• 방사성폐기물학회지
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• 제14권4호
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• pp.305-320
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• 2016

원자력발전소 해체 시 발생하는 금속폐기물은 폐기물 중에서 많은 비중을 차지하고 있다. 본 연구에서는 국내 자체처분 규제 요건 및 국내 기관별 자체처분현황을 조사하였다. 실제 원자력발전소 해체 시 발생되는 금속폐기물의 자체처분을 위하여 RESRAD-RECYCLE 코드를 이용하였으며 26가지 시나리오에 대한 선량평가를 수행하였다. 평가결과는 원자력발전소 해체 시 자체처분 및 재활용에 관한 사전자료로서 활용가치가 있을 것으로 사료된다. 추후 자체처분을 통한 처분비용 저감효과 연구가 추가로 가능할 것으로 판단된다.

• 한국방사성폐기물학회:학술대회논문집
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• 한국방사성폐기물학회 2003년도 가을 학술논문집
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• pp.244-250
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• 2003

본 논문에서는 황사빗물이 중ㆍ저준위 방사성 폐기물 시멘트 고화체에 미치는 영향을 알아보았다. 실험은 ANS 16.1 실험법을 채택하였다. Co 핵종을 포함한 시멘트 고화체를 제작한 후, 대기 중 황사성분의 질량농도를 이용해 침출수의 부피, 이온 및 금속의 농도 등을 결정한다. 실험을 위해 대기 중 황사 부하량이나 강수에 포함되는 황사성분의 양, 처분장의 면적 등은 적합한 가정을 통해 결정하였다. 본 논문에서는 황사의 특성에 대해 간략히 소개하고 침출 실험의 준비과정으로 실험 조건을 결정한 후에, 90일간의 침출실험을 통해 나온 결과로 황사빗물에 의한 시멘트 고화체의 영향을 평가ㆍ분석하였다.

• 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.

• Journal of Radiation Protection and Research
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• 제11권1호
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• pp.15-21
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• 1986

금속 과망간산염 즉 과망간산칼륨, 과망간산나트륨, 과망간산은, 과망간산바륨, 과망간산암모늄에서 망간의 중성자 포획으로 야기되는 화학적 효과를 고찰하였다. 생성된 방사성 망간의 분포는 각종 흡착제 및 이온교환체 즉 이산화망간, 알루미나, 제올라이트 A-3, 카올리나이트, 도엑스 -50을 사용하여 결정하였다. 각종 흡착제 및 이온교환체에 대한 방사성 망간의 분포는 각 과망간산염에 대하여 거의 유사한 결과를 갖는다. 방사성 망간의 친화력은 도엑스 -50이 가장 크다. 잔류율의 현저한 증가가 열-어니일링을 통하여 나타나며 잔류율은 각 과망간산염의 금속이온의 제 1차 이온화 전위에 의존한다.

• 방사성폐기물학회지
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• 제16권2호
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• pp.271-279
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• 2018

국내 경수로형 원전의 사용후핵연료 소내 습식저장 용량의 포화에 대비하기 위해 정부 주도로 2009년부터 2016년까지 7년에 걸쳐 국내 여건에 적합한 수송/저장시스템을 개발하였다. 시스템은 운반과 저장을 겸할 수 있는 금속겸용용기와 저장전용인 콘크리트 저장용기로 효율적인 기술개발을 위해 관련 산학연의 특성과 경험을 적극 활용하여 국내고유 모델을 개발하였고 특허 등록을 추진하여 기술의 독립성도 확보하였다. 현재까지 확보한 다수의 특허 및 기술을 산업계에 개방하여 국내 수요에 대처하고자 2016년과 2017년 두 차례에 걸쳐 기술이전도 추진하였다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제38권6호
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• pp.483-488
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• 2006

Highly radioactive waste is placed in metal canisters embedded in dense clay termed buffer. The radioactive decay is associated with heat production, which causes degradation of the buffer and thereby time-dependent loss of its waste-isolating potential. The buffer is prepared by compacting air-dry smectite clay powder and is initially not fully water saturated. The evolution of the buffer starts with slow wetting by uptake of water from the surrounding rock followed by a long period of exposure to heat, pressure from the rock and chemical reactants. It can be described by conceptual and theoretical models describing processes related to temperature (T), hydraulic (H), mechanical (M) and chemical performance (C). For temperatures below 90 C more than 75 % of the smectite will be preserved for 100 000 years but cementation may reduce the excellent performance of the buffer to a yet not known extention.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제55권8호
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• pp.3010-3016
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• 2023

In recent years, the development of radioactive waste containers for nuclear facility decommissioning and dismantling is a critical issue because the Taiwan domestic boiling water reactor nuclear power plant is going to be decommissioned. The main purpose of this research is to design a metal container that meets the structural requirements of related regulations. At first, the shielding analysis was performed by varying dimensions of radioactive waste to determine the storage efficiency of the container. Then, a series of structural analyses for operational and accidental conditions of the container with full load were conducted, such as lifting, stacking, and drop impact conditions. On the other hand, the field drop impact tests were carried out to ensure structural integrity. The present research demonstrates the structural safety of the developed container for decommissioned nuclear facilities in Taiwan.

• 한국방사성폐기물학회:학술대회논문집
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• 한국방사성폐기물학회 2005년도 Proceedings of The 6th korea-china joint workshop on nuclear waste management
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• pp.86-91
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• 2005

A metal product obtained from an electrolytic reduction process, possesses less volume and radioactivity than those of the unprocessed spent oxide fuels. The chemical composition of the metal product varies according to the process condition. In this work, a basic study was performed to evaluate the chemical forms of the spent oxide fuel components in an electrolytic reduction process with the operation conditions. One of the most important operation conditions is the cell potential applied for the reduction cell. It is expected that $PU_{2}O_3$ is difficult to reduce even though the cell potential is negative enough to reduce the lithium oxide when the activity of $Li_{2}O$ exceeds 0.003. The reduction of actinide oxides via the reduction of $Li_{2}O$ is assumed to have a greater reduction yield than a direct reduction of the actinide oxides.

• 에너지공학
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• 제10권3호
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• pp.294-298
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• 2001

사용 후 핵연료의 고독성 장수명 핵종을 저독성 단수명 핵종으로 변환시키기 위한 미임계 핵변환로 연구가 진행중이다. 본 논문에서는 이러한 미임계 핵변환로에서 사용될 표적 시스템을 설계하기 위하여 표적시스템에 대한 열적, 구조적 분석을 수행하였다. 표적시스템의 열수력 분석에서는 diffuse plate를 삽입함으로써 빔창의 냉각효과를 증대시킬 수 있었다. 또한, 주요 인자인 빔창두께, 빔출력, 냉각재 유량 변화에 따른 빔창의 열적, 구조적 건전성 분석을 수행하여 표적시스템의 설계치를 설정하였다. 본 설계조건 하에서 빔창의 최대 온도 및 음력은 허용가능한 범위에 있음을 확인하였다.

• 한국방사성폐기물학회:학술대회논문집
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• 한국방사성폐기물학회 2018년도 춘계학술논문요약집
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• pp.51-52
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• 2018

Selective oxidation of RE elements from the U/RE metal ingot was studied in this paper using electrochemical process. Constant potential of -1.7V was applied between anode and cathode, where the potential value corresponds to standard potentials between actinide and rare earth materials. When the current values approached to nearly 0 mA, the reaction was finished. It is confirmed from the EPMA analysis that only U part of the U/RE ingot was remained. The metal recovered to the zinc cathode was obtained through the distillation process and it is being chemically analyzed in the KAERI analytical laboratory.