• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1996.05c
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• pp.485-490
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• 1996

가연성 폐기물의 소각후 발생되는 소각재는 처분 안전성을 높이기 위해 고화/안정화되어야한다. 본 연구에서는 유해폐기물 소각재를 대상으로 기본유리 구성물질을 첨가하여 고온용융에 의한 유리고화체를 제조하고 특성을 분석하여 유해 및 방사성 폐기물 소각재의 유리고화처리 가능성을 알아보았다. 실험결과 소각재를 유리고화할 경우 시멘트류의 저온 고화매질에 의한 처리방법에 비해 내용출특성 및 감용률이 상당히 향상되었으며 안정된 유리고화체가 형성되었음을 확인 할 수 있었다.

• Proceedings of the Korean Institute of Building Construction Conference
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• 2021.05a
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• pp.191-192
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• 2021

For the stable management of radioactive waste, it is necessary to secure a solidification treatment technology capable of immobilizing hazardous radioactive elements in a solid matrix. In this study, the feasibility of using recycled cement recovered from waste concrete as a solidifying material for radioactive waste was analyzed.

• Proceedings of the Korean Radioactive Waste Society Conference
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• 2008.11a
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• pp.107-108
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• 2008

• Proceedings of the Korean Radioactive Waste Society Conference
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• 2016.05a
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• pp.373-374
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• 2016

• Proceedings of the Korean Radioactive Waste Society Conference
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• 2012.10a
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• pp.251-252
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• 2012

• Proceedings of the Korean Radioactive Waste Society Conference
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• 2012.05a
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• pp.211-212
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• 2012

• Proceedings of the Korean Radioactive Waste Society Conference
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• 2011.10a
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• pp.381-382
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• 2011

• Proceedings of the Korean Radioactive Waste Society Conference
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• 2003.11a
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• pp.186-190
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• 2003

유리고화체의 내구성과 조성에 관한 이 연구의 목적은 구조적 모델, 비가교 산소 모델(NBO) 및 간단한 경험적 모델(Valence-oxygen)과 함에 침출실험결과들을 비교하는 것이다. 조성에 기초한 모델들 사이의 연관성들은 이와 같은 모델들이 지질학적 유리와 제조된 유리의 관련성에 대해 유리고화체의 내구성을 설명할 수 있다는 것을 나타낸다 이러한 관계는 유리고화체의 장기간 내구성을 결정하는데 도움을 줄 수 있으며, 모델을 통한 유리고화체의 조성에 의한 실험결과에의 영향성을 검토하였다 9$0^{\circ}C$에서 7일간 수행된 PCT 침출시험을 대상으로 모델들을 비교하였으며 Ash Loading wt%가 증가할수록 망목형성이온이 증가하기 때문에 침출농도 및 침출분율이 감소하는 것을 확인 할 수 있었으며, VO model의 변수 값이 증가할수록 주요 유리매질의 침출분율은 완만한 기울기를 가지며 감소하다. 금속류의 침출분율은 VO model의 변수 값이 감소함에 따라 대체적으로 증가함을 확인 할 수 있었다.

• Proceedings of the Korean Radioactive Waste Society Conference
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• 2016.05a
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• pp.225-226
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• 2016

• Journal of the Korea Institute of Building Construction
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• v.17 no.3
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• pp.269-277
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• 2017

In this work, as a preliminary experimental works, which focuses on utilizing separated pastes from activated (or radioactive) concrete as solidifying agents for radioactive waste immobilization, were performed. It was found that density of hydrated cement paste, which was lower than that of ordinary portland cement, increased as temperature for heat treatment increased. Highest compressive strength was observed with the specimens that was heat treated at $600^{\circ}C$. However, heat treatment over $700^{\circ}C$ showed higher CaO content that caused higher heat of hydration after in contact with water, lows of workability, and lower strength. Based on experimental results, it is suggested that $600^{\circ}C$ heat treatment is more appropriate for waste cement paste to be used as a solidifying agent.