• 방사성폐기물학회지
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• 제14권2호
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• pp.157-168
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• 2016

방사성폐기물용기의 설계는 용도 (운반, 저장, 처분)의 안전요건에 부합돼야 할 뿐 아니라 경제성과 기술적 기준도 만족해야 한다. 이러한 기준은 장차 원전해체로부터 발생할 다량의 저준위/극저준위 해체폐기물의 관리에도 해당된다. 해체폐기물의 특성은 원전운영에서 발생하는 방사성폐기물과는 매우 다르므로 적합한 용기의 개발이 요구된다. 이 논문은 다목적용도의 표준용기 개발을 제시한다. 이 개념은 경주처분장과 같은 국가 인프라를 고려한 원전해체폐기물의 관리를 최적화하기 위한 용기이다. 이 연구는 일련의 시제품을 설계 또는 제작한 것이다 : 극저준위용 소프트백, 저준위용 금속용기 (해상운반용 표준 IP2 용기 및 도로운반용 ISO 용기), 이들 용기 설계의 안전성 분석을 위한 시뮬레이션 및 시험결과는 규제요건에 잘 부합되는 것으로 나타났다. 콘크리트 용기의 후속개발은 2016년에 수행예정이다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제55권1호
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• pp.52-62
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• 2023

Various decontamination technologies have been developed for removing contaminated areas in industries. Although it is important to consider parameters such as safety, cost, and time when selecting the decontamination technology, till date their comparative study is missing. Furthermore, different decontamination technologies influence the decontamination effects in different ways. Therefore, this study compares different decontamination techniques for the steam generator using a multicriteria decision-making method. A steam generator is a large device comprising both low- and very low-level waste (LLW, VLLW) and reflects the difference in weights of the standards according to the classification of the waste. For LLW and VLLW decontaminations, chemical oxidizing reduction decontamination (CORD) and decontamination grit blasting were used as the preferred techniques, respectively, considering the purpose of decontamination differs based on the initial state of waste. An expert survey revealed that safety in LLW and waste minimization in VLLW exhibited high preference. This evaluation method can be applied not only to the comparison between each process, but also to the creation of process scenarios. Therefore, determining the decontamination approach using logical decision-making methods may improve the safety and economic feasibility of each step in the decommissioning process and ensure a public acceptance.

• 방사성폐기물학회지
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• 제17권4호
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• pp.437-445
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• 2019

고리1호기의 영구정지 이후 해체공정에 대해 관심이 집중되고 있다. 방사선관리구역 내부 방사화구조물의 해체는 2026년 이후 본격적으로 진행될 예정이다. 원자로와 내부구조물은 원자력발전소의 구조물 중 가장 높은 수준의 방사능을 갖고 있으며 1차측의 대표적인 중량물로, 절단해체 과정에서 방사선학적 측면과 산업안전 측면에서 주의가 요구된다. 효율적인 해체 폐기물 관리를 달성하기 위해 원자로와 내부구조물의 절단해체공정에 대한 연구가 수행되었다. 방사화 평가결과 내부구조물의 노심 측면부와 상/하부의 일부는 중준위 폐기물로 평가되었고 이외의 구성품은 저준위로 평가되었다. 상대적으로 방사화가 많이 되고 복잡한 형상을 갖는 내부구조물의 경우 작업자의 피폭을 저감하기 위해 수중에서 다양한 절단방법을 통해 원격절단하는 방안이 제안되었고, 절단물은 약 19개의 극저준위/저준위 포장용기와 9개의 중준위 포장용기에 적재될 것으로 예상되었다. 방사화 평가결과 원자로의 노심 측면부는 저준위 폐기물로 평가되었고 이외의 부분은 극저준위 또는 자체처분수준의 폐기물로 확인되었다. 상대적으로 방사화가 적게 된 원자로의 경우 열적절단 방법을 사용해 현재위치에서 인양하며 공기중에서 원격절단하는 방안이 제안되었고, 절단물은 약 42개의 극저준위/저준위 포장용기에 적재될 것으로 예상되었다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제55권7호
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• pp.2489-2497
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• 2023

Co and Eu impurities in the SSCs are nuclides that dominantly influence the neutron-induced radioactive inventory in metal and concrete radwastes (radioactive wastes) during NPP decommission. The impurity concentrations provided by NUREG/CR-3474 were used for the practical range of Co and Eu impurity concentrations to be applied to the code calculations. Metal structures near the core were evaluated to be ILW (intermediate-level waste) for the whole range of Co impurity concentration, so the boundary line between ILW and LLW (low-level waste) has no change for the whole concentration range provided by NUREG/CR-3474. Also, the boundary line between VLLW (very low-level waste) and CW (clearance waste) in the concrete shield could alter a little depending on the Eu impurity concentration within the range provided by NUREG/CR-3474. From this work, it is found that the concentration of material impurities of SSCs gives no critical impact on determining radwaste levels.

• Journal of Radiation Protection and Research
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• 제45권4호
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• pp.178-186
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• 2020

Background: Reactor pressure vessel (RV) with internals (RVI) are activated structures by neutron irradiation and volume contaminated wastes. Thus, to develop safe and optimized disposal plan for them at a disposal site, it is important to perform exact activation calculation and evaluate the dose rate on the surface of casks which contain cut-off pieces. Materials and Methods: RV and RVI are subjected to neutron activation calculation via Monte Carlo methodology with MCNP6 and ORIGEN-S program-neutron flux, isotopic specific activity, and gamma spectrum calculation on each component of RV and RVI, and dose rate evaluation with MCNP6. Results and Discussion: Through neutron activation analysis, dose rate is evaluated for the casks containing cut-off pieces produced from decommissioned RV and RVI. For RV cut-off ones, the highest value of dose rate on the surface of cask is 6.97 × 10-1 mSv/hr and 2 m from it is 3.03 × 10-2 mSv/hr. For RVI cut-off ones, on the surface of it is 0.166 × 10-1 mSv/hr and 2 m from it is 1.04 × 10-1 mSv/hr. Dose rates for various RV and RVI cut-off pieces distributed lower than the limit except the one of 2 m from the cask surface of RVI. It needs to adjust contents in cask which carries highly radioactive components in order to decrease thickness of cask. Conclusion: Two types of casks are considered in this paper: box type for very-low-level waste (VLLW) as well as low-level waste (LLW) and cylinder type for intermediate-level waste (ILW). The results will contribute to the development of optimal loading plans for RV and RVI cut-off pieces during the decommissioning of nuclear power plant that can be used to prepare radioactive waste disposal plans for the different types of wastes-ILW, LLW, and VLLW.

• 방사성폐기물학회지
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• 제15권2호
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• pp.181-189
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• 2017

방사성금속폐기물의 관리 옵션들을 안전성, 경제성, 작업자 피폭, 부피 감용 등의 선별 기준을 적용하여 비교 평가하였다. 원전 해체로부터 발생하는 금속폐기물의 관리 옵션에는 무구속 방출, 제한적 재사용, 그리고 직접 처분이 있다. 고려된 각각의 옵션들은 금속폐기물의 절단과 용융에 의한 부피감용을 수반한다. AHP기법을 적용하여 각 옵션들의 순위를 부여하였다. 방사성금속폐기물을 용융하여 금속 잉곳을 제조한 후 제한적 재이용 또는 무구속 방출하는 방안이 가장 효율적인 옵션으로 도출되었다.