• 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.

• 한국방사성폐기물학회:학술대회논문집
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• 한국방사성폐기물학회 2005년도 추계 학술대회 논문집
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• pp.126-133
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• 2005

국내 중${\cdot}$저준위 방사성폐기물 처분을 위한 처분부지 확보 및 관련업무가 활발히 진행 중이다. 방사성폐기물 처분을 위해서는 방사성폐기물의 물리화학적, 방사학적 상태 및 건전성 등을 확보하여야 하며 폐기물 발생자는 이러한 정보를 처분사업자에게 제공해야한다. 또한 처분 안전성을 확보하기 위하여 방사성폐기물 인수기준(Waste Acceptance Criteria : WAC) 및 처분부지 특성을 고려한 세부인수기준(Site Specific Waste Acceptance Criteria : SWAC)이 필요하며 방사성폐기물을 이 기준에 적합하게 처리${\cdot}$생성${\cdot}$관리 및 인도하여야 한다. [1] 이를 위해서는 각각의 방사성폐기물에 대한 특성평가를 수행하여야 하나 원자력발전소의 경우 방사성폐기물 발생량이 많아 현실적으로 어려움이 있다. 이러한 문제점을 해결하기 위해 IAEA 및 해외 주요 국가는 방사성폐기물 인증체계(Waste Certification Program : WCP) 및 품질보증체계(Quality Assurance Program : QAP)를 개발하여 활용하고 있으며[2,3] 이를 바탕으로 국내 방사성폐기물의 안전한 처분을 위해 과기부고시 2005-18호 '중저준위 방사성폐기물 인도규정' 및 세부인수기준(시안)을 만족할 수 있는 방사성폐기물 인증프로그램을 개발하였다. 또한 방사성폐기물 인증체계 조기 도입 및 운영을 위해서 상용원전 관련 절차서 개정 및 실무자 교육을 추진 중이다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제55권10호
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• pp.3617-3627
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• 2023

This study presents a method to solidify spent ion-exchange resin (IER) in a metakaolin-based geopolymer and shows results of mechanical strength, immersion, leaching, irradiation, and thermal cycling tests for waste acceptance criteria (WAC) to repository. The geopolymer waste form with 20 wt% of simulated spent IER met the WAC in South Korea (ROK), and the leaching tests of various sized-waste forms up to 15.0 × 30.0 cm and waste loadings up to 20 wt% for 1-5 d and 1-90 d achieved a leachability index, L_i > 6. In a leaching test for 5 d, the cumulative fraction leached (CFL) for Cs, which leached the most, was linearly correlated with the square root of leaching time for all waste forms, and L_i increased as the size of the waste form increased. The CFL was also correlated with elapsed time in the 90 d leaching test. The correlations among CFL, time, and volume-to-surface area ratio of waste forms used to estimate the L_i of Cs of a 200-L sized geopolymer with 15 wt% IER showed the L_i values as 14.73 (5 d) and 17.71 (90 d), respectively, indicating that the large-sized geopolymer waste form met the WAC.

• 방사성폐기물학회지
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• 제18권1호
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• pp.91-102
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• 2020

국내 3단계 매립형 처분시설은 2018년도 한국원자력환경공단의 중·저준위 방폐물관리시행계획에 의하면 주로 원전 해체 현장에서 발생하는 극저준위방폐물을 수용하기 위해 2019년 4월부터 2026년 2월까지 총 104,000드럼(2개 트렌치)을 수용하기 위해 건설이 계획 중이다(총 2,246억원 투입). 이후 총 5개 트렌치에 260,000드럼이 총 34,076 ㎡의 면적에 단계적으로 수용되며 따라서 현재 한국원자력환경공단은 관련 인수기준을 마련 중에 있다. 극저준위방폐물 처분시설 인수기준의 경우 프랑스, 스페인 등이 전용 처분시설을 운영하면서 자국의 인수기준을 합리적으로 잘 준용하고 있으나 본 논문에서는 해체방폐물의 처분에 가장 경험이 많은 미국의 처분시설을 고려하여 국내 매립형 처분시설에 우선적으로 반영되어야 할 사항이 있는지 분석하였고 이를 통하여 경주내 3단계 매립형 처분시설의 인수기준 마련에 도움이 되고자 하였다.

• 한국방사성폐기물학회:학술대회논문집
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• 한국방사성폐기물학회 2003년도 가을 학술논문집
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• pp.256-260
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• 2003

본 논문은 처분시설에 인도될 폐기물이 처분시설의 폐기물인수기준(Site specific Waste Acceptance Criteria)에 적합한 특성을 갖고 있음을 입증하기 위해 폐기물발생자들이 이용하고 있는 방법과 처분시설운영자가 처분대상 폐기물의 처분적합성을 검증하기 위한 방법을 제안함으로써 처분을 고려한 폐기물 처리를 유도하고 궁극적으로 처분시설의 안전성을 확보하기 위함이다. 폐기물의 처분안전성을 위해서 폐기물 발생자는 발생된 폐기물을 처분자의 폐기물인수기준에 맞게 감용, 처리, 포장하여야 하며, 처분자는 체계적인 검사절차에 따라 인수기준의 충족여부를 확인하여야 한다. 폐기물에 대한 폐기물인수기준 충족여부 확인을 위하여 현재 처분시설을 운영하고 있는 국가에서는 폐기물인증프로그램(Waste package qualify Certification Program)을 도입하여 폐기물에 대한 처분수용여부를 확인하고 있다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제54권9호
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• pp.3235-3241
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• 2022

The Korea Atomic Energy Research Institute (KAERI) is planning the construction of the KIJANG Research Reactor (KJRR) for stable supply of ⁹⁹Mo. The Fission ⁹⁹Mo Production Process (FMPP) of KJRR produces solid waste such as spent uranium cake and alumina cake, and liquid waste in the form of intermediate level liquid waste (ILLW) and low level liquid waste (LLLW). This study thus established the operating range and optimum operating conditions for the cementation of ILLW from FMPP. It also evaluated whether cement waste form samples produced under optimum operational conditions satisfy the waste acceptance criteria (WAC) of a disposal facility in Korea (Korea radioactive waste agency, KORAD). Considering economic feasibility and safety, optimum operational conditions were achieved at a w/c ratio of 0.55, and the corresponding salt content was 5.71 wt%. The cement waste form samples prepared under optimum operational conditions were found to satisfy KORAD's WAC when tested for structural stability and leachability. The results indicate that the proposed cementation conditions for the disposal of ILLW from FMMP can be effectively applied to KJRR's disposal facility.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제53권7호
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• pp.2261-2267
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• 2021

This paper evaluates the efficacy of magnesium potassium phosphate cements (MKPCs) as waste forms for the solidification of radioactive concrete powder wastes produced by the decommissioning of nuclear power plants. MKPC specimens that contained up to 50 wt% of simulated concrete powder wastes (SCPWs) were evaluated. We measured the porosity and compressive strength of the MKPC specimens, observing them using scanning electron microscopy and X-ray diffraction. The addition of SCPWs reduced the porosity and increased the compressive strength of the MKPC specimens. Struvite-K crystals were well-synthesized, and no additional crystal phase was formed. After thermal cycling and after immersion, MKPC specimens with 50 wt% SCPWs satisfied the waste-acceptance criteria (WAC) for compressive strength. Semi-dynamic leaching tests were performed using the ANS 16.1 method; the leachability indices of Cs, Co, and Sr were 11.45, 17.63, and 15.66, respectively, which also satisfy the WAC. Thus, MKPCs can provide stable matrices to immobilize radioactive concrete wastes generated by the decommissioning of nuclear power plants.

• 방사성폐기물학회지
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• 제16권1호
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• pp.65-82
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• 2018

With the significant increase in spent ion-exchange resin generation, to meet the requirements of Waste Acceptance Criteria (WAC) of the Wolsong disposal facility in Korea, blending is considered as a method for enhancing disposal options for intermediate level waste from nuclear reactors. A mass balance formula approach was used to enable blending process with an appropriate mixing ratio. As a result, it is estimated around 44.3% of high activity spent resins can be blended with the overall volume of low activity spent resins at a 1:7.18 conservative blending ratio. In contrast, the reduction of high activity spent resins is considered a positive solution in reducing the amount of spent resins stored. In an economic study, the blending process has been proven to lower the disposal cost by 10% compared to current APR1400 treatment. Prior to commencing use of this blending method in Korea, coordinated discussion, and safety and health assessment should be undertaken to investigate the feasibility of fitting this blending method to national policy as a means of waste predisposal processing and management in the future.

• 방사성폐기물학회지
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• 제4권2호
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• pp.187-195
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• 2006

최근에 개정된 중 저준위 방사성폐기물 인도규정에서는 폐기물시설운영자는 처분 전 방사성폐기물이 인도규정에 적합함을 보장하기 위한 계획을 수립하여 운영할 것을 요구하고 있다. 앞으로 건설될 방사성폐기물 처분시설에서 방사성폐기물 인수 시에 충족되어야할 방사성폐기물인수기준이 수립될 것이며, 이 인수기준에는 물리화학적 및 방사선학적 특성규명, 물리화학적인 제한사항, 금지품목, 포장, 인식표, 라벨, 문서요건 등을 규정할 것으로 예상된다. 이들 규정을 준수하기 위하여 방사성폐기물 발생자는 방사성폐기물이 폐기물 인수기준에 만족하는지를 확인하는 폐기물 인증프로그램을 수행하여 방사성폐기물이 그 기준에 만족하는지 확인하여야 하며, 방사성폐기물에 대한 모든 인증서류를 폐기물 처분시설에 제출할 책임이 있다. 본 방사성폐기물 인증프로그램계획은 한국원자력연구소에서 발생되는 방사성폐기물의 인증프로그램에 대한 예비프로그램으로서 개발된 것이며 앞으로 처분장의 인수요건이 구체적으로 확립될 때까지 수정 보완되어야 한다.

• 시스템엔지니어링학술지
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• 제17권1호
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• pp.65-75
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• 2021

When the decommissioning of South Korea nuclear power plants is promoted in earnest with the permanent shutdown of Kori Unit 1 in 2017, a large amount of various types of radioactive waste will be generated. For minimal generation and safe management of decommissioning waste, the waste should be made by appropriate classification of the dismantling waste characteristics in accordance with physical, chemical and radiological characteristics to meet the acceptance criteria of disposal facilities. Replacing the preliminary inspection at the site for the compliance of the waste acceptance criteria (WAC) of medium and low-level radioactive waste with the generator's own radioactive waste certification program (WCP), from the perspective of disposal, the optimization of waste management at the national level contributes to the efficient availability of disposal, such as the processing of non-conforming radioactive wastes at the site. To this end, it is important to evaluate radioactivity in each system and area such as nuclear reactors before decommissioning is carried out in earnest, and the prior removal of harmful wastes is important. From waste collection to waste disposal, decommissioning waste should be managed at each stage in consideration of the acceptance criteria of disposal facilities to minimize the generation of non-conforming waste.