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

• Nuclear Engineering and Technology
• /
• 제51권7호
• /
• pp.1805-1815
• /
• 2019

While nickel-based alloys have been widely used for power plants due to corrosion resistance and good mechanical properties, during the last couple of decades, failures of nuclear components increased gradually. One of main degradation mechanisms was primary water stress corrosion cracking at dissimilar metal welds of piping and reactor head penetrations. In this context, precise estimation of welding effects became an important issue for ensuring reliability of them. The present study deals with a series of finite element analyses and crack growth rate evaluation of Alloys 690/152. Firstly, variation of residual stresses and equivalent plastic strains was simulated taking into account welding of a cylindrical block. Subsequently, extraction and pre-cracking of compact tension (CT) specimens were considered from different locations of the block. Finally, crack growth curves of the alloys and heat affected zone were developed based on analyses results combined with experimental data in references. Characteristics of crack growth behaviors were also discussed in relation to mechanical and fracture parameters.

• Journal of Radiation Protection and Research
• /
• 제20권4호
• /
• pp.285-296
• /
• 1995

각 원자력 발전소에서 발생되는 방사성폐기물을 한 곳에 모아 집중관리하기 위한 방사성폐기물 처분장의 부지선정이 국가적 과제로 부각되어 있으며, 충분한 검토를 거친 후 임해부지로 선정될 것이다. 이로 인하여 현재 각 원전부지내에 임시로 보관되어 있는 방사성폐기물에 대하여 전용선박에 의한 해상수송을 하여야 하면, 한국원자력연구소의 원자력환경관리센터(NEMAC)에서는 원전부지로부터 처 분장까지 안전하고 효율적으로 방사성폐기물을 수송할 수 있는 종합해상 수송체계를 개발중에 있다. 이 글은 해상수송체계가 갖추어야 할 수송선박의 기술기준을 설정하기 위한 것으로, 원자력 선진국의 진보된 방사성폐기물 해상수송기술에 관한 현황을 조사, 분석하고 국내의 제반여건을 고려하여 우리나라에서 사용될 수송선박의 설계 및 건조추진방향을 제시하였다. 따라서, 만일의 사고에도 방사성물질이 선박의 외부로 누출되지 않는 개념의 선박을 설계, 건조하여 방사성폐기물을 안전하게 해상수송하게 될 것이다.

• Nuclear Engineering and Technology
• /
• 제42권2호
• /
• pp.175-182
• /
• 2010

As part of a fundamental study on the volume reduction of contaminated concrete wastes, the separation characteristics of the aggregates and the distribution of the radioactivity in the aggregates were investigated. Radioisotope $^{60}Co$ was artificially used as a model contaminant for non-radioactive crushed concrete waste. Volume reduction for radioactively contaminated dismantled concrete wastes was carried out using activated heavy weight concrete taken from the Korea Research Reactor 2 (KRR-2) and light weight concrete from the Uranium Conversion Plant (UCP). The results showed that most of the $^{60}Co$ nuclide was easily separated from the contaminated dismantled concrete waste and was concentrated mainly in the porous fine cement paste. The heating temperature was found to be one of the effective parameters in the removal of the radionuclide from concrete waste. The volume reduction rate achieved was above 80% for the KRR-2 concrete wastes and above 75% for the UCP concrete wastes by thermal and mechanical treatment.

• 한국방사성폐기물학회:학술대회논문집
• /
• 한국방사성폐기물학회 2006년도 학술논문요약집
• /
• pp.392-393
• /
• 2006

• 한국전산구조공학회논문집
• /
• 제25권1호
• /
• pp.57-64
• /
• 2012

방사성폐기물의 처리과정에서 발생한 설계하중 이상의 지진은 방사성 물질을 외부로 노출시킬 수 있으므로 방사성폐기물 처분장은 설계시 지진에 대하여 충분한 여유도를 가지도록 설계되어야 한다. 본 연구에서는 방폐장의 지상구조물에 대한 지진성능을 평가하기 위하여 지진 취약도 분석을 수행하였다. 지진 취약도 평가에 의하면, 해석모델로 선정된 인수저장 시설과 방사성폐기물 건물은 장방형의 구조물로써 구조물의 축에 따라 지진 성능이 약 23%~43% 다르게 나타났다. 최소 손상수준을 기준으로 할 경우 인수저장시설과 방사성폐기물 건물의 HCLPF성능은 각각 0.52g와 0.93g로 나타났으며, 방사성폐기물 건물은 원전의 격납건물과 유사한 지진성능을 보였다.

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

• 한국방사성폐기물학회:학술대회논문집
• /
• 한국방사성폐기물학회 2003년도 가을 학술논문집
• /
• pp.689-695
• /
• 2003

Electrochemical decontamination process has been applied for recycle or self disposal with authorization of large amount of metallic wastes contaminated with uranium compounds such as $UO_2$, ammonium uranyl carbonate (AUC), ammonium di-uranate (ADU), and uranyl nitrate(UN) with tributylphosphate(TBP) and dodecane, which are generated by dismantling the contaminated system components and equipment of a retired uranium conversion plant in Korea Atomic Energy Research Institute (KAERI). Electrochemical decontamination for metallic wastes contaminated with uranium compounds was evaluated through the experiments on the electrolytic dissolution of stainless steel as the material of the system components in neutral salt electrolytes. The effects of type of neutral salt as the electrolyte, current density, and concentration of electrolyte on the dissolution of the materials were evaluated. Decontamination performance tests using the specimens taken from a uranium conversion plant were quite successful with the application electrochemical decontamination conditions obtained through the basic studies on the electrolytic dissolution of structural material of the system components.

• 한국콘텐츠학회논문지
• /
• 제14권6호
• /
• pp.255-261
• /
• 2014

의료현장에서의 방사성폐기물은 방사성동위원소의 사용량의 증가와 더불어 급격히 늘어나고 있다. 특히, 갑상선 질병의 진단 및 치료용으로 사용량이 증가하고 있는 I-131 핵종의 경우 8.02 일의 짧은 반감기를 가지고 있으며, 관련 폐기물은 모두 자체처분 방법으로 처분하고 있다. 이와 관련하여 국제원자력기구(IAEA)는 개인선량(10 ${\mu}Sv/y$) 및 집단선량(1 man-Sv/y)과 핵종별 농도에 근거하여 각각 폐기물의 규제해제기준을 제시(IAEA Safety Series No 111-P-1.1, 1992 및 IAEA RS-G-1.7, 2004)하였다. 이 연구에서는 의료현장에서 발생하는 I-131 핵종 관련 폐기물을 사용상 종류별로 수집 및 측정하여 방사능농도의 측정 방법 및 절차를 수립한다. 또한, 측정 결과를 바탕으로 핵종의 감쇠 유도식을 산출하고, 이것을 바탕으로 자체처분 가능일자를 산출하여 이론식의 경우와 대비하여 고찰하였다. 측정 결과를 바탕으로 유도 감쇠식을 신정하여 이론적 반감기와 유효 반감기를 비교해 본 결과, I-131 핵종의 이론적 반감기가 유효반감기(7.72일)에 비해 긴 반감기를 가지고 있음을 확인하였다. 측정결과를 바탕으로 한 유효 반감기를 적용한다면, 현재보다 더 짧은 기간 동안 I-131 핵종 폐기물을 보관하였다가 자체처분을 할 수 있다. 이 연구 결과는 ISO 표준으로 추진할 예정이다.

• 방사성폐기물학회지
• /
• 제16권1호
• /
• pp.83-91
• /
• 2018

우라늄 토양 및 콘크리트 폐기물의 동전기 제염 후 방사성폐기물의 시멘트 고화특성을 분석하기 위하여, 시멘트 고화 유동성 시험을 수행하고 시멘트 고화 시료를 제작하였다. 시멘트 고화시료에 대하여 압축강도, pH, 전기전도도, 방사선조사 효과 및 부피증가를 분석하였다. 방사성폐기물의 시멘트 고화의 작업 적정도는 175~190% 정도였다. 시멘트 고화시료의 방사선 조사 후 압축강도는 방사선 조사 전 압축강도 보다 약 15% 감소하였으나, 한국원자력환경공단 인수기준 ($34kgf{\cdot}cm^{-2}$)을 만족하였다. 동전기 제염 후 방사성폐기물의 시멘트 고화 시료에 대한 SEM-EDS 분석결과, 알루미늄상은 시멘트와 잘 결합한 형상을 나타낸 반면, 칼슘상은 시멘트와 분리된 형상을 나타내었다. 방사성폐기물의 시멘트 고화 부피는 시멘트에 대한 폐기물의 배합과 수분량에 따라 다르게 나타났다. 방사성폐기물의 시멘트 고화 부피(C-2.0-60)는 약 30% 증가였으며 동전기 제염 후 생성된 방사성폐기물의 영구처분은 적절하다고 판단되었다.