• 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.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제40권6호
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• pp.511-516
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• 2008

Korea Hydro & Nuclear Power Co., Ltd. (KHNP) developed new IP-2 packages to transport low- and intermediate-level radioactive waste (LILW) steel drums from nuclear power plants to a disposal facility in accordance with IAEA and Korean transport regulations of radioactive material. Radiation shielding evaluation of the packages was carried out to demonstrate compliance with the regulatory requirements for IP-2 packages of radioactive material. Dose rate limits of LILW drums contained in the packages were determined.

• 방사성폐기물학회지
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• 제6권4호
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• pp.387-398
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• 2008

원자력이용시설 주변의 방사선환경조사는 교육과학기술부 고시 제2008-28호(원자력이용시설 주변의 방사선환경조사 및 방사선환경 영향평가에 관한 고시)에 따라 주변주민들이 받게 되는 방사선량이 연간 선량한도 이내로 충분히 적게 유지되고 있는지를 확인함으로써 주변주민의 건강과 안전을 확보하고 주변 환경의 오염을 사전에 예방하는 데 있다. 그런데 국내 최초의 방사성폐기물처분시설은 시설운영을 시작하기 전 최소 2년 동안의 기초 환경조사 자료를 취득하여 부지주변의 기준 준위를 설정해야 하므로 2007년부터 2009년 상반기 방사성폐기물처분시설의 시범운영 및 2010년 상반기 준공을 목표로 방사선과 방사능에 대한 관한 기초 환경조사 자료를 취득하고 있다. 따라서 방사성폐기물처분시설 주변의 방사선환경조사에 관한 추진내용을 분석하고 최근에 취득한 2008년도 전반기 방사선환경조사결과를 바탕으로 향후 조사계획서 개정방향과 방사성폐기물처분시설 주변의 방사선환경조사를 수행하기 위해 관련 내용을 고찰하였다.

• 방사성폐기물학회지
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• 제5권2호
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• pp.91-101
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• 2007

본 연구에서는 원전연료 가공시설에서 발생한 콘크리트 폐기물을 자체처분 하기 위란 국내 규제요건을 검토하였고, 매립 및 재활용에 따른 작업자 및 일반인의 방사선학적 위해도를 평가하기 위해 RESRAD Ver. 6.3, RESRAD BUILD Ver. 3.3 전산코드를 사용하여 피폭선량을 평가하였다. 피폭선량 평가 결과에 따라 유도된 처분제한치는 콘크리트 폐기물 매립의 경우 0.1071Bq/g (3.5% 농축우라늄), 재활용의 경우 $0.05515Bq/cm^2$(5% 농축우라늄)이었다. 또한, 자체처분대상 콘크리트 폐기물의 제염 후 잔류방사능을 조사한 결과, 표면오염도는 전체평균이 $0.01Bq/cm^2$(알파방출체), 콘크리트 폐기물 표면에서 채취한 시료의 방사성핵종 분석결과 $^{238}U$은 0.0297Bq/g, $^{235}U$의 농축도는 2w/o 이하였고, 인위적 오염으로 예상되는 $^{238}U$의 농도는 0.0089Bq/g 이었다. 따라서, 자체처분 대상 콘크리트 폐기물의 매립 및 재활용시 일반인 및 작업자에게 미치는 방사선학적 위해도는 원자력관계법령에서 정하는 처분제한치(개인선량 $10{\mu}Sv/yr$, 집단선량 $1man{\cdot}Sv/yr$) 이하임을 확인하였다.

• 지질공학
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• 제33권2호
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• pp.323-334
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• 2023

고준위방사성폐기물 처분을 위한 다양한 조사와 연구를 진행하는 과정에서 막대한 양의 자료가 생산되며 이를 관리하기 위한 자료 관리가 필요하다. 스웨덴의 SKB는 SICADA를 구축하여 부지선정, 평가, 해석, 분석 및 모델링에 활용할 수 있게 하였고, 독일의 BGE는 부지선정법에 따라 자료를 관리하기 위해 데이터베이스 및 문서 관리시스템 ArbeitsDB와 자료시스템 ELO를 구축하였다. 영국의 NWS는 DMS를 구축하여 연구, 조사 자료를 관리할 수 있도록 하였다. 미국의 DOE와 OCRWM은 부지특성화 조사를 진행하면서 자료 관리 및 이후의 인허가 절차를 위하여 TDMS를 구축하였다. 해외사례 조사, 분석을 통해 자료의 품질관리와 자료 활용의 확장성이 자료 관리에 있어 중요한 부분임을 확인할 수 있다. 향후 우리나라도 장기적인 관점에서 자료의 품질관리와 확장성을 고려한 자료 관리 개념을 확립하고 그에 맞춘 자료 관리 시스템 및 체계를 구축해야 할 것이다.

• 한국포장학회지
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• 제25권2호
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• pp.57-62
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• 2019

The management of oyster shell disposal is an ongoing challenge in the southern coast of Korea because of continuously dumping the oyster shell in environment. Oyster shell wastes could be a biocidal alternative after calcination using a heat treatment. Calcined oyster shell is normally obtained through thermally conversion of $CaCO_3$ (main component in oyster shell (96%)) into CaO. This study provides a brief overview of oyster shell disposal and its potential as an antimicrobial agent with a focus on calcination process, antimicrobial mechanisms, and packaging applications.

• 방사성폐기물학회지
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• 제22권2호
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• pp.173-183
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• 2024

Vitrification, one of the most promising solidification processes for various materials, has been applied to radioactive waste to improve its disposal stability and reduce its volume. Because the thermal decomposition of dry active waste (DAW) significantly reduces its volume, the volume reduction factor of DAW vitrification is high. The KHNP developed the optimal glass composition for the vitrification of DAW. Since vitrification offers a high-volume reduction ratio, it is expected that disposal costs could be greatly reduced by the use of such technology. The DG-2 glass composition was developed to vitrify DAW. During the maintenance of nuclear power plants, metals containing paper, clothes, and wood are generated. ZrO₂ and HfO₂ are generally considered to be network-formers in borosilicate-based glasses. In this study, a feasibility study of vitrification for DAW that contains metal particulates is conducted to understand the applicability of this process under various conditions. The physicochemical properties are characterized to assess the applicability of candidate glass compositions.

• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 2001년도 추계학술발표회요약집
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• pp.271.2-271
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• 2001

• 한국건설관리학회논문집
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• 제17권3호
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• pp.52-60
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• 2016

본 연구에서는 LCA 모델을 이용하여 8개 초등학교 건축물의 생애주기 에너지사용량 및 이산화탄소 배출량을 평가 분석하였다. 이를 위하여, 자재생산, 자재운송, 시공, 운영, 해체 폐기단계를 포함하는 건축물 생애주기에서의 에너지사용량 및 이산화탄소 배출량을 평가할 수 있는 LCA 기반의 평가모델을 정의하고, 모델을 이용하여 사례 건축물을 평가하였다. 40년의 운영기간을 가정하여 평가한 결과, 내재에너지(즉, 자재생산, 자재운송, 시공단계 에너지사용량의 합), 운영에너지, 해체 폐기에너지는 평균적으로 2,279, 11,182, 228 Mcal/m2로 산출되었다. 각 단계별 평균 이산화탄소 배출량은 604, 2,708, 60 kg-CO2/m2로 산출되었다. 평가결과는 생애주기 에너지사용량 및 이산화탄소 배출량의 약 17%가 자재생산, 자재운송, 시공단계에서 발생한다는 사실을 보여준다. 따라서 건축물의 에너지사용량 및 이산화탄소 배출량 감축 목표를 달성하기 위해서는 내재에너지 및 이산화탄소 배출량이 반드시 고려되어야 할 것이다. 게다가, 운영에너지는 지역에 따라 확연하게 구분되는 반면, 내재에너지는 지역에 따른 차이가 없는 것으로 나타났다. 따라서 운영단계의 에너지 사용량 편차를 줄이기 위해서는 지역에 따라 보다 상세하게 구분된 단열 기준이 제시되어야 할 것이다.

• 방사성폐기물학회지
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• 제18권1호
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• pp.91-102
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• 2020

국내 3단계 매립형 처분시설은 2018년도 한국원자력환경공단의 중·저준위 방폐물관리시행계획에 의하면 주로 원전 해체 현장에서 발생하는 극저준위방폐물을 수용하기 위해 2019년 4월부터 2026년 2월까지 총 104,000드럼(2개 트렌치)을 수용하기 위해 건설이 계획 중이다(총 2,246억원 투입). 이후 총 5개 트렌치에 260,000드럼이 총 34,076 ㎡의 면적에 단계적으로 수용되며 따라서 현재 한국원자력환경공단은 관련 인수기준을 마련 중에 있다. 극저준위방폐물 처분시설 인수기준의 경우 프랑스, 스페인 등이 전용 처분시설을 운영하면서 자국의 인수기준을 합리적으로 잘 준용하고 있으나 본 논문에서는 해체방폐물의 처분에 가장 경험이 많은 미국의 처분시설을 고려하여 국내 매립형 처분시설에 우선적으로 반영되어야 할 사항이 있는지 분석하였고 이를 통하여 경주내 3단계 매립형 처분시설의 인수기준 마련에 도움이 되고자 하였다.