• 한국방사성폐기물학회:학술대회논문집
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• 한국방사성폐기물학회 2018년도 추계학술논문요약집
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• pp.345-346
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• 2018

• 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.290-299
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• 2005

Two decommissioning projects are carried out at the KAERI (Korean Atomic Energy Research Institute), one for the Korea research reactors, KRR-1 and KRR-2, and another for the uranium conversion plant (UCP). The concept of the management of the wastes from the decommissioning sites was reviewed with a relation of the decommissioning strategies, technologies for the treatment and the decontamination, and the characteristics of waste. All the liquid waste generated from KRR-1 and KRR-2 decommissioning site is evaporated by a solar evaporation facility and all the liquid waste from the UCP is treated together with lagoon sludge waste. The solid wastes from the decommissioning sites are categorized into three groups; not contaminated, restricted releasable and radioactive waste. The not-contaminated waste will be reused and/or disposed at an industrial disposal site, and the releasable waste is stored for the future disposal at the KAERI. The radioactive waste is packed in containers, and will be stored at the decommissioning sites till they are sent to a national repository site. The reduction of the radioactive solid waste is one of the strategies for the decommissioning projects and could be achieved by the repeated decontamination. By the achievement of the minimization strategy, the amount of radioactive waste was reduced and the disposal cost will be reduced, but the cost for manpower, for direct materials and for administration was increased.

• 한국정밀공학회:학술대회논문집
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• 한국정밀공학회 2002년도 춘계학술대회 논문집
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• pp.684-687
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• 2002

The authors have developed two devices which cuts the spend fuel rod to an optimal size and extracts fuel pellet from the pieces of cut fuel rods. These devices are so important to reduce radioactive wastes that some advanced countries developed their own methods and devices. The authors have benchmarked from these methods and devices. For spent fuel rod cutting, the tube cutting method has been chosen. some mechanical properties of the fuel tube and pellet has been carefully considered for an optimal cutting size. For fuel pellet extraction, a mechanically extracting method has been adopted. The existing chemical method have turned out to be inappropriate because it produced large amount of radioactive wastes, in spite of its high fuel recovery characteristics. The developed method has an advantage that it can be applied to other fuel rods that have different shapes and sizes. The two devices are set up and operated in the hot cell where people can not go in, so that the devices have been designed to be controlled remotely and modulated for easy maintenance. And the performance of the devices has been tested by using simulated fuel rod. From the experimental results, the devices are supposed to be useful for reducing radioactive wastes.

• 한국방사성폐기물학회:학술대회논문집
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• 한국방사성폐기물학회 2003년도 가을 학술논문집
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• pp.645-649
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• 2003

제염 해체 설계단계에서 예견하였던 것과는 다르게 실제 제염$\cdot$해체 과정에서는 다양한 조건과 상황이 야기됨으로써, 실제 폐기물의 특성과 양이 당초 예상과는 다른 금속성 폐기물도 발생하게 된다. 이러한 금속성 폐기물을 관리하기 위한 관리시스템을 분석하고, 이에 대한 최적 처리방법 및 공정을 선정할 수 있는 단위기술을 고찰하였다. 또한 원자력시설 제염$\cdot$해체 동안 예견되는 상황에서 사용할 수 있는 적절한 기술과 공정관리시스템도 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.

• 방사성폐기물학회지
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• 제20권3호
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• pp.321-338
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• 2022

The transport of radionuclides at oceanic scales can be assessed using a Lagrangian model. In this review an application of such a model to the Atlantic, Indian and Pacific oceans is described. The transport model, which is fed with water currents provided by global ocean circulation models, includes advection by three-dimensional currents, turbulent mixing, radioactive decay and adsorption/release of radionuclides between water and bed sediments. Adsorption/release processes are described by means of a dynamic model based upon kinetic transfer coefficients. A stochastic method is used to solve turbulent mixing, decay and water/sediment interactions. The main results of these oceanic radionuclide transport studies are summarized in this paper. Particularly, the potential leakage of ¹³⁷Cs from dumped nuclear wastes in the north Atlantic region was studied. Furthermore, hypothetical accidents, similar in magnitude to the Fukushima accident, were simulated for nuclear power plants located around the Indian Ocean coastlines. Finally, the transport of radionuclides resulting from the release of stored water, which was used to cool reactors after the Fukushima accident, was analyzed in the Pacific Ocean.

• 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.236-244
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• 2005

Radioactive wastes arising from a wide range of human activities are in many different physical and chemical forms, contaminated with varying radioactivity. Their common feature is the potential hazard associated with their radioactivity and the need to manage them in such a way as to protect the human environment. The geological disposal is regarded as the most reasonable and effective way to safely disposal high-level radioactive wastes in the world. The conceptual model of geological disposal in China is based on a multi-barrier system that combines an isolating geological environment with an engineered barrier system. The buffer is one of the main engineered barriers for HLW repository. The buffer material is expected to maintain its low water permeability, self-sealing property, radio nuclides adsorption and retardation property, thermal conductivity, chemical buffering property, overpack supporting property, stress buffering property over a long period of time. Benotite is selected as the main content of buffer material that can satisfy above. GMZ deposit is selected as the candidate supplier for Chinese buffer material of High Level Radioactive waste repository. This paper presents geological features of GMZ deposit and basic property of GMZ Na bentonite. GMZ bentonite deposit is a super large scale deposits with high content of Montmorillonite (about $75\%$) and GMZ-l, which is Na-bentonite produced from GMZ deposit is selected as reference material for Chinese buffer material study.

• 방사성폐기물학회지
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• 제18권2_spc호
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• pp.291-303
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• 2020

영구정지후 해체가 계획된 고리 1호기 원자력발전소는 해체과정에서 다양한 종류의 방사성폐기물이 대량으로 발생될 것으로 예상되고 있으며, 이 중 원자로 및 내부구조물은 방사능 수치가 높으므로 1차측에서 적절한 크기와 중량으로 해체된다. 고리 1호기 해체시 원자로 및 내부구조물에서 발생되는 방사성폐기물에 대하여 기존 폐기물의 자체처분 현황 및 법적 제한 사항 분석 등을 통해 적절하고 효율적인 처분방법을 마련하는 것은 중요한 사안일 것으로 판단된다. 원자로 및 내부구조물에서 발생되는 폐기물은 중준위에서부터 자체처분까지 다양한 준위의 폐기물들이 발생되며, 이 중 자체처분 준위에 해당되는 폐기물은 방사화 평가 결과, 원자로 상부 헤드와 상부 헤드 인슐레이션에서 발생되는 것으로 나타났다. 본 논문에서는 방사화 평가 결과를 바탕으로 자체처분 준위에 해당되는 폐기물을 자체처분 평가 코드인 RESRAD-RECYCLE 코드를 사용하여 자체처분 안전성 평가를 수행하였다. 대상 폐기물의 자체처분 시나리오를 선정하고 자체처분시 개인 및 집단별 최대선량을 계산하여 국내 원자력안전법에서 규정하는 자체처분 기준 제한치의 만족 여부를 판단하였다. 평가 결과, 전체적으로 상당히 낮은 결과값을 보이며 기준 제한치를 만족하는 결과를 나타내었으며, 핵종별 자체처분 허용농도를 도출하였다.

• 방사성폐기물학회지
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• 제17권1호
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• pp.59-73
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• 2019

원자력발전소 운영 과정에서 발생되는 폐기물인 폐수지를 원천적으로 저감하기 위해, 새로운 폐수 정화기술을 개발하고 원전 폐수처리시스템에 가상적으로 적용하여 효용성을 평가하고자 하였다. 본 기술의 기본 원리는 폐수에 존재하는 주요 핵종이온들을 생물학적 혹은 화학적 방법을 통해 무기 결정광물로 바꾸는 방식이다. 실험실에서 폐수를 대상으로 회분식실험을 통해 핵종 제거율을 측정한 결과, 생물학적 방법은 24시간 이내에 세슘을 80% 이상 제거하였고, 화학적 방법은 95% 이상 세슘을 선택적으로 제거할 수 있었다. 그리고 원전 폐수에 존재하는 다른 주요 핵종들(Co, Ni, Fe, Cr, Mn, Eu)에 대해서도 초기 99% 이상의 높은 제거율을 보여 주었다. 우리는 APR1400 원자력발전소의 폐수처리시스템 공정에서 역삼투압(R/O)과 유기 이온교환수지 모듈 사이에 가상으로 본 기술 모듈을 설치하였다. 가상의 모듈 설치를 통한 기술적 타당성 평가를 통해, 우리는 폐수의 주요 핵종들이 90% 이상 선택적으로 제거되고 폐수지의 발생량이 대폭 감소된다는 결과를 얻을 수 있었다. 이러한 결과가 의미하는 바는 본 기술이 향후 미래에 상용화되었을 경우, 폐수지 관리 비용을 크게 감소시키고 수지 수명도 대폭 연장시킬 수 있어, 결과적으로 월성 방사성폐기물 처분시설의 저장고 포화시점을 최대한 늦출 수 있는 이점이 있다.

• 한국방사성폐기물학회:학술대회논문집
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• 한국방사성폐기물학회 2007년도 학술논문요약집
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• pp.101-102
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• 2007