• 콘크리트학회논문집
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• 제25권3호
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• pp.321-329
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• 2013

방사성 폐기물 최종 매립장이 완공됨으로써 그동안 원자력 발전소 내에서 관리하고 있던 중 저준위 방사성 폐기물은 최종 처분장으로 이송하여 관리해야 한다. 주로 액상의 이온교환수지로 구성된 중 저준위 방사성 폐기물은 플라스틱 또는 강제용기 안에서 시멘트계 재료로 고화처리 되고 있다. 시멘트계 재료는 취성적이므로 이송 중 낙하, 충돌 등에 의해 붕괴될 경우, 방사성 물질이 유출될 수 있는 가능성이 있다. 안전성이 있는 이송장비를 설계하기 위해서는 현재의 고화체가 어느 정도의 강도를 발현하고 있는지를 확인할 필요가 있다. 그러나 방사성 물질을 포함하고 있는 폐기물의 강도를 직접법에 의해 측정하는 것은 위험하므로 불가능하기 때문에 동탄성계수와 같은 비파괴시험을 통해 간접적으로 강도를 파악하여야 한다. 따라서 방사성 폐기물의 압축강도와 동탄성계수의 관계를 규명할 필요가 있다. 폐기할 시점에서 이온교환수지 처리용 고화체의 압축강도는 3.44 MPa (500 psi)이다. 이론적으로 시멘트는 시간의 경과에 따라서 강도가 증진되기 때문에 폐기된 후 수년에서 수십년이 경과한 현 시점에서 고화체의 강도는 기준치를 크게 상회할 가능성이 있다. 이와 같은 배경에서 이 연구에서는 중 저준위 방사성 폐기물 처리용시멘트 고화체의 재료구성을 유지하면서 3~30 MPa 범위의 다양한 강도 수준을 갖는 시멘트 고화체를 제조하고 이를 대상으로 압축강도와 동탄성계수의 관계를 도출하고자 하였다. 실험 결과, AE제 첨가율의 변화에 의해 목표로 설정하였던 3~30 MPa 범위를 만족하는 고화체의 제조가 가능하였다. 또한 미리 기포를 제조하여 혼입하는 방법보다 AE제를 배합수에 직접 혼합하는 방법이 단위용적질량 및 강도를 보다 정확히 조절하는데 유리한 것으로 나타났다. AE제 첨가율에 의한 단위용적질량과 공기량은 첨가율이 낮은 범위에서 급격하게 변화하였으며 첨가율이 증가할수록 변화량은 감소하였다. 이온교환수치 처리용 시멘트 고화체의 동탄성계수는 4.1~10.2 GPa 범위로 나타났으며, 일반콘크리트 보다 약 20 GPa 정도 낮고 그 차이는 강도의 증가에 따라 증가하는 것으로 나타났다. 이온교환수지 처리용 시멘트 경화체에서도 압축강도와 동탄성계수는 선형적인 관계를 보이고 있다.

• 방사성폐기물학회지
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• 제19권1호
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• pp.9-27
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• 2021

As an example of research activities in decontamination for decommissioning, new data are presented on the options for corrosion layer dissolution during the decommissioning decontamination, or persulfate regeneration for decontamination solutions re-use. For the management of spent decontamination solutions, new method based on solvent extraction of radionuclides into ionic liquid followed by electrodeposition of the radionuclides has been developed. Fields of applications of composite inorganic-organic absorbers or solid extractants with polyacrylonitrile (PAN) binding matrix for the treatment of liquid radioactive waste are reviewed; a method for americium separation from the boric acid containing NPP evaporator concentrates based on the TODGA-PAN material is discussed in more detail. Performance of a model of radionuclide transport, developed and implemented within the GoldSim programming environment, for the safety studies of the LLW/ILW repository is demonstrated on the specific case of the Richard repository (Czech Republic). Continuation and even broadening of these activities are expected in connection with the approaching end of the lifespan of the first blocks of the Czech NPPs.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제56권4호
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• pp.1385-1397
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• 2024

Bentonite is a recommended material for the multiple barriers in the final disposal of low-level radioactive waste (LLW) to prevent groundwater intrusion and nuclear species migration. However, after drying-wetting cycling during the repository construction stage and ion exchange with the concrete barrier in the long-term repository, the bentonite mechanical behaviors, including swelling capacity and hydraulic conductivity, would be further influenced by the groundwater intrusion, resulting in radioactive leakage. To comprehensively examine the factors on the mechanical characteristics of bentonite, this study presented scenarios involving MX-80 and KV-1 bentonites subjected to drying-wetting cycling and accelerated ion migration. The experiments subsequently measured free swelling, swelling pressure, and hydraulic conductivity of bentonites with intrusions of seawater, high pH, and low pH solutions. The results indicated that the solutions caused a reduction in swelling volume and pressure, and an increase in hydraulic conductivity. Specifically, the swelling capability of bentonite with drying-wetting cycling in the seawater decreased significantly by 60%, while hydraulic conductivity increased by more than three times. Therefore, the study suggested minimizing drying-wetting cycling and preventing seawater intrusion, ensuring a long service life of the multiple barriers in the LLW repository.

• 한국방사성폐기물학회:학술대회논문집
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• 한국방사성폐기물학회 2003년도 가을 학술논문집
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• pp.381-387
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• 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
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• 제22권1호
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• pp.37-44
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• 2024

In 2017, a decision was made to permanently shut down Kori Unit 1, and preparations began to be made for its decontamination and decommissioning. The dismantling of the biological shields concrete, reactor vessel (RV), and reactor vessel internals (RVI) is crucial to the nuclear decommissioning process. These components were radiologically activated by the neutron activation reaction occurring in the reactor during its operational period. Because of the radioactivity of the RV and RVI of Kori Unit 1, remotely controlled systems were developed for cutting within the cavity to reduce radiation exposure. Specialized equipment was developed for underwater cutting operations. This paper focuses on modeling related to RVI operations using the MAVRIC code and the dose calculation for a diver entering the cavity. The upper and lower parts of the RVI are classified as low-level radioactive waste, while the sides that came into contact with the fuel are classified as intermediate-level radioactive waste. Therefore, the modeling presented in this paper only considers the RVI sides because the upper and lower parts have a minimal impact on the radiation exposure. These research findings are anticipated to contribute to enhancing the efficiency and safety of nuclear reactor decommissioning operations.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제53권12호
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• pp.4137-4141
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• 2021

As NPPs continue to operate, liquid waste continues to be generated, and containers are needed to store and transport them at low cost and high capacity. To transport and store liquid phase very low-level radioactive waste (VLLW), a container is designed by considering related regulations. The design was constructed based on the existing container design, which easily transports and stores liquid waste. The radiation shielding calculation was performed according to the composition change of barium sulfate (BaSO₄) using the Monte Carlo N-Particle (MCNP) code. High-density polyethylene (HDPE) without mixing the additional BaSO₄, represented the maximum dose of 1.03 mSv/hr (<2 mSv/hr) and 0.048 mSv/hr (<0.1 mSv/hr) at the surface of the inner container and at 2 m away from the surface, respectively, for a 10 Bq/g of ⁶⁰Co source. It was confirmed that the dose from the inner container with the VLLW content satisfied the domestic dose standard both on the surface of the container and 2 m from the surface. Although it satisfies the dose standard without adding BaSO₄, a shielding material, the inner container was designed with BaSO₄ added to increase radiation safety.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제28권1호
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• pp.79-92
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• 1996

방사성폐기물 처분후 처분장내에서는 금속의 부식과 셀룰로스 물질의 미생물 분해에 의한 기체가 발생하게 된다. 이 논문에서는 금속부식과 미생물 분해에 의해 발생되는 기체의 발생률을 예측하는 수학적 모델을 검토하고, 그로부터 저준위 방사성폐기물 처분장에 대한 기체 발생률을 예측하여 보았다. 금속성 물질의 부식은 3단계로 일어나며 그중 마지막 단계에서 H$_2$가 발생하게 된다. 셀룰로스 물질의 미생물 분해는 8가지 형태의 박테리아에 의해 일어나는 화학반응에 따라H$_2$, $CO_2$, CH$_4$등이 발생하게 되는데 이는 처분장내의 pH 및 몇몇 화학종의 농도에 따라 반응률이 결정되게 된다. 이 논문에서는 처분후 약10,000년 동안 발생되는 주요 기체의 발생률 및 누적발생 량을 예측하여 보았다. 평가 결과, 중저준위 방사성폐기물 처분장내에서 발생되는 기체는 H$_2$가 가장 많이 발생되는 것을 알 수 있었다.

• 한국세라믹학회지
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• 제52권2호
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• pp.92-102
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• 2015

Current plans for legacy nuclear wastes stored in underground tanks at the U.S. Department of Energy's Hanford Site in Washington are that they will be separated into high-level waste and low-activity waste fractions that will be vitrified separately. Formulating optimized glass compositions that maximize the waste loading in glass is critical for successful and economical treatment and immobilization of these nuclear wastes. Glass property-composition models have been developed and applied to formulate glass compositions for various objectives for the past several decades. Property models with associated uncertainties combined with composition and property constraints have been used to develop preliminary glass formulation algorithms designed for vitrification process control and waste-form qualification at the planned waste vitrification plant. This paper provides an overview of the current status of glass property-composition models, constraints applicable to Hanford waste vitrification, and glass formulation approaches that have been developed for vitrification of hazardous and highly radioactive wastes stored at the Hanford Site.

• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 2001년도 추계학술발표회요약집
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• pp.285.1-285
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• 2001

• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 1999년도 추계학술발표회요약집
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• pp.278.1-278
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• 1999