• Nuclear Engineering and Technology
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• 제52권2호
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• pp.328-336
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• 2020

Cesium is a major product of uranium fission, which is the most commonly existed radionuclide in radioactive wastes. Various technologies have been applied to separate radioactive cesium from radioactive wastes, such as chemical precipitation, solvent extraction, membrane separation and adsorption. Crown ethers and calixarenes derivatives can selectively coordinate with cesium ions by ion-dipole interaction or cation-π interaction, which are promising extractants for cesium ions due to their promising coordinating structure. This review systematically summarized and analyzed the recent advances in the crown ethers and calixarenes derivatives for cesium separation, especially focusing on the adsorbents based on extractants for cesium removal from aqueous solution, such as the grafting coordinating groups (e.g. crown ether and calixarenes) and coordinating polymers (e.g. MOFs) due to their unique coordination ability and selectivity for cesium ions. These adsorbents combined the advantages of extraction and adsorption methods and showed high adsorption capacity for cesium ions, which are promising for cesium separation The key restraints for cesium separation, as well as the newest progress of the adsorbents for cesium separation were also discussed. Finally, some concluding remarks and suggestions for future researches were proposed.

• 방사성폐기물학회지
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• 제4권2호
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• pp.179-186
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• 2006

원자력을 이용하는 시설 및 그와 관련한 연구개발실험실로부터 각종 화학폐수가 다량으로 발생되고 있으며 이들 폐수를 화학폐수 전용처리시설로 처리하고 있으나 최종 건조 케이크내에 함유된 우라늄의 농도가 규제면제농도인 10 Bq/g을 약간 초과하므로서 방사성폐기물로 분류하여 별도로 저장하고 있다. 화학폐수 처리후 침전된 슬러지내의 우라늄 농도를 분석한 결과 우라늄이 용액상이 아닌 침전물상에 존재함을 알았으며, 이들 우라늄을 침전물로부터 용액상으로 용해하기 위하여 강질산으로 용해시켰다. 그 결과 대부분의 우라늄이 슬러지의 침전물로부터 용액상으로 용출되었으며, 용해후 얻어진 슬러지 산용해액에 대해 IRN-77과 비드형으로 새로 제조한 다이포실 수지를 실 폐액처리에 적용하기 위한 흡착실험을 수행하였다. IRN-77과 다이포실 비드를 단독, 혼합 또는 단계적으로 사용한 결과, 80%이상의 우라늄 흡착효율을 얻기 위해서는 산용해액과 동등량 또는 그 이상의 다량의 수지가 소요되었다. 한편 침전 슬러지를 압착하여 부피가 더욱 축소된 탈수케이크를 산용해한 결과, 탈수케이크 대 질산의 비율이 3:2에서 우라늄의 함량을 최대 11 mg/L을 얻었으며 슬러지 용해시보다 적은 양으로 산용해가 가능하였다. 탈수 케이크 산용해액의 방사능 농도는 6.97E-01 Bq/ml 로서 기존의 자연증발처리시설에서 처리가 가능한 수준이었으며, 건조케이크의 비방사능은 11.2 Bq/g로서 최종 폐기물로 발생될 폐증발천의 비방사능이 4.3 Bq/g으로 평가되어 우라늄 동위원소의 규제면제치인 10 Bq/g 미만이므로 자체처분이 가능한 수준이었다. 결론적으로 화학폐수를 처리한 후 부피가 최소화된 탈수케이크에서 우라늄을 산용해시키고 최종 산용해액은 기존의 자연증발시설로 증발처리하면 방사성 건조케이크의 발생 없이 또한 자연증발천도 자체처분이 가능한 최적의 방안을 도출하였다.

• 한국방사성폐기물학회:학술대회논문집
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• 한국방사성폐기물학회 2005년도 춘계 학술대회
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• pp.205-210
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• 2005

개정예정인 중${\cdot}$저준위 방사성폐기물 처분시설 인도규정에서는 방사성폐기물 처분을 위해 폐기물 발생자가 방사성폐기물의 처분요건 적합성을 입증하도록 권고하고 있다. 이에 따르면 중${\cdot}$저준위 방사성폐기물의 처분을 위해서는 폐기물의 핵종농도, 물리화학적 특성 및 그 건전성 등이 확보 되어야하며 폐기물 발생자는 이러한 정보를 처분사업자에게 전달하도록 규정되어 있다. 또한 처분 사업자는 처분시설의 안전성 평가를 통해 부지특성을 고려한 방사성폐기물 인수기준(Site Specific Waste Acceptance Criteria, SWAC)을 규정하며, 발생자는 이 기준에 따라 중${\cdot}$저준위 방사성폐기물을 관리, 처리, 인도하도록 규정되어 있다. 상기 규정과 기준을 준수하기위해 폐기물 발생자는 처분대상이 되는 폐기물을 처분시설로 운반하기 이전에 처분적합성을 사전에 입증하여야 하며 이를 위하여 관련 제도 및 절차인 방사성폐기물인증프로그램을 개발하여야 한다. 본 연구에서는 원자력 선진국들에서 시행하고 있는 방사성폐기물인증프로그램에 대한 심층 분석을 통해 국내 원전에 적용 가능한 인증프로그램 초안을 개발하였고, 그 적용성을 검증하기 위하여 현재 울진 1, 2 발전소에서 시범 적용하고 있다. 앞으로 시범적용 결과분석을 통해 국내 여건에 부합하는 방사성폐기물인증프로그램을 개발하고자 한다.

• 대한핵의학회지
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• 제7권1호
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• pp.51-54
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• 1973

The use of ion-exchange resins for the treatment of radioactive wastes has many advantages, but thes eare rather expensive as compared with the Korean vermiculite. The Korean vermiculite has slightly different chemical constituents from the ones produced in other countries, and its physical properties might be applicable to the management of radioactive waste, in a small nuclear installation. The decontaminating effect of Korean vermiculite for the low-level radioactive liquid was investigated. $^{106}Ru,\;^{90}Sr,\;and\;^{137}Cs$ were utilized for the experiments. The removal rates by Korean vermiculite were calculated for $^{106}Ru,\;^{90}Sr\;and\;^{137}Cs$ and the removal rates increased as the weight of vermiculite in the exchange column increased. The decontaminating constants, $K_d$ of the Korean vermiculite for $^{106}Ru,\;^{90}Sr\;and\;^{137}Cs$ were 2.7, 69.3 and 263ml/g respectively. Through the results of experiments, the application of Korean vermiculite column to the treatment of low-level radioactive waste is quite feasible.

• 한국정밀공학회:학술대회논문집
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• 한국정밀공학회 1997년도 추계학술대회 논문집
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• pp.515-518
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• 1997

Resident time of the centrifugal extractor for organic phase extraction using a height controlled separator weir and a divert plate is the important factor that affects significantly the chemical material extraction and the productivity in the chemical and mechanical processes. In this paper, it describes the design of the device for extraction of an organic phase from radioactive wastes, and considers phase separating weir and divert disk, both being designed to be adjustable in their positions, for effectively separating an organic phase. A height-adjustable separating weir unit used for separating the organic phase from the aqueous phase using a phase separating weir and designed to control the height of the separating weir as desired so as to allow the weir to be positioned at a boundary layer between two separated phases. The centrifugal extractor controls satisfactorily the mixed reaction time of two phases within the separator regardless of the variations of the mixing ratio of the two phases and the rotating speed of the extractor, is designed to be adjustable in its position in the vertical direction, thus allowing the user to appropriately select the mixed reaction time of the two phases within the extractor as desired. From development of a centrifugal extractor, it can effectively recover such usable elements, and preferably reducing the output quantity of radioactive wastes.

• 자원리싸이클링
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• 제10권5호
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• pp.22-28
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• 2001

방사성 유기 혼합폐기물의 저온 분해공정인 MEO(Mediated Electrochemical Oxidation) 공정에서 발생하는 폐액으로부터 Ag를 화학적으로 회수하는 연구를 수행하였다. 고농도 질산용액과 함에 존재하는 $AgNO_3$를 HCl과 반응시켜 AgCl 침전물로 회수하였다. 이 때 HCl 최적 반응 당량비는 $AgNO_3$비해 1% 초과하였으며 100% 침전시킬 수 있었다. AgCl은 알카리 분위기에서 과산화수소와 반응시켜 순수 Ag금속으로 환원됨을 알 수 있었고, Ag금속의 환원 반응시 용액의 pH는 12.8~13.0의 범위가 적당하였다.

• 자원리싸이클링
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• 제6권3호
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• pp.22-27
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• 1997

방사성 금속폐기물을 재활용하므로써 방사성 폐기물의 처분부피를 감축할 수 있을 뿐만 아니라, 자원활용의 극대화를 꾀할 수 있으며, 또한 방사성 폐기물의 감량으로 환경에 미치는 위해도를 최소화시킬 수 있다. 방사성 금속폐기물의 재활용은 여러 단계를 복잡한 공정을 거치면서 이루어지지만, 오염 방사능 물질을 제거하는 표면제염 공정이 핵심이며, 그 오염 특성 및 폐기물에 따라 물리적, 화학적 그리고 전기화학적 방법이 활용된다. 본 연구에서는 이러한 관점에서 표면제염기술의 특성을 고찰하였으며, 실제 방사성 금속폐기물을 이용해 SC 화학제염법 및 전해제염법으로 시험한 결과, 거의 자연 방사능 수준까지 제염시킬 수 있었다.

• 공업화학
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• 제33권4호
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• pp.352-366
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• 2022

Nuclear power plant operations for electricity generation, rare-earth mining, nuclear medical research, and nuclear weapons reprocessing considerably increase radioactive waste, necessitating massive efforts to eradicate radioactive waste from aquatic environments. Cobalt (⁵⁸Co) and strontium (⁹⁰Sr) radioactive elements have been extensively employed in energy generation, nuclear weapon testing, and the manufacture of healthcare products. The erroneous discharge of these elements as pollutants into the aquatic system, radiation emissions, and long-term disposal is extremely detrimental to humans and aquatic biota. Numerous methods for treating radioactive waste-contaminated water have emerged, among which the adsorption process has been promoted for its efficacy in eliminating radioactive waste from aquatic habitats. The current review discusses the adsorptive removal of radioactive waste from aqueous solutions using low-cost adsorbents, such as graphene oxide, metal-organic frameworks, and inorganic metal oxides, as well as their composites. The chemical modification of adsorbents to increase their removal efficiency is also discussed. Finally, the current state of ⁵⁸Co and ⁹⁰Sr removal performances is summarized and the efficiencies of various adsorbents are compared.

• 한국방사성폐기물학회:학술대회논문집
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• 한국방사성폐기물학회 2003년도 가을 학술논문집
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• pp.524-531
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• 2003

중$\cdot$저준위 방사성폐기물의 유리화 기술은 체적감소비, 유리고화체의 기계적 및 화학적 안전성 등으로 그 유용성이 입증되어 현재 울진 5,6호기에 상용시설의 건설이 추진되고 있다. 유리화시설은 대상폐기물의 높은 방사능 준위로 인해 방사선 안전 설계를 위해서는 차폐해석이 수반되어야 한다. 그러나 국내에서는 유리화 시설의 건설 및 운영 경험이 없으므로, 본 연구에서는 유리화 시설의 향후 상세 설계와 운영계획에 도움을 줄 수 있는 자료를 얻고자 유리화 실증시설의 구조를 따라 기존의 방사선원항을 이용하여 기기별 선량계산을 통해 방사선 차폐 해석을 수행하였다. 차폐체로서는 경제성과 열저항성이 뛰어난 콘크리트를 고려하였다.

• 한국기계가공학회지
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• 제19권10호
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• pp.105-110
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• 2020

Radioactive Oxides are formed on the surface of the primary equipment in a nuclear power plant. In order to remove the oxide film that is formed on the surfaces of the equipment, chemical and physical decontamination technologies are used. The disadvantage of traditional technologies is that they produce secondary radioactive wastes. Therefore, in this study, the short-pulsed laser eco-friendly technology was used in order to reduce production of the secondary radioactive wastes. They were also used to minimize the damages that were caused on the base material and to remove the contaminated oxide film. The study was carried out using a Stainless steel 304 specimen that was coated with nickel-ferrite particles. Further, the laser source was selected with two different wavelengths. Furthermore, the depth of the coating layer was analyzed using a 3D laser microscope by changing the laser ablation conditions. Based on the analysis, the optimal conditions of ablation were determined using a 1064nm short-pulsed laser ablation technique in order to remove the radioactively contaminated oxide film from the irradiated stainless steel surface.