• 방사성폐기물학회지
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• 제6권4호
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• pp.347-356
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• 2008

처분시설 성능을 유지하고 안전성을 확보하기 위해서는 방사성폐기물의 처분 적합성 여부를 확인하기 위한 폐기물 인수기준이 필요하다. 국내 처분장 조건에 맞는 인수기준을 개발하기 위해 경주 처분부지와 유사한 해외 처분장 인수기준과 국내에서 발생되는 방사성폐기물 특성을 분석하여 심층 검토하였다. 방사성폐기물 인수기준은 국내 전문연구기관인 한국원자력 연구원과의 기술용역을 통하여 개발되었으며 국내 폐기물 발생기관별 폐기물특성, 발생자의견 등 국내여건을 반영하여 기준이 설정되었다. 또한 설정된 기준은 학계, 연구계, 산업계로 구성된 기술자문협의체를 통해 협의되고 검증되었다. 폐기물인수기준은 국내에서 발생되는 폐기물을 가능한 수용할 수 있도록 폐기물발생기관의 의견을 수용하고 방사성폐기물 처분시설의 안전성을 확보할 수 있는 수준에서 개발되었다. 그러나 개발된 폐기물인수기준은 현재 각 발생기관에서 발생된 폐기물 전량을 처분할 수 있는 기준이 아니므로 본 폐기물인수기준에 부적합한 폐기물은 각 발생기관에서 별도의 처리방안을 강구하여 처분의뢰될 것으로 예상된다. 앞으로 방사성폐기물 처분시설의 인수기준은 장기 안전성이 보장되도록 핵종별 처분농도 제한치 등 관련기준은 지속적으로 보완해 나갈 계획이다.

• 방사선산업학회지
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• 제9권4호
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• pp.209-216
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• 2015

It has been about 5 years since the Fukushima nuclear power plant accident, which contaminated large area with radioactive materials. It is necessary to assess radiation dose to establish evacuation areas and to set decontamination goal for the large contaminated area. In this study, we assessed temporal trend of radiation dose to the public living in the large area contaminated with radioactive materials after the Fukushima nuclear power plant accident. The dose assessment was performed based on Chernobyl model and RESRAD model for two evacuation lift areas, Kawauchi and Naraha. It was reported that deposition densities in the areas were $4.3{\sim}96kBq\;m^{-2}$ for $^{134}Cs$, $1.4{\sim}300kBq\;m^{-2}$ for $^{137}Cs$, respectively. Radiation dose to the residents depended on radioactive cesium concentrations in the soil, ranging $0.11{\sim}2.4mSv\;y^{-1}$ at Kawauchi area and $0.69{\sim}1.1mSv\;y^{-1}$ at Naraha area in July 2014. The difference was less than 5% in radiation doses estimated by two different models. Radiation dose decreased with calendar time and the decreasing slope varied depending on dose assessment models. Based on the Chernobyl dosimetry model, radiation doses decreased with calendar time to about 65% level of the radiation dose in 2014 after 1 year, 11% level after 10 years, and 5.6% level after 30 years. RESRAD dosimetry model more slowly decreased radiation dose with time to about 85% level after 1 year, 40% level after 10 years, and 15% level after 30 years. The decrease of radiation dose can be mainly attributed into radioactive decays and environmental transport of the radioactive cesium. Only environmental transports of radioactive cesium without consideration of radioactive decays decreased radiation dose additionally 43% after 1 year, 72% after 3 years, 80% after 10 years, and 83% after 30 years. Radiation doses estimated with cesium concentration in the soil based on Chernobyl dosimetry model were compared with directly measured radiation doses. The estimated doses well agreed with the measurement data. This study results can be applied to radiation dose assessments at the contaminated area for radiation safety assurance or emergency preparedness.

• 한국방사성폐기물학회:학술대회논문집
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• 한국방사성폐기물학회 2004년도 학술논문집
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• pp.105-114
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• 2004

This study investigated the thermal behavior of the nuclear graphite waste generated from the decommissioning of the Korean nuclear research reactor, The first part study investigated the decomposition rate of the nuclear graphite waste up to $1000^{\circ}C$ under various oxygen partial pressures using a thermo-gravimetric analyzer (TGA). Tested graphite waste sample not easily destroyed in the oxygen-deficient condition. However, the gas-solid oxidation reaction was found to be very effective in the presence of oxygen. No significant amount of the product of incomplete combustion was formed even in the limited oxygen concentration of 4% $O_2$. The influence of temperature and oxygen partial pressure was evaluated by the theoretical model analysis of the thermo-gravimetric data. The activation energy and the reaction order of graphite oxidation were evaluated as 128 kJ/mole and 1.1, respectively. The second part of this study investigated the behavior of radioactive elements under graphite oxidation atmosphere using thermodynamic equilibrium model. $^{22}Na$, $^{134}Cs$ and $^{137}Cs$ were found be the semi-volatile elements. Since volatile uranium species can be formulated at high temperatures above $1050^{\circ}C$, the temperature of incinerator furnace should be minimized. Other corrosion/activation products, fission products and uranium were found to be the non-volatile species.

• 방사성폐기물학회지
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• 제14권1호
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• pp.57-61
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• 2016

The Tomographic Gamma Scan (TGS) technique partitions radioactive waste drums into $10{\times}10{\times}16$ voxels and assays both the density and concentration of radioactivity for each voxel thus providing for improved accuracy, when compared to the traditional Non-Destructive Assay(NDA) techniques. It could decrease the degree of precision measurement since there is a trade-off between spatial resolution and precision. This latter drawback is compensated by expanding the Region of Interest (ROI) that differentiates the full energy peaks, which, in turn, results in an optimized degree of precision. The enlarged ROI, however, increases the probability of interference among those nuclides that emit energies in the adjacent spectrum. This study has identified the cause of such interference for the reference nuclide of the TGS technique, $^{137}Cs$ (661.66 keV, half-life 30.5 years), to be $^{110m}Ag$ (657.75 keV, half-life 249.76 days). A new calibration method of determining the optimized ROI was developed, and its effectiveness in accurately characterizing $^{137}Cs$ and eliminating the interference was further ascertained.

• 한국방사성폐기물학회:학술대회논문집
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• 한국방사성폐기물학회 2005년도 춘계 학술대회
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• pp.151-157
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• 2005

한국원자력연구소에서는 토양폐기물의 규제해제를 통한 처리를 위하여 토양의 핵종 및 방사능분석에 대한 절차를 개발하고 있다. 토양의 규제해제를 위한 기반작업으로 대표성 있는 시료를 추출하기 위하여 균질화, 평균화를 거쳐 임의추출(random sample)하는 시료추출의 방법론을 결정하였다. 통계학적인 관점에서의 대표성은 시료추출의 방법론 뿐 만 아니라 시료의 크기를 얼마로 할 것인가에 대한 설계가 선행 되어야 한다. 본 연구에서는 토양폐기물에서 시료를 채취하는 절차에 따라 예비시료를 추출한 후 핵종 및 방사능평가 작업을 수행한 결과를 사용하여 신뢰구간과 오차 한계에 따른 시료의 개수를 산정하였다.

• 한국방사성폐기물학회:학술대회논문집
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• 한국방사성폐기물학회 2003년도 가을 학술논문집
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• pp.696-700
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• 2003

$H_2SO_4$과 Citric acid 은 다른 화학물질보다 토양으로부터 $^{137}Cs$의 추출효율이 높았다. 오래 저장된 방사능오염 토양으로부터 $^{137}Cs$ 제거효율을 높이기 위해 동전기방법에 의한 토양복원 실험 시 $H_2SO_4$과 citric acid를 첨가제로 사용했다. 실험 컬럼으로부터 방출된 방출수의 평균속도는 $2.0{\times}10^{-2}$cm/min이고, 10일 동안 방출된 토양폐액의 부피는 3.6 Pore Volume이다. 10일간 컬럼 내의 $^{137}Cs$의 제거효율이 54%이었다. 한편, 개발된 모델에 의해 계산된 잔류농도 예측 값은 실험으로부터 구한 결과와 거의 일치했다.

• 방사성폐기물학회지
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• 제14권2호
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• pp.101-112
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• 2016

본 연구는 고방사성해수폐액 (HSW)으로부터 Barium (Ba)이 함침된 4A 제올라이트 (BaA)에 의한 고방사성핵종 중에 하나인 Sr의 흡착 제거를 수행하였다. BaA에 의한 Sr의 흡착 (BaA-Sr)은 Ba의 함침농도 20.2wt% 이상에서 Ba의 함침농도가 증가할수록 감소하며 Ba 함침농도는 20.2wt% 정도가 적당하였다. 그리고 BaA-Sr 흡착은 BaA 내 4A에 의한 Sr 흡착 (4A-Sr)에 $BaSO_4$ 침전에 따른 Sr 공침이 첨가되어, Sr의 농도가 0.2 mg/L 이하 (HSW 내 실제 Sr 농도 수준)에서 BaA는 m/V (흡착제량/용액 부피)=5 g/L, 4A는 m/V >20 g/L에서 99% 이상의 Sr 제거가 가능하였다. 이는 흡착제 단위 g 당 Sr의 처리용량 및 2차 고체폐기물 (폐흡착제 등) 발생량 저감화 차원에서 BaA-Sr 흡착이 4A-Sr 흡착보다 우수함을 나타낸다. 또한 BaA-Sr 흡착이 증류수보다 해수폐액에서 Sr의 제거능이 우수하여 HSW로부터 직접 Sr을 제거하는 데 효과적일 것으로 보인다. 반면에 BaA에 의한 Cs의 흡착 (BaA-Cs)은 주로 BaA 내 4A에 의해서 이루어지고 있어 함침 Ba의 영향은 거의 없는 것 같다. 한편 BaA-Sr 흡착속도는 유사 2차 속도식으로 표현할 수 있으며, Sr의 초기농도 및 V/m 비 증가에 따라서 속도상수 ($k_2$)는 감소하지만 평형흡착량 ($q_e$)은 증가하고 있다. 그러나 용액의 온도증가에 따라서는 반대로 $k_2$는 증가하지만 $q_e$는 감소하고 있다. BaA-Sr 흡착 활성화에너지는 약 38 kJ/mol 로 강력한 결합 형태를 이룬 화학흡착은 아니더라도 물리적 흡착보다 화학적 흡착이 지배적일 것으로 보인다.

• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 1998년도 춘계학술발표회논문집(2)
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• pp.441-446
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• 1998

As for safety assessment of a radioactive waste disposal facility, radiation dose to inadvertent intruders is evaluated according to scenarios related to intruder's postulated activities at the disposal site after the end of Institutional Control Period(ICP). Simple trench and Below Ground Vault(BGV) are considered for this study as alternative disposal systems, and different scenarios are applied to each disposal type. The results show that 300 years of ICP is needed for simple trench and 100 years for BGV. Even for BGV, concentration of long-lived radioactive nuclides should be limited considering degradation of BGV after 300 years.

• 한국방사성폐기물학회:학술대회논문집
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• 한국방사성폐기물학회 2005년도 Proceedings of The 6th korea-china joint workshop on nuclear waste management
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• pp.245-252
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• 2005

An underground research facility (KURF) is under construction at KAERI for the in situ studies related to the validation of a HLW disposal system. For the safe construction and long-term researches at KURF, mechanical stability of the facility should be evaluated. In this study, 3D mechanical stability analysis using the rock mass properties determined from various in situ as well as laboratory tests was carried out. From the analysis, it was possible to predict the rock deformation, stress concentration, and plastic zone developed before and after the excavation. A test blasting was performed to characterize the site dependent dynamic response, which can be used for the prediction of the blasting impact on the facilities in KAERI.

• 한국방사성폐기물학회:학술대회논문집
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• 한국방사성폐기물학회 2005년도 Proceedings of The 6th korea-china joint workshop on nuclear waste management
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• pp.119-125
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• 2005

A method of predicting the tritium concentration in the air leaving an atmospheric detritiation dryer was modeled for designing a fixed bed dryer and preparing an advanced dryer control. In order to quantify the bed utilization and the dynamic capacity against an inlet humidity and a flow rate, a series of quantitative tests based on the break-through behavior were carried out in an isothermal fixed bed of synthetic zeolites such type as molecular sieve 4A, 5A, 13X and mordenite. The amount of water vapor breaking during the adsorption was estimated to give a breakthrough capacity at the various inlet flow rates and humidity conditions. The molecular sieve 13X exhibited a better adsorption performance at a given bed height.