• 시스템엔지니어링학술지
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• 제17권1호
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• pp.76-84
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• 2021

Radioactive waste generated from nuclear power plant decommissioning shall be strictly managed so that radioactive materials above the allowable limit are not leaked into the environment. Radioactive wastes shall be classified and treated for management based on characteristics such as the type of waste, physicochemical properties, nuclide concentration and radioactivity. Waste characterization report shall be prepared and submitted to the disposal facility operator to ensure that the treated waste is suitable for disposal. The disposal facility operator shall review the waste Characterization report and visit the nuclear power plant decommissioning site to ensure that the wastes are processed step by step according to the plan. The waste Characterization report may be used as input data to evaluate disposal facility safety. Domestic and foreign data are collected and reviewed to confirm the entire processes from waste generation to delivery. This paper proposes the method to prepare the waste Characterization report which contains data and information on waste characteristics, treatment facilities & method and packaging method & container.

• 한국방사성폐기물학회:학술대회논문집
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• 한국방사성폐기물학회 2003년도 가을 학술논문집
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• pp.701-706
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• 2003

A study on the electrosorption of U(VI) onto porous activated carbon fibers (ACFs) was performed to treat uranium-containing lagoon sludge. Effective U(Ⅵ) removal is accomplished when a negative potential is applied to the activated carbon fiber(ACF) electrode. For a feed concentration of 100mg/L, the concentration of U(VI) in the cell effluent is reduced to less than 1mg/L. The adsorbed uranium could be deserted from the ACF by passing a 1M NaCl solution through the cell and applying a positive potential onto the electrode. The regeneration of ACF from the cycling experiments was confirmed.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제45권1호
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• pp.61-66
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• 2013

Among the radioactive wastes generated from the nuclear power plant, a radioactive nuclide such as $^{129}I$ is classified as a difficult-to-measure (DTM) nuclide, owing to its low specific activity. Therefore, the establishment of an analytical procedure, including a chemical separation for $^{129}I$ as a representative DTM, becomes essential. In this report, the adsorption and recovery rate were measured by adding $^{125}I$ as a radio-isotopic tracer ($t_{1/2}$ = 60.14 d) to the simulation sample, in order to measure the activity concentration of $^{129}I$ in a pressurized-water reactor primary coolant. The optimum condition for the maximum recovery yield of iodine on the anion exchange resins (AG1 x2, 50-100 mesh, $Cl^-$ form) was found to be at pH 7. In this report, the effect of the boron content in a pressurized-water reactor primary coolant on the separation process of $^{129}I$ was examined, as was the effect of $^3H$ on the measurement of the activity of iodine. As a result, no influence of the boron content and of the simultaneous $^3H$ presence was found with activity concentrations of $^3H$ lower than 50 Bq/mL, and with a boron concentration of less than 2,000 ${\mu}g/mL$.

• 방사성폐기물학회지
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• 제21권4호
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• pp.481-487
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• 2023

Concerning the apprehensions about naturally occurring radioactive materials (NORM) residues, the International Atomic Energy Agency (IAEA) and its member nations have acknowledged the imperative to ensure the radiation safety of NORM industries. Residues with elevated radioactivity concentrations are predominantly produced during NORM processing, in the form of scale and sludge, referred to as technically enhanced NORM (TENORM). Substantial quantities of TENORM residues have been released externally due to the dismantling of NORM processing factories. These residues become concentrated and fixed in scale inside scrap pipes. To assess the radioactivity of scales in pipes of various shapes, a Monte Carlo simulation was employed to determine dose rates corresponding to the action level in TENORM regulations for different pipe diameters and thicknesses. Onsite gamma spectrometry was conducted on a scrap iron pipe from the titanium dioxide manufacturing factory. The measured dose rate on the pipe enabled the estimation of NORM concentration in the pipe scale onsite. The derived action level in dose rate can be applied in the NORM regulation procedure for on-site judgments.

• Membrane and Water Treatment
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• 제9권5호
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• pp.327-334
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• 2018

The nano/micro composites with highly porous surface area have attracted of great interest, particularly the synthesis of porous and thin film sheets of high performance. In this paper, an easy method of cost-effective synthesis of thin film ceramic fiber membranes based on Hydroxyapatite, and activated carbon by turned into studied to be applied within the service-facilitated the transport of radioactive waste such as $^{90}Sr$, $^{137}Cs$ and $^{60}Co$) as activated product of radioisotopes from ETRR-2 research reactor and dissolved in 3M $HNO_3$, across a thin flat-sheet supported liquid membrane (TFSSLM). Radionuclides are transported from alkaline pH values. The presence of sodium salts in the aqueous media improves in $HNO_3$, the lowering of permeability because the initial $HNO_3$ concentration is improved. The study some parameters on the thin sheet ceramic supported liquid membrane. EDTA as stripping phase concentration, time of extraction and temperature were studied. The study of maximum permeability of radioisotopes for all parameters. The pertraction of a radioactive waste solution from nitrate medium were examined at the optimized conditions. Under the optimum experimental 98.6-99.9% of $^{90}Sr$, 79.65-80.3% of $^{137}Cs$ and $^{60}Co$ 45.5-55.5% in 90-110 min with were extracted in 10-30 min, respectively. The process of diffusion in liquid membranes is governed by the chemical diffusion process.

• 방사성폐기물학회지
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• 제18권2_spc호
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• pp.227-235
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• 2020

우리는 실험과 MCNP 시뮬레이션을 통해 전알파 분석법의 한계를 설명하였다. 국내에서 중·저준위 방사성폐기물 인도 규정 관련, 전알파 분석법은 방사성폐기물을 처분하기 위해 반드시 규명해야 할 방사성 특성평가 인자이다. 전알파 분석법은 시료 준비 절차가 간단하고 신속한 분석 결과를 제공하지만, 정량분석 인자로 사용하는 것은 적절하지 않다. KCl과 ²⁴¹Am을 이용하여 시편 건조고형물 무게에 따른 전알파 계측효율을 평가하였다. 동일한 무게의 시편일지라도 계측효율의 차이가 20% 나는 것을 확인하였고, 이는 시편의 물리적 형태가 서로 다르기 때문인 것으로 보인다. 토양 중 우라늄을 화학분리 한 후, ICP-MS로 우라늄을 직접 측정한 결과와 전알파 농도를 비교하였다. 전알파는 실제 우라늄 농도에 비해 50% 과소평가되었다. 알파핵종별 전알파 계측효율이 최대 3배 차이 나기 때문에, 전알파 분석결과는 개별 알파핵종의 합과 비교하기 보다는 스크리닝 개념으로 사용하는 것이 적절하다.

• 한국의학물리학회지:의학물리
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• 제25권1호
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• pp.8-14
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• 2014

의료분야에서 방사선 진료기술의 발전에 따라 방사성폐기물의 수량은 급속히 증가하고 있다. 방사성폐기물에는 주로 PET/CT에 사용하는 $^{18}F$을 비롯하여 핵의학검사에 사용하는 $^{99m}Tc$ 등과 같이 반감기가 매우 짧은 방사성동위원소가 함유되어 있다. 이를 처분하기 위하여 국제원자력기구(IAEA)는 개인선량($10{\mu}Sv/y$) 및 집단선량(1 man-Sv/y)과 핵종별 농도에 근거하여 각각 폐기물의 규제해제기준을 제시(IAEA Safety Series No 111-P-1.1, 1992 및 IAEA RS-G-1.7, 2004)하였다. 이 연구에서는 IAEA 기준에 따른 방사능농도를 측정하기 위하여, $^{18}F$, $^{99m}Tc$, $^{123}I$, $^{125}I$ 및 $^{201}TI$ 관련 방사성폐기물을 수집하고 측정용기를 준비하였다. 그리고 MCA를 이용한 감마방사능 측정, 감마계수기를 이용한 감마방사능 측정, 베타입자 방출 핵종의 방사능 측정방법 및 절차를 수립하고, 표준물질을 제작하여 교정하였다. 측정결과를 근거로 방사능 감쇠 유도식을 산출하였으며, 이를 이론식과 대비하여 고찰하였다. 이 연구 결과는 ISO 표준으로 추진할 예정이다.

• 방사성폐기물학회지
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• 제7권3호
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• pp.153-160
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• 2009

방사성 토양을 복원하기 위해 원자력시설 주변 부지의 수리지질 특성을 분석하여 국내 방사성 토양 복원에 적합한 수직형 동전기세정장치를 개발하였다. 또한, 이 수직형 동전기세정장치를 이용한 실험을 통해 원자력시설 주변 방사성토양을 복원하기 위한 최적 세정제를 선정하고 단기간에 높은 제거효율을 확보할 수 있는 최적제염조건들을 도출하였다. 초산을 세정제로 사용하였을 때 토양으로부터 코발트와 세슘의 제거효율이 가장 높으므로 동전기제염을 위한 최적 세정제로 초산을 선정하였다 동전기세정제염 시 세정제 주입량을 증가 시켰을 때 토양으로부터 코발트와 세슘의 제거효율은 평균 약 4.6% 제거효율이 증가했고 토양폐액 발생량도 동전기제염의 1.5배 인 2.4mL/g이었다. 동전기토양셀의 전압구배를 2배로 증가시켜 4 V/cm를 적용시켰을 때, 코발트와 세슘의 제거효율은 각각 98.9%와 96.7%로 평균 약 4.3% 제거효율이 증가했다. 그리고 세정제 농도를 0.01M로부터 0.05M로 증가시킨 후 제염실험 결과 코발트의 제거효율은 상승했지만 세슘의 제거효율은 감소하였다. 위 실험결과 개발한 수직형 동전기세정장치의 최적제염조건으로 제염시간은 20일 동안 초산 $0.01M{\sim}0.05M$을 세정제로 사용하여 동전기토양셀의 전압구배는 4 V/cm를 가하고, 2.4mL/g의 세정제를 주입하는 것이다.

• 핵의학기술
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• 제16권2호
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• pp.12-17
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• 2012

방사성 요오드 치료병실에서 나온 환의 및 시트는 본디 방사성폐기물로서 관련 규정에 따라 일반 쓰레기와 동일하게 처리해야 하지만 사정상 일정기간 보관하여 방사능을 감쇄시킨 후 재사용하게 된다. 통상 최소보관기간 산출에 표면오염도(Bq/$m^2$)를 기반으로 하는 반출기준을 적용하고 있다. 하지만 방사선측정기를 이용하여 단위 면적당 총방사능량을 구하는 방법은 측정방법에 따라 편차와 불확실성이 상당히 커진다. 본 연구에서는 '방사성폐기물 자체처분 등에 관한 규정'에서 제시하고 있는 핵종 농도(Bq/g)를 Dose Calibrator를 이용하여 직접 측정하여 최소보관기간을 구함으로써, 환의 및 시트의 정확한 재사용 주기를 산출하고자 한다. 한편 반출기준으로 산출한 최소보관기간과 비교하여 그 차이를 살펴보았다. 본원의 방사성 요오드 치료병실에서 2011년 7월부터 2012년 3월까지 I-131을 3.7 GBq (100 mCi) 이상을 사용하여 방사성 요오드 치료를 시행한 환자 31명이 사용한 환의와 시트의 방사선 오염도를 측정하여 최소보관기간을 산출하였다. 최소보관기간은 핵종 농도를 측정하여 '방사성폐기물 자체처분 등에 관한 규정'에 따라 100 Bq/g이 되는 시점과 표면오염도를 측정하여 반출기준에 따라 허용표면오염도의 1/10, 즉 4 kBq/$m^2$되는 시점을 붕괴식에 대입하여 산출하였다. 반출기준으로 산출한 최소보관기간은 침대/담요시트는 14.2일, 베개시트는 4.6일, 환의(상(上))은 63일, 환의(하(下))는 78일 이었으며, 자체처분 기준에 따른 최소보관기간은 베개시트는 18.1일, 환의(상(上))은 43일, 환의(하(下))는 62일로 산출되었다. 표면오염도와 핵종 농도의 상관관계를 분석해 본 결과 베개시트와 환의(상(上))는 상관관계가 높게 나타났으나, 환의(하)는 낮게 나타났다. 이는 베개시트와 환의는 방사성오염이 부분에 국한 되어 측정값이 일정한 반면, 환의(하(下))는 소변에 의한 방사성오염이 여러 부분에 산재되어 있어 방사선측정기의 측정값이 상대적으로 낮게 측정된 결과로 생각 된다. 실질적으로 방사성 오염도를 측정한 결과 반출기준과 자체처분 기준을 상당량 초과하는 방사능이 존재하는 것을 확인할 수 있었다. 환의와 시트의 최소보관기간 산출에는 핵종 농도를 기준으로 하는 자체처분 기준을 적용하는 것이 더 적합하다고 할 수 있다. 방사능에 오염된 환의 및 시트는 최소 60일 정도는 보관해야 성급한 재사용에 따른 불필요한 방사선피폭 및 오염 확산을 방지할 수 있을 것으로 생각된다.

• 한국철도학회:학술대회논문집
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• 한국철도학회 2011년도 춘계학술대회 논문집
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• pp.1306-1312
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• 2011

Underground Subway station's air pollutants are introduced from the indoor or outdoor. And Radon is a major pollutant in the subway station. Radioactive substances Radon is occuring naturally in granite tunnel wall and underground water. Especially inert gas Radon that causes lung cancer in human is anywhere but 5678 S.M.R.T. tunnels deep and pass through the granite plaque have a lot of Radon. The Radon concentration is determined by the following reasons : radon content of soil and concrete, underground water, ventilation, pressure difference, building structure, temperature, etc. So Radon concentration is hard to predict. And we can't only ventilate owing to era of high oil prices. This study focuses on our efforts for the reduction of Radon concentration. And the purpose is to provide basically datas of specially managed 15 subway station's Radon concentration.