• 자원환경지질
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• 제28권3호
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• pp.279-286
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• 1995

The amount of the high level radioactive wastes in Korea will be increased up to 14,297 MTU about 2010 year. Most of countries adopt the concept of deep burial repository in high level radioactive waste disposal. Because the high level radioactive wastes are very toxic in biosphere and to human, the data verifing its never return to the biosphere are requisite for the disposal. Presently, the evaluating techniques for the high level radioactive waste disposal are not fully developed. Therefore, in order to dispose the high level radioactive wastes in proper time the R & D of it is urged in our country. The R & D and/or the international joint research programme for the disposal of high level wastes have already been proceeded. In our country no plan for its disposal has been prepared. It is the time that the direction of the R & D is to be discused seriously. The R & D for the disposal of high level radioactive wastes in Korea is believed to be focused on developing the pecular techniques such as in situ characteristics of groundwater flowage, and change of properties of in situ rock mass at thermal effects.

• 방사성폐기물학회지
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• 제17권2호
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• pp.203-212
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• 2019

처분 부적합 폐기물이란 원전운영이나 해체 시 처리, 고화 및 포장이 요구되는 방사성폐기물 등을 일컬으며, 대표적으로 분산 특성을 갖는 입자성 방사성폐기물을 예로 들 수가 있다. 이들 폐기물에는 원전 운영과정에서 발생되는 농축폐액의 건조분말, 슬러리 및 슬러지, 향후 원전 해체과정에서 발생되는 온갖 분말 상태의 폐기물(콘크리트 파쇄물, 제염 슬러지 등), 그리고 제염이 용이치 못한 미세 크기의 방사능오염 토양 등이 있다. 입자성 폐기물을 기존의 고화방식으로 처리할 경우에는 최종 폐기물의 부피가 증가하는 단점을 갖게 되어 처분 비용의 증가 및 처분장의 수용성을 감소하는 결과를 야기할 수가 있다. 따라서 이들 문제를 해결하고자 본 연구에서는 최종 폐기물 부피의 감용화를 위해 롤 압축 기술을 이용하여 분말의 펠렛화 연구를 수행하였다.

• 방사성폐기물학회지
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• 제12권2호
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• pp.165-169
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• 2014

원자력발전을 지속가능한 에너지원으로 활용하기 위해서는 원전 해체 및 운영 과정에서 발생하는 방사성폐기물의 안전하고 효율적인 처분이 매우 중요하다. 방사성폐기물 종류는 다양하지만 해체과정에서 가장 많이 발생할 것으로 예상되는 극저준위방사성폐기물 인수기준수립은 원전해체전략수립에 큰 영향을 줄 것으로 보인다. 본 연구에서는 영국과 미국의 극저준위방사성폐기물처분장 인수기준을 경주에 건설 중인 원자력환경센터의 인수기준과 비교분석을 통해 향후 우리나라 극저준위방사성폐기물 처분을 위한 폐기물 인수기준을 분석하고자 한다.

• 방사성폐기물학회지
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• 제21권2호
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• pp.255-269
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• 2023

Compared to operational wastes, nuclear power plant (NPP) decommissioning wastes are generated in larger quantities within a short time and include diverse types with a wider range of radiation characteristics. Currently used 200 L drums and IP-2 type transport containers are inefficient and restrictive in packaging and transporting decommissioning wastes. Therefore, new packaging and transport containers with greater size, loading weight, and shielding performance have been developed. When transporting radioactive materials, radiological safety should be assessed by reflecting parameters such as the type and quantity of the package, transport route, and transport environment. Thus far, safety evaluations of radioactive waste transport have mainly targeted operational wastes, that have less radioactivity and a smaller amount per transport than decommissioning wastes. Therefore, in this study, the possible radiation effects during the transport from NPP to disposal facilities were evaluated to reflect the characteristics of the newly developed containers and decommissioning wastes. According to the evaluation results, the exposure dose to transport workers, handling workers, and the public was lower than the domestic regulatory limit. In addition, all exposure dose results were confirmed, through sensitivity analysis, to satisfy the evaluation criteria even under circumstances when radioactive materials were released 100% from the container.

• 방사성폐기물학회지
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• 제2권3호
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• pp.219-230
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• 2004

Most of the low-level liquid radioactive wastes generated from PWR plants are classified into high or low total suspended solid(HTDS or LTDS), and into radiochemical and radioactive laundry waste. Although the evaporation process has a high decontami- nation ability, it has several problems such as corrosion, foam, and congestion. A new liquid waste disposal process using the ion-exchange demineralizer(IED), instead of the current evaporation process, has been introduced into the Yonggwang NPP #5 and 6. These two methods have been compared to understand the differences in this study. Aspects compared here were the released radioactivity amount of the liquid radioactive wastes, the dose of off-site residents, the decontamination factor, and the amount of the solid radioactive wastes. The IED system is designed to discharge higher radioactivity about 20% than the evaporating system, and the actual radioactivity released from the evaporating and IED system were 0.473mCi and 1.098mCi, respectively. The radioactivity released from the IED was 2.32 times higher than that of the evaporating system. The dose of off-site residents was $2.97{\times}10^{-6}$mSv for the evaporating system, and $6.47{\times}10^{-6}$mSv for IED. The decontamination factor(DF) of the evaporator is, in most cases, far lower than the lower limits of detection(LLD) with the Ge-Li detector. Due to the low concentration of the liquid wastes collected from the liquid waste system, the decontamination factor of IED is very low. Since there is not enough data on the amount of solid radioactive wastes generated by the evaporation system, the comparison on these two systems has been conducted on the basis of the design, and the comparison result was that the evaporating system generated more wastes about 40% than IED.

• 방사성폐기물학회지
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• 제2권4호
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• pp.231-238
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• 2004

원자력 발전소에서 발생하는 고체 방사성 폐기물인 이온교환수지, 제올라이트, 활성탄 및 슬러지 에 포함된 성분 원소 분석을 위한 산분해 조건을 확립하였다. 방사성 폐기물의 분해 에는 흔합산을 이용한 밀폐형 극초단파 산분해법을 사용하였으며, 제안한 방법에 따른 산분해 후의 용액은 맑고 색이 없는 투명한 상태임을 확인할 수 있었다. 또한, 산분해 과정을 거친 각각의 용액 시료는 ICP-AES와 AAS를 사용하여 분석하였고, 모의 방사성 폐기물에 첨가한 5종의 금속 원소들은 $94{\%}$ 이상의 높은 회수율을 보여주었다. 화학적 특성을 고려하여 제안된 산분해 조건에 의해 용액화된 중${\cdot}$저준위 방사성 폐기물의 성분 원소 분석은 최적의 유리화 기술 개발을 위한 기초 자료로 유용하게 사용될 수 있을 것으로 판단된다.

• 방사성폐기물학회지
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• 제19권1호
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• pp.133-140
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• 2021

This study evaluates the radioactivity of concrete waste that occurs due to large amounts of decommissioned nuclear wastes and then determines the surface dose rate when the waste is packaged in a disposal container. The radiation assessment was conducted under the presumption that impurities included in the bio-shielded concrete contain the highest amount of radioactivity among all the concrete wastes. Neutron flux was applied using the simplified model approach in a sample containing the most Co and Eu impurities, and a maximum of 9.8×104 Bq·g-1 60Co and 2.63×105 Bq·g-1 152Eu was determined. Subsequently, the surface dose rate of the container was measured assuming that the bio-shield concrete waste would be packaged in a newly developed disposal container. Results showed that most of the concrete wastes with a depth of 20 cm or higher from the concrete surface was found to have less than 1.8 mSv·hr-1 in the surface dose of the new-type disposal container. Hence, when bio-shielded concrete wastes, having the highest radioactivity, is disposed in the new disposal container, it satisfies the limit of the surface dose rate (i.e., 2 mSv·hr-1) as per global standards.

• 한국방사성폐기물학회:학술대회논문집
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• 한국방사성폐기물학회 2004년도 학술논문집
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• pp.158-166
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• 2004

원자력 발전소에서 발생하는 방사성 폐기물인 이온교환수지, 제올라이트, 활성탄 및 슬러지에 포함된 핵종 분석을 위한 최적의 산분해 조건을 확립하였다. 방사성 폐기물의 분해에는 혼합산을 이용한 밀폐형 극초단파 산분해법을 사용하였으며, 제안한 방법에 따른 산분해 후의 용액은 맑고 색이 없는 투명한 상태임을 확인할 수 있었다. 또한, 산분해 과정을 거친 각각의 용액 시료는 ICP-AES와 AAS를 사용하여 분석하였고, 모의 방사성 폐기물에 첨가한 5종의 금속 원소들은 94% 이상의 높은 회수율을 보여주었다. 화학적 특성을 고려하여 제안된 산분해 조건은 핵종 분석을 위한 효과적인 전처리 방법으로써, 향후 원전의 유형별 방사성 폐기물에 대해 보편적으로 적용될 수 있을 것으로 판단된다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제48권6호
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• pp.1368-1375
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• 2016

A radiological safety assessment study was performed for the transportation of low level radioactive wastes which are temporarily stored in Korea Atomic Energy Research Institute (KAERI), Daejeon, Korea. We considered two kinds of wastes: (1) operation wastes generated from the routine operation of facilities; and (2) decommissioning wastes generated from the decommissioning of a research reactor in KAERI. The important part of the radiological safety assessment is related to the exposure dose assessment for the incidentfree (normal) transportation of wastes, i.e., the radiation exposure of transport personnel, radiation workers for loading and unloading of radioactive waste drums, and the general public. The effective doses were estimated based on the detailed information on the transportation plan and on the radiological characteristics of waste packages. We also estimated radiological risks and the effective doses for the general public resulting from accidents such as an impact and a fire caused by the impact during the transportation. According to the results, the effective doses for transport personnel, radiation workers, and the general public are far below the regulatory limits. Therefore, we can secure safety from the viewpoint of radiological safety for all situations during the transportation of radioactive wastes which have been stored temporarily in KAERI.

• 한국방사성폐기물학회:학술대회논문집
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• 한국방사성폐기물학회 2005년도 추계 학술대회 논문집
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• pp.126-133
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• 2005

국내 중${\cdot}$저준위 방사성폐기물 처분을 위한 처분부지 확보 및 관련업무가 활발히 진행 중이다. 방사성폐기물 처분을 위해서는 방사성폐기물의 물리화학적, 방사학적 상태 및 건전성 등을 확보하여야 하며 폐기물 발생자는 이러한 정보를 처분사업자에게 제공해야한다. 또한 처분 안전성을 확보하기 위하여 방사성폐기물 인수기준(Waste Acceptance Criteria : WAC) 및 처분부지 특성을 고려한 세부인수기준(Site Specific Waste Acceptance Criteria : SWAC)이 필요하며 방사성폐기물을 이 기준에 적합하게 처리${\cdot}$생성${\cdot}$관리 및 인도하여야 한다. [1] 이를 위해서는 각각의 방사성폐기물에 대한 특성평가를 수행하여야 하나 원자력발전소의 경우 방사성폐기물 발생량이 많아 현실적으로 어려움이 있다. 이러한 문제점을 해결하기 위해 IAEA 및 해외 주요 국가는 방사성폐기물 인증체계(Waste Certification Program : WCP) 및 품질보증체계(Quality Assurance Program : QAP)를 개발하여 활용하고 있으며[2,3] 이를 바탕으로 국내 방사성폐기물의 안전한 처분을 위해 과기부고시 2005-18호 '중저준위 방사성폐기물 인도규정' 및 세부인수기준(시안)을 만족할 수 있는 방사성폐기물 인증프로그램을 개발하였다. 또한 방사성폐기물 인증체계 조기 도입 및 운영을 위해서 상용원전 관련 절차서 개정 및 실무자 교육을 추진 중이다.