• Nuclear Engineering and Technology
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• 제42권2호
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• pp.175-182
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• 2010

As part of a fundamental study on the volume reduction of contaminated concrete wastes, the separation characteristics of the aggregates and the distribution of the radioactivity in the aggregates were investigated. Radioisotope $^{60}Co$ was artificially used as a model contaminant for non-radioactive crushed concrete waste. Volume reduction for radioactively contaminated dismantled concrete wastes was carried out using activated heavy weight concrete taken from the Korea Research Reactor 2 (KRR-2) and light weight concrete from the Uranium Conversion Plant (UCP). The results showed that most of the $^{60}Co$ nuclide was easily separated from the contaminated dismantled concrete waste and was concentrated mainly in the porous fine cement paste. The heating temperature was found to be one of the effective parameters in the removal of the radionuclide from concrete waste. The volume reduction rate achieved was above 80% for the KRR-2 concrete wastes and above 75% for the UCP concrete wastes by thermal and mechanical treatment.

• 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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• 제5권1호
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• pp.19-27
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• 2007

추출크로마토그래피법과 액체섬광계수법을 이용하여 고체 시료중의 $^{55}Fe$와 $^{63}Ni$ 방사능을 측정할 수 있는 분석법을 확립하고 연구로 2호기의 해체시 발생되는 방사화된 콘크리트 폐기물을 분석하였다. 침전법과 추출크로마토그래피법으로 화학분리를 하면, 경우 Fe의 화학적 회수율은 대부분의 시료에서 90%이상이었으나 Ni의 회수율은 43.6과 46.5%를 나타낸 시료가 있으며 나머지는 62% 이상을 나타내었다. Spiked 시료를 이용하여 분리과정과 액체섬광계수법의 과정을 확인한 결과 $^{55}Fe$의 경우는 3.7% 오차내의, $^{63}Ni$의 경우는 0.7% 오차내의 결과가 얻어졌다. 연구로 2호기의 해체 콘크리트 시료중 $^{55}Fe$ 방사능은 MDA이하의 값도 있으나 TC3시료의 경우는 362Bq/g의 값이 얻어졌다. 그리고 $^{63}Ni$의 경우는 모든 시료에서 MDA이하 값이 얻어져 $^{63}Ni$이 존재하지 않음을 알 수 있었다. 그리고 콘크리트 벽의 해체시 표면의 시료는 $^{55}Fe$의 방사능이 높다가 표면으로부터 깊은 시료일수록 $^{55}Fe$의 방사능이 급격히 줄어들었다.

• 한국건설순환자원학회지
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• 제15권4호
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• pp.26-30
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• 2020

• 방사성폐기물학회지
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• 제7권2호
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• pp.79-86
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• 2009

원자력시설의 콘크리트 폐기물은 서로 다른 메카니즘에 의해 다양한 핵종에 의해 방사화 되거나 오염된다. 우라늄 변환시설 및 연구로 해체 시 발생된 오염된 콘크리트의 부피감용을 위해 가열 분쇄 실험에 의해 자갈, 모래, 페이스트의 골재의 크기에 따른 핵종의 분배특성에 대해 고찰하였다. 실험결과 대부분의 방사성 핵종은 골재로부터 제거되어 페이스트에 존재하였으며 특히, 가열 온도는 방사성 핵종을 오염된 콘크리트 폐기물로부터 분리하는데 중요한 변수로 확인되었다. 즉, 콘크리트 표면에 오염된 물질은 밀도가 높은 자갈, 모래보다는 다공성 물질의 페이스트에 농축되었다. 방사화 콘크리트에서는 80%, 우라늄 변환시설의 콘크리트 폐기물에서는 약 75% 정도의 부피감용을 얻었다.

• 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.

• 한국방재학회 논문집
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• 제5권1호
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• pp.77-84
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• 2005

콘크리트 구조물의 성능저하, 노후화 및 용도 변경 등으로 구조물을 해체할 경우가 증가하면서 발생되는 폐콘크리트량이 급증하고 있는 추세이지만, 거의 대부분이 단순 매립용 재료로 사용되고 있다. 우리나라와 같이 부존자원이 부족한 나라에서 폐기되는 콘크리트를 포장 콘크리트용 골재로 재활용할 경우 콘크리트용 천연골재의 부족 현상 극본, 자원절약 및 환경보존 등에 크게 기여할 것으로 기대된다. 본 연구에서는 실제 구조물에 사용된 콘크리트를 해체하면서 발생한 폐콘크리트를 파쇄하여 제조한 재생골재의 혼합율을 각각 5단계로 변화시켜 제조한 재생 골재를 포장 콘크리트용 골재로 활용하기 위하여 실시한 실험결과에 대하여 고찰하였다.

• 방사선산업학회지
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• 제17권4호
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• pp.509-518
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• 2023

The Kori Unit 1 nuclear power plant, which is planned to be dismantled after permanent shutdown, is expected to generate a large amount of various types of radioactive waste during the dismantling process. For the disposal of Very-low-level waste, which is expected to account for the largest amount of generation, the Korea Radioactive waste Agency (KORAD) is in the process of detailed design to build a 3-phase landfill disposal facility in Gyeongju. In addition, a large container is being developed to efficiently dispose of metal and concrete waste, which are mainly generated as Very low-level waste of decommissioning. In this study, based on the design characteristics of the 3-phase landfill disposal facility and the large container under development, radiation exposure dose evaluation was performed considering the normal and accident scenarios of radiation workers during operation. The direct exposure dose evaluation of workers during normal operation was performed using the MCNP computer program, and the internal and external exposure dose evaluation due to damage to the decommissioning waste package during a drop accident was performed based on the evaluation method of ICRP. For the assumed scenario, the exposure dose of worker was calculated to determine whether the exposure dose standards in the domestic nuclear safety act were satisfied. As a result of the evaluation, it was confirmed that the result was quite low, and the result that satisfied the standard limit was confirmed, and the radiational disposal suitability for the 3-phase landfill disposal facility of the large container for dismantled radioactive waste, which is currently under development, was confirmed.

• 한국강구조학회 논문집
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• 제14권2호
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• pp.375-383
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• 2002

콘크리트 충전강관(CFT) 기둥의 하부압입공법의 시공성을 평가하기 위해 6개의 실대규모 시험체에 대한 시험시공을 실시하였다. 시험체의 규모는 4개층 규모의 12.8m높이로 하여 콘크리트 압입 높이가 12m가 되도록 하였다. 사용된 콘크리트는 설계기준강도 $450kgf/cm^2$ 급의 고성능콘크리트이며 콘크리트 펌프는 국내에서 일반적인 시공시 사용하는 것을 채택하였다. 시공중 배관 및 펌프의 압력변화 특성, 콘크리트의 물성변화 등을 계측하여 시공성을 평가하였고 콘크리트가 굳은 후 기둥을 해체하여 콘크리트의 충전상태, 기둥높이에 따른 콘크리트 강도의 분포 등을 검사하여 콘크리트 품질을 확인하였다. 실험결과로부터 기본적인 압력특성 데이터를 제시하였으며 콘크리트의 충전성과 강도특성도 양호한 것을 확인할 수 있었다.

• 한국건축시공학회:학술대회논문집
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• 한국건축시공학회 2023년도 봄 학술논문 발표대회
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• pp.317-318
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• 2023

This study is part of the carbonation degree DB accumulation through quantitative analysis of carbonation depth, Ca(OH)₂ and CO₂ according to the type of finish and years of use of old concrete structures in order to predict the amount of CO₂ that can be absorbed through carbonation of concrete. To this end, the depth of carbonation of the concrete core specimen is measured using an indicator, and the dry amount of water combined with CO₂ in the sample is measured using a differential thermal gravimetric analyzer for samples in the carbonation area and non-carbonated area classified by the indicator, and the absorption compared to the weight of the sample. The amount of absorbed CO₂ was calculated. In addition, the degree of carbonation was calculated through quantitative comparison of Ca(OH)₂ in the carbonation section and non-carbonation section. In the future, we will continue to add the survey and analysis data of dismantled structures and use them as basic data for estimating the amount of carbon dioxide that can be absorbed according to the exposure conditions and years of use by concrete mix.