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

• 방사성폐기물학회지
• /
• 제18권4호
• /
• pp.517-536
• /
• 2020

The radionuclide inventory in radioactive waste from nuclear power plants should be determined to secure the safety of final repositories. As an alternative to time-consuming, labor-intensive, and destructive radiochemical analysis, the indirect scaling factor (SF) method has been used to determine the concentrations of difficult-to-measure radionuclides. Despite its long history, the original SF methodology remains almost unchanged and now needs to be improved for advanced SF implementation. Intense public attention and interest have been strongly directed to the reliability of the procedures and data regarding repository safety since the first operation of the low- and intermediate-level radioactive waste disposal facility in Gyeongju, Korea. In this review, statistical methodologies for SF implementation are described and evaluated to achieve reasonable and advanced decision-making. The first part of this review begins with an overview of the current status of the scaling factor method and global experiences, including some specific statistical issues associated with SF implementation. In addition, this review aims to extend the applicability of SF to the characterization of large quantities of waste from the decommissioning of nuclear facilities.

• 방사성폐기물학회지
• /
• 제2권4호
• /
• pp.279-292
• /
• 2004

고준위폐기물 기준처분시스템의 건전성과 처분안전성의 실험적 검증에 필수적인 지하처분연구시설의 기본설계 도출을 위한 연구가 수행되었다. 먼저 지하처분연구시설의 부지에 대해 간단히 기술하고, 이 부지에 건설될 지하처분연구시설의 기본개념을 제시하고자 하였다. 제시된 기본개념을 충족시키기 위한 지하처분연구시설의 설계 요구사항을 설정하고, 이러한 기본개념과 설계요구사항을 바탕으로 지하처분연구시설의 기본설계를 수행하였다. 또 향후 지하처분연구시설에서 수행될 연구항목을 도출하였다.

• 대한환경공학회지
• /
• 제37권5호
• /
• pp.312-323
• /
• 2015

본 논문은 국내 외 사용후핵연료 및 방사성폐기물 관리 현안 분석을 바탕으로 향후 나아갈 방향을 제시한다. 원자력 발전을 앞서 이용해 온 미국 사례를 중심으로 다양한 국가들의 처분장 확보 및 실패 사례와 최근의 관리 정책 기조를 정리하였다. 아울러, 원전 해체에 따른 고선량 방사성폐기물, 핵안보 사안 그리고 핵연료 전주기 관점에서 평가한 경제성 기반 정책 수립의 필요성을 논하였다. 사용후핵연료 및 방사성폐기물 관리의 핵심 사안을 세부적으로 중간저장, 영구처분 그리고 재처리로 분류하고 기술 검토와 인허가 체제 구축 및 연구 추진 방향성에 대한 정책 제언을 담았다.

• Nuclear Engineering and Technology
• /
• 제53권9호
• /
• pp.2926-2936
• /
• 2021

Rare-earth (RE) industries generate a massive amount of radioactive residue containing high thorium concentrations. Due to the fact that thorium is considered a non-economic element, large volume of these RE processed residues are commonly disposed of without treatment. It is essential to study an appropriate treatment that could reduce the volume of waste for final disposition. To this end, this research investigates the applicability of carbon-based adsorbent in separating thorium from aqueous phase sulphate is obtained from the cracking and leaching process of solid rare-earth by-product residue. Adsorption of thorium from the aqueous phase sulphate by carbon-based electrodes was investigated through electrosorption experiments conducted at a duration of 180 minutes with a positive potential variable range of +0.2V to +0.6V (vs. Ag/AgCl). Through this research, the specific capacity obtained was equivalent to 1.0 to 5.14 mg-Th/g-Carbon. Furthermore, electrosorption of thorium ions from aqueous phase sulphate is found to be most favorable at a higher positive potential of +0.6V (vs. Ag/AgCl). This study's findings elucidate the removal of thorium from the rare-earth residue by carbon-based electrodes and simultaneously its potential to reduce disposal waste of untreated residue.

• Nuclear Engineering and Technology
• /
• 제42권1호
• /
• pp.1-8
• /
• 2010

Geological disposal is designed to provide safe containment of radioactive waste for very long times, with the containment provided by a combination of engineered and geological barriers. In the extreme long term, after many thousands of years or longer, residual amounts of long-lived radionulides such as Cl-36, but also radionuclides in the natural decay chains, may be released into the environment normally accessed and used by humans, termed here, the biosphere. It is necessary to ensure that any such releases meet radiation protection objectives through the development of a safety case, which will include assessment of radiation doses to humans. The design of such dose calculations over such long timeframes is not straightforward, because of the range of potentially relevant assumptions which could be made, concerning environmental change and changes in human behavior. These conceptual uncertainties are additional to those that more typically arise, for example, in the assessment of present day situations, but which also have to be addressed. The issue has therefore been subject to international cooperation for many years. This paper summarizes the evolution and results of that collaboration leading up to the present day, taking account of developments in international recommendations on radiation protection objectives and the more recent greater focus on preparation of site specific safety cases.

• Nuclear Engineering and Technology
• /
• 제44권1호
• /
• pp.89-102
• /
• 2012

The buffer and backfill are important components of the engineered barrier system in a high-level waste repository, which should be constructed in a hard rock formation at a depth of several hundred meters below the ground surface. The primary function of the buffer and backfill is to seal the underground excavation as a preferred flow path for radionuclide migration from the deposited high-level waste. This study investigates the hydraulic conductivity and swelling pressure of Kyungju Ca-bentonite, which is the candidate material for the buffer and backfill in the Korean reference high-level waste disposal system. The factors that influence the hydraulic conductivity and swelling pressure of the buffer and backfill are analyzed. The factors considered are the dry density, the temperature, the sand content, the salinity and the organic carbon content. The possibility of deterioration in the sealing performance of the buffer and backfill is also assessed.

• 방사성폐기물학회지
• /
• 제16권2호
• /
• pp.233-242
• /
• 2018

본 연구에서는 탄소강 심부시추공 처분용기가 가지는 고온에서의 물성 저하와 내부식성 문제 등을 해결하기 위하여, 열전도도가 우수한 SiC를 이용한 심부시추공 처분용기의 제작 가능성을 살펴보았다. 먼저 사용후핵연료 집합체 1다발을 수용할 수있는 심부시추공 처분용기를 설계하였으며, 설계된 처분용기는 내부 SiC 기밀용기와 취급 편의와 심부정치를 위한 외부 스테인리스 용기로 구성하였다. 그리고 SiC 세라믹 용기의 제작 가능성을 확인하기 위해, 1/3 규모의 소형 SiC 용기를 실제 제작하였다. 제작된 SiC 용기에서 시편을 추출하여 열전도도를 측정하였으며, KURT 지하 $70^{\circ}C$ 고온조건에서 3년간 내구성 시험도 실시하였다. 그 결과 SiC는 $100^{\circ}C$에서도 $70W{\cdot}m^{-1}{\cdot}K^{-1}$ 이상의 열전도도를 보였으며, 내구성 시험 후에도 변화가 전혀 보이지 않았다. 따라서 SiC는 높은 열전도도와 우수한 내부식성을 갖고 있어, 심부시추공 처분용기 재료로 적합하다고 보았다.

• 방사성폐기물학회지
• /
• 제9권2호
• /
• pp.99-105
• /
• 2011

중저준위 방사성폐기물 처분장의 안전성 평가를 위하여 지하 사일로와 그 주변의 굴착손상영 역 (EDZ) 및 단열암반을 고려한 지하수유동해석과 핵종이동해석의 통합모델을 개발하였다. 사일로를 다중방벽개념으로 고려하여 사일로를 구성하는 3개의 특성지역 (waste, buffer, concrete)으로 구분하여 해석하였고, EDZ는 사일로 주변과 건설운영 터널 주변의 손상영역을 고려하였다. 단열암반의 불균일성은 분리단열 (discrete fractures)로 부터 해석된 불균일한 지하수 유속계로 도출하였고, 그 결과를 핵종의 이동경로를 모사하는데 사용하였다. 현 모델은 핵종누출에 따른 사일로 배치의 최적화와 안전성의 정량화를 도출하는데 사용가능하다.

• 방사성폐기물학회지
• /
• 제2권1호
• /
• pp.77-85
• /
• 2004

원전에서 발생된 중$.$저준위 방사성 폐기물의 경우 처분장으로 이송되기 이전에 드럼에 대한 세부적인 정보 특히 핵종 재고량에 대한 평가가 수행되어야 한다. 그러나 드럼처리된 방사성폐기물의 경우 평가 대상 핵종 농도에 대한 예측이 어려운 것이 일반적이다. 따라서 이를 극복하고자 직접측정이 어려운 경우 척도인자 방법을 활용하고 있다. 국내의 경우 1996년부터 고리원전에서 척도인자 개념이 적용된 핵종분석장치를 운영해오고 있다. 그러나 고리원전에 적용된 척도인자의 경우 많은 개선의 여지가 남겨져 있다. 따라서 현재 척도인자의 향상을 위한 연구가 진행 중에 있다. 본 논문에서는 연구의 범위에 대한 개략적인 소개와 핵종 재고량 평가 방법 중 보다 신뢰할 수 있는 평가 방법을 찾고자 통계적인 척도인자 평가 방법을 비교 평가했으며 이를 통해 고리원전에 사용된 산술평균 방법을 기하평균 방법으로 바꾸는 것이 예측의 정확성을 향상시킬 수 있을 뿐만 아니라 드럼내 핵종 재고량의 과대평가를 막고 합리적인 보수성을 유지할 수 있음을 알수 있었다.