuclear power plant generates large amounts of radioactive waste, which is of several types. Radioactive concrete powder is classified as low-level waste, which can be disposed of in a landfill. However, its safe disposal in a landfill requires that it be immobilized by solidification using cement. Herein, a safety assessment on the disposal of solidified radioactive concrete powder waste in a conceptual landfill site is performed using RESRAD. Furthermore, sensitivity analyses of certain selected input parameters are conducted to investigate their impact on exposure doses. The exposure doses are estimated, and the relative impact of each pathway on them during the disposal of this waste is assessed. The results of this study can be used to obtain information for designing a landfill site for the safe disposal of low-level radioactive waste generated from the decommissioning of a nuclear power plant.

• 한국방사성폐기물학회:학술대회논문집
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• 한국방사성폐기물학회 2005년도 춘계 학술대회
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• pp.211-220
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• 2005

중${\cdot}$저준위 방사성폐기물 처분시설의 주 인공방벽으로 콘크리트 구조물이 고려되고 있다. 콘크리트는 투수성이 낮아 물의 침투를 최소화할 수 있으며, 핵종 물질의 누출 차단에도 효과적이기 때문이다. 그러나 콘크리트에 열화가 발생하면 처분구조물의 구조적 안정성이 낮아지며, 투수성이 증가하여 외부로부터 물의 침투로 인한 핵종물질 누출 가능성이 높아진다. 따라서 처분구조물의 오염물질 격리 성능을 증진하기 위해서는 콘크리트의 열화를 최소화하여야 한다. 콘크리트 구조물의 대표적 열화 원인으로 황산염의 침투, 염화물 침투에 의한 철근 부식, 칼슘 수산화물의 침출, 알카리-골재 반응, 그리고 구조물의 반복적인 동결-융해가 있다. 이러한 열화과정의 공통적 원인은 구조물에 물 및 유해한 화학물질이 침투하기 때문이다. 본 논문에서는 이러한 열화원인 및 메커니즘 검토에 기초하여 인공방벽으로서 콘크리트 처분구조물의 장기적 내구성을 확보하기 위한 설계 및 설계수명 평가 방안을 검토하였다.

• 한국터널지하공간학회 논문집
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• 제26권3호
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• pp.191-208
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• 2024

본 연구에서는 방사성폐기물 처분구조물의 안전성 및 건전성 평가를 위해 손상연동 수리-역학 복합 거동 해석 모델을 개발하였다. 콘크리트나 암반과 같은 취성재료의 파괴 모사에 널리 사용되는 Mazars 손상 모델을 선정하여 수리-역학 해석에 연동하였고, 예제 및 정해를 기반으로 개발된 해석 모델을 검증하였다. 개발된 해석 모델의 손상 입력 인자를 도출하기 위해 처분구조물 콘크리트 배합비로 제작한 시료를 대상으로 건조/포화 양생 조건에서 일축압축강도 및 간접인장강도 시험을 수행하였다. 실내 시험을 통해 도출한 입력 인자는 경주 월성 원자력 환경관리센터의 동굴처분 콘크리트 사일로를 모사한 2차원 유한요소해석에 적용하여 손상 고려 유무, 해석 기법 및 폐기물 하중 재하 조건에 따른 영향을 분석하였다. 연구를 통해 개발된 수리-역학-손상 모델은 향후 고준위 방사성폐기물 처분을 위한 심층처분장의 장기 거동 및 안정성 해석에 적용할 계획이다.

• 방사성폐기물학회지
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• 제14권1호
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• pp.11-19
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• 2016

This paper focuses on the estimation of durability and service-life of reinforced concrete structures in Wolsong Low- and intermediate-level wastes Disposal Center (WLDC) in Korea. There are six disposal silos located in the saturated environment. The silo concrete is degraded due to reactions with groundwater and chemical attacks, and finally it will lose its properties as a transport barrier. The infiltration of sulfate and magnesium, leaching of potassium hydroxide, and chlorine induced corrosion are the most significant factors for degradation of reinforced concrete structure in underground environment. From the result of evaluation of the degradation time for each factor, the degradation rate of the reinforced concrete due to sulfate and magnesium is $1.308{\times}10^{-3}cm/yr$, and it is estimated to take 48,000 years for full degradation while potassium hydroxide is leached in depth of less than 1.5 cm at 1,000 years after the initiation of degradation. In case of chlorine induced corrosion, it takes 1,648 years to initiate corrosion in the main reinforced bar and 2,288 years to reach the lifetime limit of the structural integrity, and thus it is evaluated as the most significant factor.

• 방사성폐기물학회지
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• 제15권4호
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• pp.355-367
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• 2017

2017년 6월에 영구정지 된 고리 1호기의 해체는 한국의 상업 원전에 대한 첫 해체 사례가 될 것이다. 해체 과정 중에 발생하는 폐기물에 대한 처분은 전체 해체 비용의 많은 부분을 차지한다. 따라서 방사화 및 오염된 콘크리트 구조물은 적절한 해체전략을 수립하여 경제적이고 안전하게 해체되어야 한다. 본 논문에서는 생물학적 차폐체에 대한 최적화된 해체 및 처분 시나리오를 연구하였다. 해체사례, 폐기물 처분 규정 및 처리 기술을 분석하였다. 그리고 생물학적 차폐체 제거 과정의 폐기물 발생량을 최소화하기 위해서, 최적 해체 시나리오를 제시하였고 폐기물 처분 방안을 도출하였다.

• 한국콘크리트학회:학술대회논문집
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• 한국콘크리트학회 2008년도 춘계 학술발표회 제20권1호
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• pp.841-844
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• 2008

석탄화력발전소에서 발생되는 부산물인 석탄회중 비정제 플라이애시 및 바텀애시는 해안에 건설된 회처리장에 매립처분되고 있는 실정이다. 산업의 발전과 함께 전력소비량의 증대로 석탄회의 발생량은 점차 증대하고 있으며, 이로 인해 매립지의 부족과 신규건설에 따른 환경문제의 대두로 매립회의 활용필요성은 커지고 있는 상황이다. 본 연구에서는 발전소 매립지 매립회의 활용성을 증대시키기 위해 매립지 별 매립회의 기초물성을 비교분석하였다. 연구결과, 매립지 별로 매립회의 특성이 다르므로 용도별 특성을 구별하여 적용할 필요가 있는 것으로 나타났다. 특히, 콘크리트용 골재로서 적용할 경우 흡수율의 변동에 따른 품질의 특성이 매우 다르기 때문에 매립회에 대한 전체적인 비교검토가 필요한 것으로 나타났다. 염분함유량을 검토한 결과 2회이상의 세척과정을 통하면, 콘크리트용 골재로서의 적용이 가능한 것으로 나타났다.