Park, Jin-Beak;Lee, Sun-Joung;Kim, Suk-Hoon;Kim, Ju-Youl
Journal of Nuclear Fuel Cycle and Waste Technology(JNFCWT)
/
v.8
no.3
/
pp.229-238
/
2010
In order to acquire a realistic forecast for the lifetime and post-closure period of the LILW (Low- and Intermediate-Level Radioactive Waste) repository and to establish the overall management plan associated gas issues. it is essential to carry out the long-term experimental research in a similar condition to actual disposal environment. Regarding this, as a part of the following-up actions on a construction and operation license for the first stage of the LILW repository at Gyeongju city, a large-scale in-situ experiment is being planned. For securing basic data on the experiment, the experimental researches related to gas generation previously performed in foreign countries are reviewed in detail. Consequently, it is judged that data on the gas generation experiment in Finland could be practically applied as the benchmark for our large-scale in-situ experiment because the same disposal concept as the Korean repository is adopted and the experiment is performed in a scale large enough to allow the use of regular waste packages.
Kwon, Na Hye;Jang, Young Jae;Kim, Dong Wook;Shin, Dong Oh;Kim, Kum Bae;Kim, Jin Sung;Choi, Sang Hyoun
Progress in Medical Physics
/
v.31
no.4
/
pp.194-204
/
2020
This study investigated and analyzed the Korean and international status of radioactive waste management for medical linear accelerators (linacs) and proceed prior research to suggest radiation safety regulations and guidelines for the safe use of radiation. We analyzed the number of linacs installed in the radiation oncology departments of 103 institutions. In addition, we analyzed the procedures and standards for disposal in Korea and foreign countries. For foreign countries, we analyzed the status based on reports from the United States, Japan, Europe, and Canada. A total of 182 linacs are installed in Korea and 95% of them use more than 10 MV of energy. In Korea, standards for managing radioactive waste from a linac, disposal procedures, and clearance criteria have yet to be established. Therefore, radioactive waste is disposed of in different ways depending on the hospitals where they originate. Japan, the US, and Canada have recommended clearance levels and procedures for linacs. Other countries have provided management guidelines for research or large-scale accelerators, but not for medical purposes. In this study, we investigated the management of radioactive waste from medical linacs in Korea and abroad. Several foreign countries have suggested a clearance level and criteria for disposing of waste storage drums. For the safe management of medical linacs, it is necessary to establish safety management regulations. In Korea, standards for disposal, such as radiation or dose limits, are required for medical linacs. A system for clearance when disposing at a medical institution should be created.
Kim, Dong-Gyung;Kim, Myung-Chul;Lee, Bum-Sig;Lee, Sang-Gu
Proceedings of the Korean Radioactive Waste Society Conference
/
2004.02a
/
pp.64-72
/
2004
The dryer (ten per unit) are operating to remove tritium in PHWR(Pressurized Heavy Water Reactor). There are coming out heavy water adsorbent from operating the dryer (95 drums for ten year per unit) The amount of radioactivity of heavy water adsorbent almost exceed ninety times more than disposal limit-in-itself showed by The Ministry of Science and Technology. It has to be disposed whole radioactive waste products, however there are problems of increase at the expense of their permanent disposal. In this research, We have studied how to remove kinds of nuclear materials and amount of tritium with in heavy water adsorbent. As the result we could develop disposal equipment and apply it. D20 adsorbent have to contain below Gamma nuclide O.3Bq/g and tritium 100Bq/g "The Regulation for disposal of the radioactivity wastes" showed by The Ministry of Science and Technology. There fore. So as to remove amount of tritium and kinds of nuclear materials (DTO) we needed a equipment. Also we have studied how to remove effectively radioactivity with in Adsorbent. As cleaning heavy water adsorbent and drying on each condition (temperature for drying and hours for cleaning). Because there is something to return heavy water adsorbent by removing impurities within adsorbent when it is dried o high temperature. After operating, we have been applying this research to the way to dispose heavy water adsorbent. Through this we could reduce solid waste products and the expense of permanent disposal of radioactive waste products and also we could contribute nuclear power plant run safely. According to the result we could keep the best condition of radiation safety super vision and we could help people believe in safety with Radioactivity wastes control for harmony with Environment.
Baek, Jeong-Seok;Jeong, Yeui-Young;Ahn, Sang-Bok;Kim, Wan
Journal of Nuclear Fuel Cycle and Waste Technology(JNFCWT)
/
v.6
no.4
/
pp.387-398
/
2008
To obtain base-line data in the low- and intermediate-level radioactive waste disposal facility, radiological environment investigation is required at least two years prior to the facility operation near the disposal facility. The investigation has been performed since January 2007 for the Wolsong LILW disposal center. In this paper, investigation procedure and detailed information obtained for six months in 2008 are described. Based on the current results, future investigation planning is also discussed for the radiological environment management of the disposal facility.
Journal of Nuclear Fuel Cycle and Waste Technology(JNFCWT)
/
v.15
no.3
/
pp.219-230
/
2017
This study was conducted to predict and evaluate the uncertainty of safety after closure of the second phase surface disposal facility of the Gyeongju intermediate and low level repository in Korea. In this study, four scenarios are developed considering both intact and degraded states of multi-layered covers and disposal containers; also, the fluid flow by a rainfall into the disposal facility is simulated. The rainfall conditions are implemented based on the monthly average data of the past 30 years (1985~2014); the simulation period is 300 years, the management period regulated by institutional provisions. As a result of the evaluation of the basic scenario, in which the integrity of both of the containers and the covers is maintained, it was confirmed that penetration of rainfall does not completely saturate the inside of the disposal facility. It is revealed that the multiple cover layers and concrete containers effectively play the role of barrier against the permeation of rainfall.
A geological repository has been considered one of the most adequate options for the disposal of high-level radioactive waste. A geological repository will be constructed in a host rock at a depth of 500~1,000 meters below the ground surface. The geological repository system consists of a disposal canister with packed spent fuel, buffer material, backfill material, and intact rock. The buffer is very important to assure the disposal safety of high-level radioactive waste. It can restrain the release of radionuclide and protect the canister from the inflow of groundwater. High temperature in a disposal canister is released into the surrounding buffer material, and thus the thermal transfer behavior of the buffer material is very important to analyze the entire disposal safety. Therefore, this paper presents a thermal conductivity prediction model for the Kyungju compacted bentonite buffer material which is the only bentonite produced in Korea. Thermal conductivity of Kyungju bentonite was measured using a hot wire method according to various water contents and dry densities. With 39 data obtained by the hot wire method, a regression model to predict the thermal conductivity of Kyungju bentonite was suggested.
An engineered barrier system (EBS) for the deep geological disposal of high-level radioactive waste (HLW) is composed of a disposal canister, buffer material, gap-filling material, and backfill material. As the buffer fills the empty space between the disposal canisters and the near-field rock mass, heat energy from the canisters is released to the surrounding buffer material. It is vital that this heat energy is rapidly dissipated to the near-field rock mass, and thus the thermal conductivity of the buffer is a key parameter to consider when evaluating the safety of the overall disposal system. Therefore, to take into consideration the sizeable amount of heat being released from such canisters, this study investigated the thermal conductivity of Korean compacted bentonites and its variation within a temperature range of 25 ℃ to 80-90 ℃. As a result, thermal conductivity increased by 5-20% as the temperature increased. Furthermore, temperature had a greater effect under higher degrees of saturation and a lower impact under higher dry densities. This study also conducted a regression analysis with 147 sets of data to estimate the thermal conductivity of the compacted bentonite considering the initial dry density, water content, and variations in temperature. Furthermore, the Kriging method was adopted to establish an uncertainty metamodel of thermal conductivity to verify the regression model. The R2 value of the regression model was 0.925, and the regression model and metamodel showed similar results.
Proceedings of the Korean Radioactive Waste Society Conference
/
2003.11a
/
pp.261-265
/
2003
This paper proposes acceptance requirements and the corresponding implementation strategy for the near-surface repository of low- and intermediate-level radioactive wastes. The proposed requirements include details on waste classification and radionuclide concentration limitation and inventory analysis. The strategy considers a relevant linking between predisposal waste management, disposal safety assessment and the overall disposal system.
Proceedings of the Korean Institute of Building Construction Conference
/
2021.05a
/
pp.191-192
/
2021
For the stable management of radioactive waste, it is necessary to secure a solidification treatment technology capable of immobilizing hazardous radioactive elements in a solid matrix. In this study, the feasibility of using recycled cement recovered from waste concrete as a solidifying material for radioactive waste was analyzed.
Journal of Nuclear Fuel Cycle and Waste Technology(JNFCWT)
/
v.18
no.4
/
pp.439-455
/
2020
Numerical model was developed that simulates radionuclide (3H and 14C) transport modeling at the 2nd phase facility at the Wolsong LILW Disposal Center. Four scenarios were simulated with different assumptions about the integrity of the components of the barrier system. For the design case, the multi-barrier system was shown to be effective in diverting infiltration water around the vaults containing radioactive waste. Nevertheless, the volatile radionuclide 14C migrates outside the containment system and through the unsaturated zone, driven by gas diffusion. 3H is largely contained within the vaults where it decays, with small amounts being flushed out in the liquid state. Various scenarios were examined in which the integrity of the cover barrier system or that of the concrete were compromised. In the absence of any engineered barriers, 3H is washed out to the water table within the first 20 years. The release of 14C by gas diffusion is suppressed if percolation fluxes through the facility are high after a cover failure. However, the high fluxes lead to advective transport of 14C dissolved in the liquid state. The concrete container is an effective barrier, with approximately the same effectiveness as the cover.
본 웹사이트에 게시된 이메일 주소가 전자우편 수집 프로그램이나
그 밖의 기술적 장치를 이용하여 무단으로 수집되는 것을 거부하며,
이를 위반시 정보통신망법에 의해 형사 처벌됨을 유념하시기 바랍니다.
[게시일 2004년 10월 1일]
이용약관
제 1 장 총칙
제 1 조 (목적)
이 이용약관은 KoreaScience 홈페이지(이하 “당 사이트”)에서 제공하는 인터넷 서비스(이하 '서비스')의 가입조건 및 이용에 관한 제반 사항과 기타 필요한 사항을 구체적으로 규정함을 목적으로 합니다.
제 2 조 (용어의 정의)
① "이용자"라 함은 당 사이트에 접속하여 이 약관에 따라 당 사이트가 제공하는 서비스를 받는 회원 및 비회원을
말합니다.
② "회원"이라 함은 서비스를 이용하기 위하여 당 사이트에 개인정보를 제공하여 아이디(ID)와 비밀번호를 부여
받은 자를 말합니다.
③ "회원 아이디(ID)"라 함은 회원의 식별 및 서비스 이용을 위하여 자신이 선정한 문자 및 숫자의 조합을
말합니다.
④ "비밀번호(패스워드)"라 함은 회원이 자신의 비밀보호를 위하여 선정한 문자 및 숫자의 조합을 말합니다.
제 3 조 (이용약관의 효력 및 변경)
① 이 약관은 당 사이트에 게시하거나 기타의 방법으로 회원에게 공지함으로써 효력이 발생합니다.
② 당 사이트는 이 약관을 개정할 경우에 적용일자 및 개정사유를 명시하여 현행 약관과 함께 당 사이트의
초기화면에 그 적용일자 7일 이전부터 적용일자 전일까지 공지합니다. 다만, 회원에게 불리하게 약관내용을
변경하는 경우에는 최소한 30일 이상의 사전 유예기간을 두고 공지합니다. 이 경우 당 사이트는 개정 전
내용과 개정 후 내용을 명확하게 비교하여 이용자가 알기 쉽도록 표시합니다.
제 4 조(약관 외 준칙)
① 이 약관은 당 사이트가 제공하는 서비스에 관한 이용안내와 함께 적용됩니다.
② 이 약관에 명시되지 아니한 사항은 관계법령의 규정이 적용됩니다.
제 2 장 이용계약의 체결
제 5 조 (이용계약의 성립 등)
① 이용계약은 이용고객이 당 사이트가 정한 약관에 「동의합니다」를 선택하고, 당 사이트가 정한
온라인신청양식을 작성하여 서비스 이용을 신청한 후, 당 사이트가 이를 승낙함으로써 성립합니다.
② 제1항의 승낙은 당 사이트가 제공하는 과학기술정보검색, 맞춤정보, 서지정보 등 다른 서비스의 이용승낙을
포함합니다.
제 6 조 (회원가입)
서비스를 이용하고자 하는 고객은 당 사이트에서 정한 회원가입양식에 개인정보를 기재하여 가입을 하여야 합니다.
제 7 조 (개인정보의 보호 및 사용)
당 사이트는 관계법령이 정하는 바에 따라 회원 등록정보를 포함한 회원의 개인정보를 보호하기 위해 노력합니다. 회원 개인정보의 보호 및 사용에 대해서는 관련법령 및 당 사이트의 개인정보 보호정책이 적용됩니다.
제 8 조 (이용 신청의 승낙과 제한)
① 당 사이트는 제6조의 규정에 의한 이용신청고객에 대하여 서비스 이용을 승낙합니다.
② 당 사이트는 아래사항에 해당하는 경우에 대해서 승낙하지 아니 합니다.
- 이용계약 신청서의 내용을 허위로 기재한 경우
- 기타 규정한 제반사항을 위반하며 신청하는 경우
제 9 조 (회원 ID 부여 및 변경 등)
① 당 사이트는 이용고객에 대하여 약관에 정하는 바에 따라 자신이 선정한 회원 ID를 부여합니다.
② 회원 ID는 원칙적으로 변경이 불가하며 부득이한 사유로 인하여 변경 하고자 하는 경우에는 해당 ID를
해지하고 재가입해야 합니다.
③ 기타 회원 개인정보 관리 및 변경 등에 관한 사항은 서비스별 안내에 정하는 바에 의합니다.
제 3 장 계약 당사자의 의무
제 10 조 (KISTI의 의무)
① 당 사이트는 이용고객이 희망한 서비스 제공 개시일에 특별한 사정이 없는 한 서비스를 이용할 수 있도록
하여야 합니다.
② 당 사이트는 개인정보 보호를 위해 보안시스템을 구축하며 개인정보 보호정책을 공시하고 준수합니다.
③ 당 사이트는 회원으로부터 제기되는 의견이나 불만이 정당하다고 객관적으로 인정될 경우에는 적절한 절차를
거쳐 즉시 처리하여야 합니다. 다만, 즉시 처리가 곤란한 경우는 회원에게 그 사유와 처리일정을 통보하여야
합니다.
제 11 조 (회원의 의무)
① 이용자는 회원가입 신청 또는 회원정보 변경 시 실명으로 모든 사항을 사실에 근거하여 작성하여야 하며,
허위 또는 타인의 정보를 등록할 경우 일체의 권리를 주장할 수 없습니다.
② 당 사이트가 관계법령 및 개인정보 보호정책에 의거하여 그 책임을 지는 경우를 제외하고 회원에게 부여된
ID의 비밀번호 관리소홀, 부정사용에 의하여 발생하는 모든 결과에 대한 책임은 회원에게 있습니다.
③ 회원은 당 사이트 및 제 3자의 지적 재산권을 침해해서는 안 됩니다.
제 4 장 서비스의 이용
제 12 조 (서비스 이용 시간)
① 서비스 이용은 당 사이트의 업무상 또는 기술상 특별한 지장이 없는 한 연중무휴, 1일 24시간 운영을
원칙으로 합니다. 단, 당 사이트는 시스템 정기점검, 증설 및 교체를 위해 당 사이트가 정한 날이나 시간에
서비스를 일시 중단할 수 있으며, 예정되어 있는 작업으로 인한 서비스 일시중단은 당 사이트 홈페이지를
통해 사전에 공지합니다.
② 당 사이트는 서비스를 특정범위로 분할하여 각 범위별로 이용가능시간을 별도로 지정할 수 있습니다. 다만
이 경우 그 내용을 공지합니다.
제 13 조 (홈페이지 저작권)
① NDSL에서 제공하는 모든 저작물의 저작권은 원저작자에게 있으며, KISTI는 복제/배포/전송권을 확보하고
있습니다.
② NDSL에서 제공하는 콘텐츠를 상업적 및 기타 영리목적으로 복제/배포/전송할 경우 사전에 KISTI의 허락을
받아야 합니다.
③ NDSL에서 제공하는 콘텐츠를 보도, 비평, 교육, 연구 등을 위하여 정당한 범위 안에서 공정한 관행에
합치되게 인용할 수 있습니다.
④ NDSL에서 제공하는 콘텐츠를 무단 복제, 전송, 배포 기타 저작권법에 위반되는 방법으로 이용할 경우
저작권법 제136조에 따라 5년 이하의 징역 또는 5천만 원 이하의 벌금에 처해질 수 있습니다.
제 14 조 (유료서비스)
① 당 사이트 및 협력기관이 정한 유료서비스(원문복사 등)는 별도로 정해진 바에 따르며, 변경사항은 시행 전에
당 사이트 홈페이지를 통하여 회원에게 공지합니다.
② 유료서비스를 이용하려는 회원은 정해진 요금체계에 따라 요금을 납부해야 합니다.
제 5 장 계약 해지 및 이용 제한
제 15 조 (계약 해지)
회원이 이용계약을 해지하고자 하는 때에는 [가입해지] 메뉴를 이용해 직접 해지해야 합니다.
제 16 조 (서비스 이용제한)
① 당 사이트는 회원이 서비스 이용내용에 있어서 본 약관 제 11조 내용을 위반하거나, 다음 각 호에 해당하는
경우 서비스 이용을 제한할 수 있습니다.
- 2년 이상 서비스를 이용한 적이 없는 경우
- 기타 정상적인 서비스 운영에 방해가 될 경우
② 상기 이용제한 규정에 따라 서비스를 이용하는 회원에게 서비스 이용에 대하여 별도 공지 없이 서비스 이용의
일시정지, 이용계약 해지 할 수 있습니다.
제 17 조 (전자우편주소 수집 금지)
회원은 전자우편주소 추출기 등을 이용하여 전자우편주소를 수집 또는 제3자에게 제공할 수 없습니다.
제 6 장 손해배상 및 기타사항
제 18 조 (손해배상)
당 사이트는 무료로 제공되는 서비스와 관련하여 회원에게 어떠한 손해가 발생하더라도 당 사이트가 고의 또는 과실로 인한 손해발생을 제외하고는 이에 대하여 책임을 부담하지 아니합니다.
제 19 조 (관할 법원)
서비스 이용으로 발생한 분쟁에 대해 소송이 제기되는 경우 민사 소송법상의 관할 법원에 제기합니다.
[부 칙]
1. (시행일) 이 약관은 2016년 9월 5일부터 적용되며, 종전 약관은 본 약관으로 대체되며, 개정된 약관의 적용일 이전 가입자도 개정된 약관의 적용을 받습니다.