• 한국세라믹학회:학술대회논문집
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• 한국세라믹학회 2003년도 춘계총회 및 연구발표회 초록집
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• pp.130.1-130
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• 2003

• 한국세라믹학회:학술대회논문집
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• 한국세라믹학회 2003년도 춘계총회 및 연구발표회 초록집
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• pp.52.1-52
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• 2003

• 한국세라믹학회:학술대회논문집
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• 한국세라믹학회 2003년도 추계총회 및 연구발표회 초록집
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• pp.220.1-220
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• 2003

• 한국대기환경학회:학술대회논문집
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• 한국대기환경학회 2003년도 춘계학술대회 논문집
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• pp.391-392
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• 2003

한전 원자력 환경기술원에서는 중ㆍ저준위 방사성폐기물 유리화 기술의 상용화 가능성을 입증하기 위한 유리화 실증설비를 건설하여 시험 중에 있으며 이 유리화 기술은 유도 가열식 저온로(Cold Crucible Melter, CCM)에 폐기물을 투입하는 기술로서 폐기물의 부피 축소 효과와 더불어 최종 고화물로 생성되는 폐기물의 침출율이 매우 낮은 장점을 지닌다. 이와 같은 유리화 공정은 기존의 소각처리에서와 같이 폐기물의 열적 산화과정에 의해 유해오염가스와 입자성 물질이 발생된다. 따라서 이를 처리하기 위해배기체 처리공정(Off Gas Treatment System, OGTS)을 설치하여 환경 배출기준(SO$_2$300ppm, NO$_2$ 200ppm, CO 600ppm, HCI 50ppm, 분진 100mg/Nm$^3$ 등)을 만족하도록 하였고 특히 입자성 물질은 후단 OGTS나 배관내 침적으로 인한 방사성 오염을 막기 위해 CCM 후단에서 효율적으로 제거되어야만 한다. (중략)

• 콘크리트학회논문집
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• 제25권3호
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• pp.321-329
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• 2013

방사성 폐기물 최종 매립장이 완공됨으로써 그동안 원자력 발전소 내에서 관리하고 있던 중 저준위 방사성 폐기물은 최종 처분장으로 이송하여 관리해야 한다. 주로 액상의 이온교환수지로 구성된 중 저준위 방사성 폐기물은 플라스틱 또는 강제용기 안에서 시멘트계 재료로 고화처리 되고 있다. 시멘트계 재료는 취성적이므로 이송 중 낙하, 충돌 등에 의해 붕괴될 경우, 방사성 물질이 유출될 수 있는 가능성이 있다. 안전성이 있는 이송장비를 설계하기 위해서는 현재의 고화체가 어느 정도의 강도를 발현하고 있는지를 확인할 필요가 있다. 그러나 방사성 물질을 포함하고 있는 폐기물의 강도를 직접법에 의해 측정하는 것은 위험하므로 불가능하기 때문에 동탄성계수와 같은 비파괴시험을 통해 간접적으로 강도를 파악하여야 한다. 따라서 방사성 폐기물의 압축강도와 동탄성계수의 관계를 규명할 필요가 있다. 폐기할 시점에서 이온교환수지 처리용 고화체의 압축강도는 3.44 MPa (500 psi)이다. 이론적으로 시멘트는 시간의 경과에 따라서 강도가 증진되기 때문에 폐기된 후 수년에서 수십년이 경과한 현 시점에서 고화체의 강도는 기준치를 크게 상회할 가능성이 있다. 이와 같은 배경에서 이 연구에서는 중 저준위 방사성 폐기물 처리용시멘트 고화체의 재료구성을 유지하면서 3~30 MPa 범위의 다양한 강도 수준을 갖는 시멘트 고화체를 제조하고 이를 대상으로 압축강도와 동탄성계수의 관계를 도출하고자 하였다. 실험 결과, AE제 첨가율의 변화에 의해 목표로 설정하였던 3~30 MPa 범위를 만족하는 고화체의 제조가 가능하였다. 또한 미리 기포를 제조하여 혼입하는 방법보다 AE제를 배합수에 직접 혼합하는 방법이 단위용적질량 및 강도를 보다 정확히 조절하는데 유리한 것으로 나타났다. AE제 첨가율에 의한 단위용적질량과 공기량은 첨가율이 낮은 범위에서 급격하게 변화하였으며 첨가율이 증가할수록 변화량은 감소하였다. 이온교환수치 처리용 시멘트 고화체의 동탄성계수는 4.1~10.2 GPa 범위로 나타났으며, 일반콘크리트 보다 약 20 GPa 정도 낮고 그 차이는 강도의 증가에 따라 증가하는 것으로 나타났다. 이온교환수지 처리용 시멘트 경화체에서도 압축강도와 동탄성계수는 선형적인 관계를 보이고 있다.

• 원자력산업
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• 제23권2호통권240호
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• pp.53-77
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• 2003

일본은 현재 52기의 원자력발전소가 가동중에 있으며 3기가 건설중에 있다. 또한 원자 연료 사이클에 있어 요구되는 우라늄 농축, 방사성 폐기물의 매설 처분, 고준위 유리화 고화체 폐기물의 저장 및 관리, 재처리에 따른 각종 시설이 운영 또는 건설중에 있다. 이와 같이 원자력 이용의 발전에 따라 방사성 물질의 수송은 앞으로 더욱 활성화되고, 원자연료 사이클을 착실하게 추진하기 위해서도 방사성 물질의 안전 수송 확립은 필수적이어야 한다. 본 내용은 원자 연료 물질의 수송에 대하여, 수송을 어떻게 안전하게 수행하고 있는가, 그리고 안전성 확립과 합리화를 위한 문제점은 무엇인가에 대해 소개하고 있다.

• 한국방사성폐기물학회:학술대회논문집
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• 한국방사성폐기물학회 2003년도 가을 학술논문집
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• pp.524-531
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• 2003

중$\cdot$저준위 방사성폐기물의 유리화 기술은 체적감소비, 유리고화체의 기계적 및 화학적 안전성 등으로 그 유용성이 입증되어 현재 울진 5,6호기에 상용시설의 건설이 추진되고 있다. 유리화시설은 대상폐기물의 높은 방사능 준위로 인해 방사선 안전 설계를 위해서는 차폐해석이 수반되어야 한다. 그러나 국내에서는 유리화 시설의 건설 및 운영 경험이 없으므로, 본 연구에서는 유리화 시설의 향후 상세 설계와 운영계획에 도움을 줄 수 있는 자료를 얻고자 유리화 실증시설의 구조를 따라 기존의 방사선원항을 이용하여 기기별 선량계산을 통해 방사선 차폐 해석을 수행하였다. 차폐체로서는 경제성과 열저항성이 뛰어난 콘크리트를 고려하였다.

• 방사성폐기물학회지
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• 제15권1호
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• pp.83-90
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• 2017

사용후핵연료 파이로프로세싱에서는 방사성 희토류 염화물($RECl_3$)을 함유한 LiCl-KCl 공융염폐기물이 발생되며, 핫셀시설에서 운영을 목적으로 단순한 형태의 공융염폐기물 처리공정을 개발하는 것이 필요하다. 본 연구에서는, LiCl-KCl 공융염폐기물 내 희토류 핵종 분리/고화공정의 단순화를 목적으로 $Li_2O-Al_2O_3-SiO_2-B_2O_3$계의 무기합성매질을 이용하여 LiCl-KCl 공융염 내 희토류 핵종(Nd)을 분리한 후 분리생성물을 바로 고화하는 시험을 실시하였다. 공융염 내 희토류 염화물($NdCl_3$) 대비 0.67의 무게비에 해당하는 무기합성매질의 양으로도 Nd 핵종을 98wt% 이상 분리할 수 있었고, 이 때 얻은 희토류 핵종 포집생성물은 약 50wt% 수준의 희토류 산화물 함량을 보유하고 있었으며, 이 포집생성물을 화학적 내구성이 우수한 단일상의 균질한 유리고화체로 제조할 수 있었다. 이 결과들은 LiCl-KCl 공융염폐기물 내 희토류 핵종의 분리/고화공정을 단순화하기 위한 방안수립에 활용될 수 있을 것이다.

• 방사성폐기물학회지
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• 제2권3호
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• pp.175-180
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• 2004

In order to vitrify the combustible dry active waste (DAW) generated from Korean Nuclear Power Plants, a glass formulation development based on waste composition was performed. A borosilicate glass, DG-2, was formulated to vitrify the DAW in an induction cold crucible melter (CCM). The processability, product performance, and volume reduction effect of the candidate glass were evaluated using a computer code and were measured experimentally in the laboratory and CCM. The glass viscosity and electrical conductivity as the process parameters were in the desired ranges. Start-up and maintaining glass melt of the candidate glass were favorable in the CCM. The product of the glass product such as chemical durability, phase stability, and density was satisfactory. The vitrification process using the candidate glass was also evaluated assuming that it was operated as economically as possible.

• 방사성폐기물학회지
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• 제3권1호
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• pp.57-65
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• 2005

본 연구는 사용 후 핵연료의 금속전환 공정에서 발생되는 폐용융염을 고형화하는 방법으로 GRSS(Gel-Route Slabilization/Solidifcation)개념을 이용한 전처 리법을 제안하였다. Sodium silicate와 H3p04로 구성된 물질계에서는 SiO$_2$에 의해 형성되는 반응모듈 내에서 휘발성 핵종은 열적으로 안정한 화합물로 전환된다. 얻어진 생성물은 붕규산 유리매질과의 반응을 통하여 Li는 Li$_{3}$PO$\_4$ 형태로 유지되며 Cs 및 Sr은 유리매질내에 포용될 수 있다. 또한 sodium silicate, H$_{3}$PO$_4$ 및 ZrCl$_4$로 이루어진 물질계를 이용하여 내구성이 우수한 WZP 세라믹 고화매질을 합성하였다. $700^{circ}C$이상에서 NZP구조가 형성되며, Cs가 Li보다 우선하여 NZP구조를 형성하였다. 이상의 결과로부터, GRSS를 이용한 폐용융염의 전처리는 단순한 공정과 열적 안정성을 통하여 검증된 고화매질로 고형화가 가능토록하는 유효한 접근법이라 할 수 있으며, 수화학적 안정성의 검증을 통하여 ANL의 제올라이트를 이용한 고화법에 대한 대안이 될 것으로 기대된다.