• 대한전자공학회:학술대회논문집
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• 대한전자공학회 2001년도 The 6th International Symposium of East Asian Resources Recycling Technology
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• pp.80-83
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• 2001

According to the EPA in Taiwan report, 9.05 million metric tons of solid wastes were generated in 1999, and the waste glass was accounted of 4.95 percent. However, with the increasing tonnage of disposal cost and existing disposal sites are reaching full capacity, recycling is currently accepted as a sustainable approach to waste management. Therefore, it's essential and urgent that the government in Taiwan establish the recycling and recovery framework for the minimization of the solid waste, reduction of materials and energy consumption, and the encouragement for the reuse, recycle and recovery development. To achieve this Boal, Taiwan has been strived for a long period of time in waste glass recovery and recycle. Waste glass, unlike other kinds of resource waste, is 100% recyclable. The EPA in Taiwan now center on a lot of different kinds of waste glass, such as glass container, flat glass, CRT glass, windshields glass, fluorescent lamps, and waste pesticide glass container. This article will focus on the framework of the recycling market access, and also try to provide some strategies to improve waste glass recycling efficiently.

• 방사성폐기물학회지
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• 제16권2호
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• pp.233-242
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• 2018

본 연구에서는 탄소강 심부시추공 처분용기가 가지는 고온에서의 물성 저하와 내부식성 문제 등을 해결하기 위하여, 열전도도가 우수한 SiC를 이용한 심부시추공 처분용기의 제작 가능성을 살펴보았다. 먼저 사용후핵연료 집합체 1다발을 수용할 수있는 심부시추공 처분용기를 설계하였으며, 설계된 처분용기는 내부 SiC 기밀용기와 취급 편의와 심부정치를 위한 외부 스테인리스 용기로 구성하였다. 그리고 SiC 세라믹 용기의 제작 가능성을 확인하기 위해, 1/3 규모의 소형 SiC 용기를 실제 제작하였다. 제작된 SiC 용기에서 시편을 추출하여 열전도도를 측정하였으며, KURT 지하 $70^{\circ}C$ 고온조건에서 3년간 내구성 시험도 실시하였다. 그 결과 SiC는 $100^{\circ}C$에서도 $70W{\cdot}m^{-1}{\cdot}K^{-1}$ 이상의 열전도도를 보였으며, 내구성 시험 후에도 변화가 전혀 보이지 않았다. 따라서 SiC는 높은 열전도도와 우수한 내부식성을 갖고 있어, 심부시추공 처분용기 재료로 적합하다고 보았다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제54권9호
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• pp.3242-3249
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• 2022

As Kori unit 1 is undergoing the decommissioning process, estimating the disposal amount of waste from the decommissioned nuclear reactor has become one of the challenging issues. Since the waste disposal amount estimation depends on the packing of the waste, it is highly desirable to optimize the waste packing plan. In this study, we developed an efficient scheme for packing waste component segments. The scheme consists of 1) preparing three-dimensional models of segments, 2) orienting each segment in such a way to minimize the bounding box volume, and 3) applying hybrid genetic algorithm to pack the segments in the disposal containers. When the packing solution converges in the algorithm, it comes up with the number of containers used and the placement of segments in each container. The scheme was applied to Kori-1 reactor pressure vessel. The required number of containers calculated by the developed scheme was 24 compared to 42 that was the estimation of the prior packing plan, resulting in disposal volume savings by more than 40%. The developed method is flexible for applications to various packing problems with waste segments from different cutting options and different sizes of containers.

• 방사성폐기물학회지
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• 제2권2호
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• pp.105-112
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• 2004

고준위 방사성폐기물 처분장에서 적용하고 있는 다중 방벽의 한 부분인 처분 용기는 벤토나이트 완충재의 팽윤과 지압으로부터 폐기물을 역학적으로 안정하게 보호함과 동시에 일정 기간 방사성폐기물의 유출을 억제하는 역할을 한다. 처분용기의 건전성은 엄격한 재질 선정과 품질 보증을 통해 확보된다. 그러나 용기 제작 과정이나 수송 중 예상치 못한 사건으로 인해 불량 용기가 발생할 가능성이 있다. 본 논문에서는 이와 같은 경우 방사성폐기물로 인해 생태계에 미치는 환경 영향을 연간 개인 선량으로 평가하였다. 연구결과 일부 불량 처분 용기가 발생하더라도 현 평가에 사용한 입력 데이터 범위에서는, 국내 고준위 방사성폐기물 처분 개념이 방사선적 안전성을 확보할 수 있는 것으로 판명되었다.

• 한국환경보건학회지
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• 제38권4호
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• pp.332-339
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• 2012

Objectives: The purpose of this study was to prevent health problems and environmental contamination resulting from inappropriate management of dental wastes and to provide reference data for revision and supplementation of dental clinic waste management guidelines. Methods: From 640 total of dental clinics registered in 16 cities and counties in Gyeongsangnam-do, 100 (60 in Changwon (Masan, Changwon), 29 in Gimhae, and 11 in Jinju) were included in this study. From July 2010 to September 2010, investigators visited the 100 dental clinics and conducted survey interviews using a structured survey questionnaire regarding disposal methods for liquid wastes (suction pump, spittoon container waste, used liquid disinfectants, and X-ray developer), and disposal methods for solid waste (suction pump, spittoon container waste, and general medical waste). Results: All the 100 dental clinics were found to treat liquid waste from suction pumps and spittoon containers in the same manner as general waste water. Nineteen percent of the clinics treated solid waste that was not filtered through the filter of a suction pump as general waste. Fifty or more percent of the clinics treated solid waste in spittoon containers as general waste. Seventy percent of the clinics used disinfectant solution, although most of them treated used disinfectants in the same manner as general waste water. Some clinics treated used X-ray developer and X-ray fixer in the same manner as general waste water. In most of the clinics, used drapes were washed within the clinic. Conclusions: It was found that waste water and dental wastes at some dental clinics were treated in inappropriately. Thus, in conclusion, the development of guidelines regarding proper management of liquid and solid dental waste at dental clinics is required, and hygiene and environmental training for workers at dental clinics is necessary.

• 한국철도학회논문집
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• 제13권5호
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• pp.535-540
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• 2010

본 연구는 철도물류터미널에서 작업선 배정 및 열차조성을 위한 최적화 모형을 제시한다. 본 연구에서는 하루 터미널 작업 종료시간을 최소화하며 처리 컨테이너수를 최대화하는 다기준 정수 계획 모형을 개발하였고, 의왕ICD로부터의 실제 데이터로부터 구성된 현실 문제에 대해 본 모형을 적용하여 실험하였다. 실험 결과 목적함수의 가중치에 따라 다양한 파레토 최적해를 산출할 수 있었으며, 기존의 해보다 전체 작업종료 시간을 약 6% 감소시켰으며 이러한 결과는 본 연구에서 개발한 최적화 모형을 적용할 경우 설비의 추가적인 확장 없이도, 철도 컨테이너 터미널의 처리효율 향상을 가져올 수 있음을 의미한다.

• 시스템엔지니어링학술지
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• 제17권1호
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• pp.76-84
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• 2021

Radioactive waste generated from nuclear power plant decommissioning shall be strictly managed so that radioactive materials above the allowable limit are not leaked into the environment. Radioactive wastes shall be classified and treated for management based on characteristics such as the type of waste, physicochemical properties, nuclide concentration and radioactivity. Waste characterization report shall be prepared and submitted to the disposal facility operator to ensure that the treated waste is suitable for disposal. The disposal facility operator shall review the waste Characterization report and visit the nuclear power plant decommissioning site to ensure that the wastes are processed step by step according to the plan. The waste Characterization report may be used as input data to evaluate disposal facility safety. Domestic and foreign data are collected and reviewed to confirm the entire processes from waste generation to delivery. This paper proposes the method to prepare the waste Characterization report which contains data and information on waste characteristics, treatment facilities & method and packaging method & container.

• 핵의학기술
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• 제26권1호
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• pp.15-26
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• 2022

최근 한국원자력안전기술원의 방사성폐기물의 자체처분을 심사하는 과정에서 많은 보완을 거치게 되고, 기관별로 자체처분 최종 승인 과정에 도달하는데 어려움을 겪고 있다. 이에 따라 최근 보완사항의 사례를 분석하여 자체처분의 처리 효율을 높이고 안전성을 강화하고자 한다. 2018년부터 2021년까지 20개 기관별 방사성폐기물 자체처분 절차서 및 계획서 작성 시 보완 요청된 사항들을 비교 검토 하였다. 이와 관련하여 원자력안전법 규정을 기준으로 심사 처리기간 산출 및 심사 과정에서 발생한 보완요청 사항들을 정리하여 방사성폐기물 자체처분 시 서류에 필요한 세부 작성안들을 도출하였다. 한국원자력안전기술원의 대표적인 보완요청사항들은 방사성폐기물의 종류 및 핵종별 보관기간 산출, 포장 용기 등에 대한 내용, RASIS 보고 방법, 자체처분 예정 저장 방법 최종 처분업체 확인, 폐필터의 보관기간 산출, 방사성마크 부착 등이 중요하게 부각되고 있다. 최신 보완사항들을 반영한 가이드라인의 기대효과로는 서류 작성에 필요한 시간단축 및 업무처리 효율성의 증대와 방사성폐기물 보관실의 저장효율성 향상 및 경제적 비용절감이 있었다. 이 연구에서 제시한 방사성폐기물 자체처분 가이드라인을 현장에 적용한다면, 고충을 겪고 있는 관계자들의 업무효율 향상에 도움이 될 것으로 사료 된다.

• 방사성폐기물학회지
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• 제5권2호
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• pp.155-169
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• 2007

월성 원자력 발전소의 TRF 시설에서 수집된 트리튬을 metal hydride 형태로 보관하고 있는 500 kCi급 트리튬 1차 저장용기를 발전소 밖의 폐기물 저장고로 안전하게 운반하기 위하여 트리튬 운반용기를 개발하였다. B형 운반용기의 기술기준을 적용하여 구조평가, 열평가, 방사선차폐평가, 격납평가 등을 수행하여 운반용기의 안전성을 분석하였다. 트리튬 운반용기는 정상운반조건 및 사고운반조건에서도 격납 경계가 손상되지 않는다고 평가되었다. 붕괴열로 인한 운반용기 내부 저장용기의 온도상승은 수치해석 결과, 원통형 모델에서는 $134.8^{\circ}C$로 나타났다. 운반사고 조건에 대한 열 평가로서 $800^{\circ}C$ 외부환경에 30분간 노출되었을 경우에는 단열재만의 열차폐를 고려하여 계산한 결과, 약 $405^{\circ}C$로 나타났으며, 내부 온도 상승은 1차 격납 경계인 1차 저장용기의 허용 온도인 $550^{\circ}C$에도 미치지 못하였다. 격납 차폐 평가에서도 사고조건인 $800^{\circ}C$의 외부 환경에 노출된 경우에서도 충분히 운반용기의 격납 성능을 유지할 수 있다고 판단되었다. 방사선에 대한 차폐 특성을 조사한 결과, 트리튬에서 발생된 ${\beta}-ray$ 선량은 1차 저장용기 외부 표면에서 0으로 계산되었다. 이상과 같이 500 kCi 급 트리튬 운반용기에 대한 안전성을 평가한 결과, 운반사고조건에서도 트리튬 운반용기는 전혀 이상이 없는 것으로 나타났다.

• 방사성폐기물학회지
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• 제18권2_spc호
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• pp.317-325
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• 2020

한국원자력환경공단은 처분시설 내 1단계 인수·저장구역의 인수검사 공간 및 드럼 취급 공간 부족에 대한 문제를 해결하기 위하여 방폐물검사건물을 건설하여 저장·처리능력을 확충할 예정이다. 본 연구에서는 MCNP 코드를 이용하여 방폐물검사건물 내 저장구역에서 취급하는 해체 방사성폐기물 대상 신형처분용기를 대상으로 작업종사자의 피폭선량을 평가하였다. 평가결과, 시설 내 저장 가능한 최대 용기 개수(304개)와 방사선작업에 대한 연간 예상 작업시간(약 306시간)에 대하여 연간 집단선량은 총 84.8 man-mSv로 계산되었다. 시설 내 총 304개의 신형처분용기(소형/중형 타입)가 저장 완료된 시점에서 인수검사, 처분검사를 위한 작업종사자의 투입인력은 총 25명, 작업종사자 당 예상피폭선량은 연평균 3.39 mSv로 산출되었다. 소형용기 취급 시 작업종사자의 고방사선량 작업에 따른 작업효율과 방사선적 안전성 확보를 위해서는 콘크리트 라이너의 두께를 증가시키는 추가적인 차폐가 필요할 것으로 평가되었다. 향후 본 연구를 바탕으로 실측기반의 해체폐기물의 선원항과 특성을 활용하여 방사선작업 당 작업시간 및 투입인력을 산출함으로써 작업종사자의 최적의 방사선작업조건을 도출할 수 있을 것으로 사료된다.