• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1997.10a
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• pp.375-380
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• 1997

모의 방사성 세탁폐액을 제조하여 오존에 의한 세제 파괴를 확인하고 활성탄 및 이온교환수지를 이용하여 세제 및 Co, Cs 제거율을 조사하였으며 모의 방사성 세탁폐액을 오존으로 부분적으로 산화ㆍ파괴시킨후 활성탄 및 이온교환수지에 의한 흡착 및 이온교환 실험을 수행하여 오존의 세제 파괴가 방사성 물질 제거에 미치는 영향을 조사하였다. 오존에 의해 세제는 75% 정도 제거될 수 있었고 활성탄으로 방사성 모의세탁폐액을 처리할 때 세제농도가 증가하면 방사성 핵종 제거율이 감소하였다. 이온교환수지로 세제를 제거할 때 성취가능 제거율은 Co의 경우 99% 이상이었으며, 세제 존재시 방사성 Co 및 Cs 제거율은 감소하며, 방사성 모의세탁폐액을 오존으로 조사후 활성탄과 이온교환수지로 방사성 핵종을 제거할 때 그 제거율은 거의 변화가 없었다. 이상과 같은 실험 결과로부터 오존으로 부분적으로 산화시켜 활성탄의 세제 제거효율을 최대화하고, 역삼투막에 의한 방사성 핵종을 제거하며 이온교환수지로 잔류 방사성 핵종을 완전히 처리할 수 있는 복합 공정을 도출하였다.

• Proceedings of the Korean Radioactive Waste Society Conference
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• 2003.11a
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• pp.220-225
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• 2003

Generally, liquid radioactive wastes generated in nuclear power plant exist in powder form which do not contain moisture through the evaporating process of the Liquid Waste Management System and drying process of the Concentrated Waste Drying System. This powder form wastes are blended homogeneously with paraffin solidification agent and packed in metal drum to ensure its stability during handling and disposal. However, it was experienced that the powder form wastes were not blended homogeneously and separated into two layers in metal drum, on the other hand, a Portion of powder was adhered and solidified to the Inside parts of facility during the blending process. And the flaw of blending process above would come in case the mole ratio of Boron to Sodium in liquid radioactive wastes exceeds 0.2.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1998.05b
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• pp.415-420
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• 1998

시판중인 대표적 유·무기이온교환수지를 이용하여 방사성폐액의 주 방사성핵종인 코발트와 세슘에 대하여 방사성패액에 함유되어 있는 대표적 일반이온인 나트륨이온이 이들의 이온교환에 미치는 영향을 분석하였다. 나트륨 존재 하에서 세슘이온에 대한 선택도와 수지단위 부피당 폐액 처리 부피는 무기이온교환수지인 DT 30과 Durasil 230이 가장 높으며 반면에 유기이온교환수지는 두 수치 모두 낮아서 유기이온교환수지는 저농도의 나트륨 이온을 갖는 증발기 응축수의 처리에는 적합하나 나트륨이온의 농도가 비교적 높은 폐액처리에는 적합하지 않으며, 또한 코발트 제거 면에서는 무기이온교환수지인 DT 10 보다 유기이온교환수지인 Amberlite IRN 77이 바람직하다는 결론을 얻었다.

• The Science & Technology
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• v.11 no.2 s.105
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• pp.43-44
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• 1978

한국원자력 연구소방사성오염처리실장 이상훈 박사팀(김관식, 송희열, 박상훈)은 최근 원자력 발전소(PWR)에서 생성되는 방사성폐액을 국내실정에 맞게 고화처리 할수 있는 새로운 공정과 함께 이를 위한 시험공장(Pilot plant)설계도 완료하여 앞으로 본격화된 원자력 발전소 가동에 크게 대비하게 되었다.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1996.05c
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• pp.507-512
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• 1996

저준위 방사성 폐액의 전처리공정으로써 한외여과막의 적용성을 평가하기 위해서 폐액내에 있는 오일과 계면활성제의 상호작용을 규명하고 오일에멀젼 용액의 fouling정도를 조사하였다. 막의 fouling을 감소시키는 한 방법으로 계면활성제에 의해 막의 표면을 개질하므로서 막투과 flux는 크게 증가되는 효과를 얻었다. 친수성막과 소수성막에 대하여 몇가지 계면활성제로 처리한 후 성능을 비교한 결과 소수성인 폴리솔푼막에 대한 SDS의 표면개질이 가장 유리하였다. 표면처리 막의 적용성을 평가한 결과 미량의 계면활성제나 염이 포함된 오일에멀젼 용액에 대해서는 매우 우수한 투과 성능을 얻을 수 있으나 CMC 이상의 계면활성제가 포함된 오일용액에 대해서는 처리가 불가능하였다.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1995.05b
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• pp.921-927
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• 1995

수지충전식 전해재생조내에서 바나듐-철-Picolinate 착화물이 함유된 모의 LOMI 제염폐액의 재생거동에 대한 공정변수의 영향을 조사하였다. 전기투석에 의해 양이온종이 제염 폐액으로부터 제거되는 재생 분리효율에 대한 전류밀도, 제염폐액 공급유량 및 재생조내 수지층두께 등 공정변수의 영향은 바나듐이온이 가장 크게 받는다. 공정변수의 영향을 총괄 파라미터인 공정변수비 $\alpha$로 정의하여 나타낼 때 재생 분리효율 95%이상을 얻기 위해서는 $\alpha$가 0.2 이하로 유지되어야 한다. LOMI 제염폐액의 재생시 전기투석 flux는 공정변수비, $\alpha$값이 증가함에 따라 철이온이 바나듐이온에 비해 더욱 커지는 경향을 보였다. 재생종료 후 발생되는 음극폐액내 철 및 코발트 등 방사성이온종은 음극액의 초기 수소이온 농도를 조절하면 침전제의 첨가 얼이 음극반응에 의해 음극액의 pH를 산성에서 알카리성으로 바꿀 수 있어, 수산화물 형태의 침전물 입자로 만들어 쉽게 제거할 수 있다. 재생시 바나듐이온은 대부분 $V^{III}$(Pic)$_2$$^{+}$ 착화물형태로 전기투석된다. 음극액으로 formate용액을 사용하면 철 및 코발트 등 방사성이온종을 제거한 음극액은 농축된 LOMI제염제로 회수하여 필요시 산화가를 조정한 후 재생된 착화제와 혼합하여 제염제로 재사용할 수 있어, 더욱 효과적으로 제염폐액을 재생하는 향상된 재생방법이다.다.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1998.05b
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• pp.421-426
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• 1998

원자력발전소에서 발생되는 방사성 세탁폐액의 처리연구틀 위하여 100L/h 처리용량의 오존접촉조-활성탄탑-역삼투막-이온교환수지탑의 복합공정을 제작하고 영광 4호기에 설치하여 단위공정별 성능실험을 수행하였다. 오존에 의한 세제 제거율은 약 50％로 나타났으며, 활성탄탑을 거친후에는 거의 모든 유기물이 제거되었다. 역삼투막에 의하여 방사성핵종 제거율 설험은 원수의 부피를 1/10로 줄이는 데까지 농축도를 증가시키면서 수행하였는데, 농축도에 따라 핵종제거율이 약간 감소하는 경향은 있었으나 대체적으로 99% 정도의 제거율을 나타내었다.

• Proceedings of the Korean Radioactive Waste Society Conference
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• 2009.11a
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• pp.115-116
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• 2009

• Journal of Nuclear Fuel Cycle and Waste Technology(JNFCWT)
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• v.8 no.2
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• pp.143-150
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• 2010

Vitrification technology has been gradually recognized as one of effective solidification methods for concentrated boric acid wastes generated in PWR. Vitrification for low- and intermediate-level radioactive wastes has a large volume reduction and good durability for the final products. A feasibility study for the vitrification of concentrated boric acid wastes has been performed with developing the pre-treatment methods of powdered wastes, glass compositions using glass formulation and demonstration test. The pre-treatment method is pelletizing the powder type for stable feeding within cold crucible melter. The glass compositions should be developed considering molten glass are related with wastes reduction. High contents of sodium and boron within borate wastes give influence to waste loading. A variety of factors obtained from the demonstration test are reviewed, which is wastes feeding rate, off-gas characteristics on stack and glass characteristics of final products such as durability for implementing the wastes disposal requirement. The aim of this paper is to present the feasibility of vitrification and review the solidification method for concentrated boric acid wastes and obtain the physicochemical characteristics of solidified glass.

• Nuclear industry
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• v.15 no.1 s.143
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• pp.82-86
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• 1995