• Journal of Radiation Protection and Research
• /
• 제29권1호
• /
• pp.33-39
• /
• 2004

In order to vitrify the W1 waste (ion-exchange resin(IER), zeolite, and dry active waste(DAW)) generated from Korean Nuclear Power Plants, a glass formulation development based on waste compositions and production rates was performed. A aluminoborosilicate glass, AG8W1, was formulated to vitrify the W1 waste in an induction cold crucible melter(CCM). The processability, product performance, and economics of the candidate glass were calculated using a computer code and were measured experimentally in the laboratory and CCM. The glass viscosity and electrical conductivity as the process parameters were in the desired ranges. Start-up and maintaining glass melt of the candidate glass were favorable in the CCM. The product quality of the glass such as chemical durability, phase stability, etc. was satisfactory. The vitrification process using the candidate glass was also evaluated to be operated as economically as possible.

• 방사성폐기물학회지
• /
• 제22권2호
• /
• pp.173-183
• /
• 2024

Vitrification, one of the most promising solidification processes for various materials, has been applied to radioactive waste to improve its disposal stability and reduce its volume. Because the thermal decomposition of dry active waste (DAW) significantly reduces its volume, the volume reduction factor of DAW vitrification is high. The KHNP developed the optimal glass composition for the vitrification of DAW. Since vitrification offers a high-volume reduction ratio, it is expected that disposal costs could be greatly reduced by the use of such technology. The DG-2 glass composition was developed to vitrify DAW. During the maintenance of nuclear power plants, metals containing paper, clothes, and wood are generated. ZrO₂ and HfO₂ are generally considered to be network-formers in borosilicate-based glasses. In this study, a feasibility study of vitrification for DAW that contains metal particulates is conducted to understand the applicability of this process under various conditions. The physicochemical properties are characterized to assess the applicability of candidate glass compositions.

• 한국방사성폐기물학회:학술대회논문집
• /
• 한국방사성폐기물학회 2003년도 가을 학술논문집
• /
• pp.381-387
• /
• 2003

가압 경수로 사용후핵연료봉을 재처리하는 과정에서 발생되는 hull은 고준위 방사성폐기물로 분류되고 있다. 본 논문에서는 연소도 32,000MWd/tU, 냉각기간 15년(고리 1호기 cycle 4-7)인 PWR 사용후핵연료의 건식처리 공정에서 발생한 hull에 대하여 방사능적 특성 실험을 수행하였고, 문헌 조사 및 관련 코드의 계산을 통하여 가압 경수로 사용후핵연료 hull에 대한 방사화학적 특성을 조사하였다. 이를 토대로 hull에 부착되어 있는 핵물질을 레이저 또는 플라즈마 등의 건식 방법으로 제거함으로써 hull의 방사능을 저감시켜 중저준위 폐기물화하는 방안을 제시하였다.

• 방사성폐기물학회지
• /
• 제14권1호
• /
• pp.79-90
• /
• 2016

The second-stage near surface disposal facility for low and very low level radioactive waste's permanent disposal is to be built. During the institutional control period, the inadvertent intrusion of the general public is limited. But after the institutional control period, the access to the general public is not restricted. Therefore human who has purpose of residence and resource exploration can intrude the disposal facility. In this case, radioactive effects to the intruder should be limited within regulatory dose limits. This study conducted the safety assessment of human intrusion on the second-stage surface disposal facility through drilling and post drilling scenario. Results of drilling and post drilling scenario were satisfied with regulatory dose limits. The result showed that post-drilling scenario was more significant than drilling scenario. According to the human intrusion time and behavior after the closure of the facility, dominant radionuclide contributing to the intruder was different. Sensitivity analyses on the parameters about the human behavior were also satisfied with regulatory dose limits. Especially, manual redistribution factor was the most sensitive parameter on exposure dose. A loading plan of spent filter waste and dry active waste was more effective than a loading plan of spent filter waste and other wastes for the radiological point of view. These results can be expected to provide both robustness and defense in depth for the development of safety case further.

• 방사성폐기물학회지
• /
• 제3권1호
• /
• pp.49-56
• /
• 2005

원전에서 발생되고 있는 방사성폐기물 중 $^{129}$I의 정량을 위하여 시료의 특성에 맞는 최적의 시료 전처리 및 회수방법을 고찰하였다. 난용성시료 중 모의 잡고체와 수지에 함유된 요오드를 산침출법과 알칼리 용융방법으로 분리하여 회수율을 측정한 결과 $74.3\%$$(RSD,\;2.2\%)$, $87.7\%$$(RSD,\;0.9\%)$의 회수율을 각각 나타내었다. 모의 농축폐액 중 1291를 pH 7의 음이온 수지에 흡착시켜 선택적으로 분리한 후 회수율을 측정한 결과 $92.5\%$의 회수율을 나타내었다. 폐액 중 함유되어있는 고 농도의 붕소가 요오드 회수율에 미치는 영향을 조사한 결과 1,200 $\mu$g/mL 이하의 붕소는 $^{129}$I의 분리 및 정량에 영향을 주지 않았다. 원전 내 현장시료인 폐수지 중 $^{129}$I 회수율을 칼럼용리방법으로 분리 후 측정한 결과 $87.2\%$(RSD, $1.2\%$)를 나타내었다.

• 방사성폐기물학회지
• /
• 제12권1호
• /
• pp.59-68
• /
• 2014

처분시설은 폐쇄 후 제도적 관리기간 동안에는 처분 부지로의 일반인의 접근을 제한하며 제도적 관리기간 이후에는 부주의 한 인간침입 시에도 처분시설로 인한 방사선적 영향으로부터 침입자를 보호하도록 설계 되어야 한다. 본 논문에서는 처분시설이 부주의한 침입자에 미칠 수 있는 방사선적 영향을 GENII 프로그램을 사용하여 평가해보았다. 처분고별 적치되는 방사성폐기물의 종류를 달리하여 평가하고 제도적 관리기간 설정에 따른 침입자에 대한 영향도 분석하였다. 평가결과 제도적 관리기간을 두지 않아도 폐필터가 적치된 처분고를 제외하고 모두 성능 목표치를 만족하였다. 하지만 폐필터를 적치한 처분고의 경우 인간침입 평가결과 제도적 관리기간 300년이 되어서야 성능목표치를 만족할 수 있었다. 폐필터와 함께 잡고체 폐기물을 혼합하여 적치하는 경우 제도적 관리기간을 줄일 수 있었으며, 폐필터는 다른 폐기물과 함께 적치하여 제도적 관리기간을 줄이는 것이 필요하다. 폐기물 적치시 방사능을 고려하여 처분고 적치방안을 적절히 수립하는 것이 국부적인 방사능의 최대값을 줄일 수 있어 방사선적 안전성을 확보하며 제도적 관리기간을 단축할 수 있어 바람직하다.

• Nuclear Engineering and Technology
• /
• 제33권5호
• /
• pp.457-467
• /
• 2001

It is well known that the performance of a fuzzy neural network strongly depends on the input features selected for its training. In its applications to sensor signal estimation, there are a large number of input variables related with an output As the number of input variables increases, the training time of fuzzy neural networks required increases exponentially. Thus, it is essential to reduce the number of inputs to a fuzzy neural network and to select the optimum number of mutually independent inputs that are able to clearly define the input-output mapping. In this work, principal component analysis (PCA), genetic algorithms (CA) and probability theory are combined to select new important input features. A proposed feature selection method is applied to the signal estimation of the steam generator water level, the hot-leg flowrate, the pressurizer water level and the pressurizer pressure sensors in pressurized water reactors and compared with other input feature selection methods.

• 방사성폐기물학회지
• /
• 제14권4호
• /
• pp.411-422
• /
• 2016

최근 국내 원전의 경수로 사용후핵연료 습식 저장시설의 포화시점이 다가옴에 따라 운반 및 저장용기를 이용한 건식저장시스템 개발이 활발하게 수행되고 있다. 일반적으로 사용후핵연료 운반 및 저장용기 설계를 위한 차폐해석 시 장전 가능 연료 중 가장 보수적인 연료를 설계기준연료로 선정하여 해석을 수행한다. 그러나 실제 금속 운반용기에 장전되는 사용후핵연료는 해석평가에 적용된 설계기준연료에 한정되지 않고 다양하기 때문에 초기농축도, 연소도, 최소냉각기간의 특성을 고려한 차폐평가를 통하여 장전가능 여부가 결정된다. 이에 본 연구에서는 금속 겸용용기에 장전 가능한 연료를 대상으로 국내 운반기준을 만족하는 최소냉각기간의 결정을 위한 차폐해석 방법을 기술하였다. 특히 발생량이 많은 초기농축도 3.0~4.5wt%의 사용후핵연료는 차폐해석 구간을 세분화하여 평가하여 연구결과의 활용에 효율성을 높이고자 하였다. 차폐평가를 통해 2008년까지 국내 원전에서 발생한 장전대상연료 중 약 81%의 사용후 핵연료를 금속겸용용기로 운반할 수 있는것으로 평가되었다. 본 연구결과를 통해 금속 겸용용기의 운반조건에 장전 가능한 연료의 특성을 제시함으로써 운반 시 운영절차의 개발을 위한 기술적 근거 수립에 도움이 되고자 한다.

• 한국세라믹학회지
• /
• 제39권6호
• /
• pp.576-581
• /
• 2002

원자력발전소에서 발생하는 이온교환수지와 잡고체를 동시에 처리하기 위하여 유도 가열식 저온용융로를 이용한 유리화 실증시험을 수행하였다. 유리 고화체의 화학적 내구성을 평가하기 위하여 최종 유리에 대해 수행한 PCT 침출 시험결과 기준유리 보다 내 침출성이 우수한 것으로 나타났다. 최종 유리 고화체에 대해 열처리 실험 결과 액상온도는 1048K (775$^{\circ}C$)로 측정되었다 유리 고화체에 대한 압축강도 측정 결과 규제치인 34kg/$\textrm{cm}^2$ 보다 약 90배 높은 값을 나타내었다. 저온용융로(CCM)의 하부, 중앙, 상부 유리 고화체의 미세구조 관찰 결과 이차상 없는 균질한 상태였다. 환원성 유기물을 함유한 이온교환수지에 잡고체를 동시 투입하여 자성 금속상 침전을 방지할 수 있었다. 유리화 실증시험을 통하여 감용비 74를 달성하였다.

• 방사성폐기물학회지
• /
• 제4권3호
• /
• pp.227-234
• /
• 2006

저방사성폐수지, 제올라이트, 가연성잡고체 혼합폐기물을 유리화하기 위해서 AG8W1 후보 유리와 가연성잡고체 단독으로 유리화하기 위하여 DG-2 후보유리가 개발되었다. 두 후보유리의 화학적 내구성을 평가하기 위하여 PCT와 VHT 침출시험이 수행되었다. 7일 PCT 침출시험 수행결과 AG8W1과 DG-2의 주요 원소별 침출률은 기준유리(benchmark glass SRL-EA) 보다 낮게 나타남을 알 수 있었고 미국 Hanford 유리고화체 규제치 $2g/m^2$ 보다 낮은 결과를 나타냄을 알 수 있었다. 또한, 120일 동안의 시험에서도 주요 원소인 B, Na, Si, Li가 SRL-EA 보다 낮게 나타남을 볼 수 있었다. VHT 침출시험 수행결과 AG8W1, DG-2의 침출률(leach rate)은 각각 $2g/m^2/day$, $10g/m^2/day$ 로써 미국 Hanford 규제치 $ 50g/m^2/day$ 보다 낮은 결과를 나타냈다. 결과적으로 유리화 시설 상용운전 시 사용예정인 이들 후보유리들의 침출은 안정화되어 있었으며 화학적 내구성이 우수함을 알 수 있었다.