• 한국방사성폐기물학회:학술대회논문집
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• 한국방사성폐기물학회 2005년도 춘계 학술대회
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• pp.426-427
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• 2005

Advanced Spent Fuel Conditioning Process (ACP) is a pyrochemical process in which the spent fuel of PWR is transformed into the uranic metal ingot. Through this process, which has been developed in KAERI since 1998, the radioactivity, the radiotoxicity, the heat and the volume of the PWR spent fuel are reduced by a quarter of the original. To demonstrate a lab-scale process and extract the data for the later pilot-scale process, a demonstration facility of ACP (ACPF) is under construction and the lab-scale demonstration is slated for 2006. To establish the safeguardability of ACPF, a safeguards system including a neutron counter based on non-destructive assay, which is named as ACP Safeguards Neutron Counter (ASNC), the ACP Safeguards Surveillance System (ASSS) which consists of two neutron monitors and five IAEA cameras, and Laser Induced Breakdown System (LIBS) have been developed and are ready to be installed at ACPF. The target materials of ACP to assay with ASNC are categorized into three types among which the first is the uranic metal ingot, the second is the salt waste and the last is $UO_2$ and $U_{3}O_8$ powders, rod cuts and hulls. The Pu content of process nuclear materials can be accounted with ASNC. The ASSS is integrated in the ACP Intelligent Surveillance Software (AISS) in which the IAEA camera images and background signals at the rear doors of ACPF are displayed. The composition of special nuclear materials of ACP can be measured with LIBS which can be a supporting measurement tool for ASNC. The conceptual picture of safeguards system of ACPF is shown in Fig. 1.

• 방사성폐기물학회지
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• 제10권4호
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• pp.247-254
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• 2012

원전에서 발생되는 방사성폐기물에 대한 고화처리 방법 중 하나인 유리화기술이 일부 가연성폐기물에 대해 적용되고 있다. 국내외적으로 중저준위 방사성폐기물의 효과적인 감용과 안정적인 처분을 위해 다양한 폐기물에 대한 유리화기술 적용방안이 확대 연구되고 있으며, 최근에는 가연성폐기물 뿐만 아니라 알루미늄 금속과 같은 비가연성폐기물에도 유리화 연구가 활발하게 진행되고 있다. 공기조화계통 (HVAC)에는 주로 필터가 이용되고 있으며, 사용 후 필터는 여과재 (유리섬유 및 알루미늄)를 이용하여 배기체를 흡착하기 때문에 방사성폐기물로 처리가 되어야 한다. 본 연구는 필터에 대한 처리기술 연구를 위해 유도가열식 저온용융로 (Cold Crucible Induction Melter: CCIM)를 이용한 유리화 타당성 연구를 수행하였다. 사용후 필터에 대한 유리화 (Vitrification)는 먼저 유리섬유 및 알루미늄 함량을 고려한 최적의 유리조성을 개발 하였으며, 개발된 유리 조성을 이용하여 최적의 폐기물 저감을 위한 용융변수와 최종 생성된 유리고화체의 특성을 분석하였다. 사용후 필터 유리화용 조성유리는 주로 $SiO_2$와 $B_2O_3$로 구성되어 있다. 전기로를 이용한 용융물 특성시험에서는 폐기물 투입률 및 최종 생성물인 유리고화체의 특성이 검토되었다. 본 연구에서는 알루미늄 금속과 유리섬유로 구성된 필터에 대한 유리조성 개발과 이를 통해 생성된 유리고화체의 물리화학적 특성을 검토하고 유리화 타당성을 확인하였다.

• 방사성폐기물학회지
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• 제8권2호
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• pp.91-97
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• 2010

국내 원자력발전소의 가동년수 경과에 따른 방사능 오염증가로 제염공정에 대한 관심은 점차 점증되어 가고 있다. 화학제염은 방사성폐기물의 생성과 방사선량율을 낮추는데 매우 중요하다. 이에 앞서, 원전 주요 계통 및 부품 등의 화학제염을 위해서는 대상 재질에 적합한 산화제 및 제염제를 우선 선정하여야 한다. 이를 위해서는 제염대상물 혹은 제염대상 계통에서 채취한 크러드에 대한 각종 분석을 실시하여 크러드의 화학조성 및 결정구조에 대한 정보를 확보해야 하나 실제적으로 방사능을 띤 계통으로부터 시료를 직접 채취할 수 있는 특별한 프로그램이 마련되어 있지 않는 한 극히 제한된 방사능을 띠고 있는 부식산화물의 자료만을 얻을 수 있다. 크러드의 조성은 모재의 성분과도 밀접한 관계가 있기 때문에 재장전 주기에 따라서도 차이가 많다. 따라서 가능한 한 제염대상을 선정한 다음 제염대상으로 채취한 크러드에 대한 각종 분석자료를 확보하거나 분석을 실시하여야 한다. 본 논문은 미확보 시료에 대한 대안으로 모의크러드를 다양한 방법으로 제조하는 기술에 대해 언급하였다. 금속 산화물과 금속 수화물이 12가지의 각기 다른 방법으로 실제 시료와 유사한 화학조성과 결정구조를 지닌 모의크러드의 합성에 사용되어졌다. CRUD#4(압력용기속의 금속산화물)와 CRUD#10(하이드라진 전 처리후 도가니속의 금속산화물)시료가 Type 1, 2에 대해 가장 양호하게 합성되어졌다. 이들 크러드 시료들은 특별한 장비를 사용하지 않고도 짧은 시간 내에 반응이 이루어지고 많은 량의 시료를 쉽게 합성할 수 있게 됨으로서 제염제와 제염공정을 개발하는데 매우 유용하게 활용될 수 있을 것으로 기대된다.

• 방사성폐기물학회지
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• 제13권3호
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• pp.187-199
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• 2015

원전해체시장이 본격적으로 도래함에 따라 그에 따른 기술연구가 부각되고 있다. 그러한 기술 중 방사선 제염은 직접적인 원전해체 과정 중 가장 초반에 행해지는 작업으로 현장 근로자의 안전확보 및 폐기물 양 감소를 위해 수행되는 중요한 작업이다. 제염을 통해 폐기물 표면에 존재하는 방사선 물질을 제거하게 되는데 해체에 적용되는 제염기술은 보다 강한 매개체를 사용하거나 개선된 설비를 활용하여 표면층 제거 정도가 일반적인 제염보다 훨씬 크다. 따라서 제염 계획 수립시 다양한 관점에서 분석 방법이 필요하다. 본 연구에서는 제염기술 선정을 위해 고려해야 할 요인을 설명하였으며, 대표적인 제염기술 사례 분석을 통해 실제 기술 수행을 위해 원전 설비 내 제염 아이템 선정 및 제염 장비 활용을 위해 검토해야 할 사항을 제시하였다.

• 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.149-155
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• 2005

The $ACP^1$ is under development for effective management of spent fuel by converting $UO_2$ into U-metal. For demonstration of this process, $\alpha-\gamma$ type new hotcell was built in the $IMEF^2$ basement. To secure against radiation hazard, this facility needs radiation monitoring system which will observe the entire operating area before the hotcell and service area at back of it. This system consists of 7 parts; Area Monitor for $\gamma$-ray, Room Air Monitor for particulate and iodine in both area, Hotcell Monitor for hotcell inside high radiation and rear door interlock, Duct Monitor for particulate of outlet ventilation, Iodine Monitor for iodine of outlet duct, CCTV for watching workers and material movement, Server for management of whole monitoring system. After installation and test of this, radiation monitoring system will be expected to assist the successful ACP demonstration.

• 한국방사성폐기물학회:학술대회논문집
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• 한국방사성폐기물학회 2003년도 가을 학술논문집
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• pp.395-400
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• 2003

사용후핵연료 금속전환체의 장기저장 안정성 확보를 위해 금속전환체의 주성분인 금속우라늄과 산화 안정화 후보물질인 Nb, Ti, Ni, Zr, Hf 등을 첨가한 모의금속전환체 합금을 제작하여 $200^{\circ}C~300^{\circ}C$ 온도구간에서 순수 산소분위기로 산화시험을 수행하였다. U-Nb, U-Zr, U-Ti 합금은 순수 금속우라늄보다 무게증가 측면에서의 산화저항성이 높았으나, U-Hf, U-Ni 합금의 경우에는 오히려 순수 금속우라늄보다 산화 저항성이 낮게 나타났다. 시편에 대한 미세성분 및 조직을 광학현미경, SEM, EPMA 등을 통해 분석하였다. 각 합금의 산화율 및 활성화에너지를 구한 결과 U-Nb 합금의 활성화에너지가 높고 산화 저항성이 가장 양호한 것으로 나타나 산화 저항성 후보물질로 선정하였다.

• 한국방사성폐기물학회:학술대회논문집
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• 한국방사성폐기물학회 2003년도 가을 학술논문집
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• pp.421-425
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• 2003

환원추출 공정은 소멸처리로의 연료를 제조하는 과정에서 전해분리된 TRU 성분을 추가로 정제하기 위해 이용된다. 본 연구에서는 용융염과 Bi 금속사이의 환원추출되는 과정에 대하여 조사하였다. TRU의 대체연구물인 지르코늄과 희토류 원소들이 용질로 이용되었으며, 환원제인 Li은 Bi와 미리 합금을 만들어 사용하였다. 모든 실험은 아르곤 가스가 채워진 글로브박스내에서 수행되었으며, 분석을 위해 ICP, XRD 및 EPMA 등이 이용되었다 Li 투입 후 3시간 이내에 환원추출 반응이 평형에 도달하였다. 세가지 용융염 시스템의 비교실험에서 3가지 용융염 시스템 모두에서 지르코늄이 희토류 원소들로부터 잘 분리되었다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제44권5호
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• pp.483-490
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• 2012

PWR spent fuels produced in the Republic of Korea are expected to be recycled by pyroprocess in the long term future. Even though pyroprocess waste amounts can be smaller than that of PWR spent fuel assembly in case of direct disposal, this process essentially will produce various and unique radioactive wastes. The goals of this article are to characterize these wastes, calculate the amount of wastes, design disposal systems for each waste and evaluate the radiation safety of each system by dose assessment. The absorbed dose results of the metal and ceramic waste for the engineering barrier system (EBS) showed $2.21{\times}10^{-2}$ Gy/h and $1.15{\times}10^{-2}$ Gy/h, which are lower than the recommended value of 1 Gy/h. These results confirmed that the newly proposed disposal systems have a safety margin for the radiation produced from each waste.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제55권8호
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• pp.2889-2896
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• 2023

The waste acceptance criteria for heavy metals in mixed waste should be developed by reflecting the leaching behaviors that could highly depend on the repository design and environment surrounding the waste. The current standards widely used to evaluate the leaching characteristics of heavy metals would not be appropriate for the silo-type repository since they are developed for landfills, which are more common than a silo-type repository. This research aimed to explore the leaching behaviors of cementitious waste with Pb, Cd, and Sb metallic and oxide powders in an environment simulating a silo-type radioactive waste repository. The Toxicity Characteristic Leaching Procedure (TCLP) and the ANS 16.1 standard were employed with standard and two modified solutions: concrete-saturated deionized and underground water. The compositions and elemental distribution of leachates and specimens were analyzed using an inductively coupled plasma optical emission spectrometer (ICP-OES) and energy-dispersive X-ray spectroscopy combined with scanning electron microscopy (SEM-EDS). Lead and antimony demonstrated high leaching levels in the modified leaching solutions, while cadmium exhibited minimal leaching behavior and remained mainly within the cement matrix. The results emphasize the significance of understanding heavy metals' leaching behavior in the repository's geochemical environment, which could accelerate or mitigate the reaction.

• 한국방사성폐기물학회:학술대회논문집
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• 한국방사성폐기물학회 2003년도 가을 학술논문집
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• pp.351-357
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• 2003

원전발생 방사성폐기물 시료 중 TRU를 정량하기위해 모의 사용 후 핵연료 시료 용액 중 Pu, Am 및 Cm 을 이온교환수지 및 HDEHP 추출크로마토그래피로 분리한 다음 알파분광분석법으로 각 핵종의 함량을 정량하였다. Dowex AG1 음이온수지 에서 12M HC1-0.lMHI 용리액으로 Pu를 분리하고 이차분리관인 HDEHP 흡착 분리 관에서 DTPA-Lactic Acid 용리액으로 Am과 Cm을 군분리하였다. 분리된 Pu, Am 및 Cm은 0.1M $NaHSO_4$-0.53M $Na_2SO_4$ 매질에서 전착한 다음 알파분광분석법으로 $^{239}Pu$, $^{241}Am$및 $^{244}Cm$의 알파에너지의 방사능을 측정하여 회수율을 추하였다. 비방사성 금속원소 및 우라늄을 포함하는 합성용액 시료중 $^{239}Pu$, $^{241}Am$및 $^{244}Cm$ 을 측정한 결과 각각 83.8%, 85.2% 및 86.3% 의 회수율을 나타내었다.