• 한국세라믹학회지
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• 제25권5호
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• pp.455-464
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• 1988

Concrete used for radwaste container should have excellent properties such as mechanical strength, water-tightness, durability, etc. In order to improve such properties of ordinary portland cement concrete, superplasticizer, steel fiber, and/or epoxy resin were added to ordinary portland cement concrete respectively. Various concrete specimens were prepared and the physical properties of each concrete specimen were tested. From the experimental results, the properties of steel fiber and epoxy resin reinforced concrete were proved to be better qualified than others for low-and intermediate-level radwaste container.

• 자원환경지질
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• 제54권2호
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• pp.285-297
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• 2021

전세계적으로 해체 대상 원자력 시설이 증가하고 있으며, 이러한 원자력 시설을 해체하게 되면 수십만 톤의 콘크리트, 토양, 금속 등의 폐기물이 발생한다. 따라서 고상 방사성 폐기물 감용 및 재활용 기술에 대한 기존 연구를 면밀히 검토할 필요가 있다. 폐콘크리트 미분말은 소성 및 분쇄와 같은 추가적인 공정을 통하여 재수화 반응이 일어나며, 시멘트 수화 반응 및 고화체 압축강도에 영향을 미치는 주요 화합물인 aluminate (C3A), C4AF, C3S, ��-C2S가 생성된다. 기존 연구를 통하여 폐콘크리트 미분말을 재생 시멘트로 재활용할 수 있음을 확인하였으나, 골재의 혼입으로 인한 고화체의 강도 저하와 같은 문제점에 대한 해결방안은 현재까지 연구되지 않았다. 이러한 문제점을 보완하기 위하여 산업부산물인 고로슬래그, 비산회를 성분 조정재로 혼합하여 재생 시멘트의 성능을 증진시키는 연구가 수행되었으며, 고화체의 압축강도가 증진되는 것을 확인하였다. 그러나, 폐토양을 재활용한 비소성 시멘트의 제조에 대한 연구는 많이 수행되지 않았다. 폐토양 내 함유된 일라이트와 제올라이트는 방사성 핵종에 대한 흡착능이 우수하며, 이를 고화재로 재활용하면 원전 해체 폐기물의 부피를 저감함과 동시에 방사성 폐기물을 안전하게 담지할 수 있는 효과를 도출할 수 있다. 이러한 이유에서 폐토양 내 점토 광물을 이용한 비소성 시멘트의 제조에 대한 연구가 필요하다. 본 연구에서는 기존에 수행된 국내외 연구를 통하여 원전 해체 폐기물인 콘크리트의 재생 시멘트로서 재활용 가능성 및 개선 방안과 더불어 폐토양 내 점토 광물을 이용한 비소성 시멘트 제조에 대한 연구 필요성에 대하여 고찰하였다.

• 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.

• 방사성폐기물학회지
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• 제16권1호
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• pp.83-91
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• 2018

우라늄 토양 및 콘크리트 폐기물의 동전기 제염 후 방사성폐기물의 시멘트 고화특성을 분석하기 위하여, 시멘트 고화 유동성 시험을 수행하고 시멘트 고화 시료를 제작하였다. 시멘트 고화시료에 대하여 압축강도, pH, 전기전도도, 방사선조사 효과 및 부피증가를 분석하였다. 방사성폐기물의 시멘트 고화의 작업 적정도는 175~190% 정도였다. 시멘트 고화시료의 방사선 조사 후 압축강도는 방사선 조사 전 압축강도 보다 약 15% 감소하였으나, 한국원자력환경공단 인수기준 ($34kgf{\cdot}cm^{-2}$)을 만족하였다. 동전기 제염 후 방사성폐기물의 시멘트 고화 시료에 대한 SEM-EDS 분석결과, 알루미늄상은 시멘트와 잘 결합한 형상을 나타낸 반면, 칼슘상은 시멘트와 분리된 형상을 나타내었다. 방사성폐기물의 시멘트 고화 부피는 시멘트에 대한 폐기물의 배합과 수분량에 따라 다르게 나타났다. 방사성폐기물의 시멘트 고화 부피(C-2.0-60)는 약 30% 증가였으며 동전기 제염 후 생성된 방사성폐기물의 영구처분은 적절하다고 판단되었다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제54권7호
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• pp.2418-2426
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• 2022

The grouping analysis is a method guided by the Korea Radioactive Waste Agency for efficient analysis of radioactive waste for disposal. In this study, experiments to verify the adequacy of grouping analysis were conducted with radioactive soil, concrete, and dry active waste in similar environments. First, analysis results of the major radionuclide concentrations in individual waste samples were reviewed to evaluate whether wastes from similar environments correspond to a single waste stream. As a result, the soil and concrete waste were identified as a single waste stream because the distribution range of radionuclide concentrations was "within a factor of 10", the range that meet the criterion of the U.S. Nuclear Regulatory Commission for a single waste stream. On the other hand, the dry active waste was judged to correspond to distinct waste streams. Second, after analyzing the composite samples prepared by grouping the individual samples, the population means of the values of "composite sample analysis results/individual sample analysis results" were estimated at a 95% confidence level. The results showed that all evaluation values for soil and concrete waste were within the set reference values (0.1-10) when five-package and ten-package grouping analyses were conducted, verifying the adequacy of the grouping analysis.

• 한국방사선학회논문지
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• 제13권1호
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• pp.73-80
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• 2019

사이클로트론 가동 시 핵반응으로 인해 중성자가 발생되며, 발생된 중성자는 콘크리트벽에 흡수되어 방사화를 일으키게 된다. 이에 본 연구에서는 콘크리트 종류에 따른 방사화 분석과 방사화 핵종이 미치는 영향에 대해 알아보고자 하였다. 실험은 몬테카를로 시뮬레이션 및 RESRAD 모델을 사용하였다. 실험 결과 콘크리트의 Fe 함유량이 높을수록 차폐율이 증가하였으며, Fe은 $^{56}Fe(n,\;2np)^{54}Mn$ 반응으로 인하여 종사자에게 미치는 영향 또한 같이 증가하였다. 하지만, 방사화로 생성된 핵종의 방사능은 매우 낮게 나타나 종사자들에게 미치는 영향은 매우 낮은 것으로 나타났다. 방사화된 콘크리트 해체 처분 시 방사능이 자체처분 한도 미만으로 일반폐기물로써 처리되어야 하며, $^{14}C$의 영향을 최소화하기 위해 매립이 아닌 도로 보수와 같은 표층에 재활용 되어야 할 것이다.

• 방사선산업학회지
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• 제17권1호
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• pp.11-17
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• 2023

Waste generated during the dismantling of nuclear power plants is not only diverse in types such as metal, concrete, soil, but also in a large amount, requiring systematic and efficient management. It is very important to quickly and accurately measure radioactive contamination of wastes generated simultaneously at the decommissioning site, classify them by level, and make decisions so that they can be disposed of in accordance with related laws and regulations. In this paper, for the technical and economic aspects of recycling of radioactive metal waste generated during the dismantling of nuclear power plants, we propose a management system that can measure the radioactive contamination by shape of metal waste at the decommissioning site and automatically classify it according to the presence or absence of contamination. Accordingly, a system for collecting information on metal samples such as weight measurement and shape acquisition of metal waste, measurement of radioactive contamination and identification of nuclides, and an automatic classification system according to radioactivity measurement results were described.

• 방사선산업학회지
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• 제17권4호
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• pp.509-518
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• 2023

The Kori Unit 1 nuclear power plant, which is planned to be dismantled after permanent shutdown, is expected to generate a large amount of various types of radioactive waste during the dismantling process. For the disposal of Very-low-level waste, which is expected to account for the largest amount of generation, the Korea Radioactive waste Agency (KORAD) is in the process of detailed design to build a 3-phase landfill disposal facility in Gyeongju. In addition, a large container is being developed to efficiently dispose of metal and concrete waste, which are mainly generated as Very low-level waste of decommissioning. In this study, based on the design characteristics of the 3-phase landfill disposal facility and the large container under development, radiation exposure dose evaluation was performed considering the normal and accident scenarios of radiation workers during operation. The direct exposure dose evaluation of workers during normal operation was performed using the MCNP computer program, and the internal and external exposure dose evaluation due to damage to the decommissioning waste package during a drop accident was performed based on the evaluation method of ICRP. For the assumed scenario, the exposure dose of worker was calculated to determine whether the exposure dose standards in the domestic nuclear safety act were satisfied. As a result of the evaluation, it was confirmed that the result was quite low, and the result that satisfied the standard limit was confirmed, and the radiational disposal suitability for the 3-phase landfill disposal facility of the large container for dismantled radioactive waste, which is currently under development, was confirmed.

• 한국방사성폐기물학회:학술대회논문집
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• 한국방사성폐기물학회 2003년도 가을 학술논문집
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• pp.48-53
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• 2003

원자력발전소로부터 발생하는 비가연성 고체폐기물의 모사시료에 대해 플라즈마 토치를 이용하여 고온용융처리 시험을 실시하였다 실험은 AP-200L 공동형 플라즈마토치를 사용하여 콘크리트, 흙과 금속이 포함되는 혼합물에 대하여 약 50시간 정도 수행되었다. 처리속도, 토치의 노즐과 용융물 표면과 간격, 토치 회전속도, 토치가스 유속 그리고 용융로의 압력 등 몇몇 실험조건을 사전에 결정하였으며, 냉각수 온도, 배가스 온도, 토치출력변화 등 기본 파라메타를 측정하였다. 유리화된 시료는 SEM/EDS로 분석하였다.

• 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.