Hua, Zhang;Jianwen, Yang;Baojun, Li;Shanggeng, Luo
Proceedings of the Korean Radioactive Waste Society Conference
/
2004.02a
/
pp.73-82
/
2004
This paper studies the leaching behaviors of pyrochlore-rich synroc incorporated 46.8wt% simulated actinides waste under the five simulated geological disposal media, which included the bentonite, granite, granite + ferroferric oxide, granite + cement, bentonite + ferroferric oxide, respectively. The mass loss rates reached to equilibrium after 182 day and was 10-7 g/$\textrm{mm}^2{\cdot}d$. That suggests the mass loss rate of pyrochlore-rich synroc, loaded 46.8wt% actinides waste, was very low. The surfaces of the leached specimens were analyzed by XRD, SEM/EDS. The experimental results show that the pyrochlore-rich synroc samples in the systems, which contained bentonite and cement, have two new phases formed on the leached specimens surface at $90^{\circ}C$ for 728d; The bentonite and cement can retard the elements leaching; $Fe_3O_4$ can speed the elements leaching; Expect for Ti ion depleted on the sample surface, other ion, such as U, Zr, AI, Ca, were in equable states and Ba ion was enriched during test time, which indicated the simulated disposal media have good ability to retard the leaching behavior of the pyrochlore-rich synroc.
Proceedings of the Korean Radioactive Waste Society Conference
/
2003.11a
/
pp.256-260
/
2003
The paper is aiming at presenting the proper treatment method and procedures of ILW waste to both waste generators and acceptor so that the waste characteristics are satisfied with the WAC(Waste Acceptance Criteria) and as a result, the disposal facility would be operating safely. The ILW generators are responsible for reducing the volume of waste, treating and packaging the waste in order to meet the WAC, and acceptor has an obligation of inspecting the waste in conformity with the acceptance procedure established by regulation. Recently, a number of countries including France and USA examine the disposal acceptability of ILW waste by the WCP(Waste Package Quality Certification Program).
The compacted bentonite buffer is one of the major components of an engineered barrier system (EBS) for the disposal of high-level radioactive waste (HLW), and it is considered the best candidate for the buffer material. The buffer is located between disposal canisters and near-field rock mass, and it interrupts the release of radionuclide from disposal canisters and protect them from the penetration of groundwater. At initial disposal condition, degree of saturation of the compacted bentonite buffer decreases because of high thermal quantities released from the disposal canisters. However, the degree of saturation of the compacted bentonite buffer gradually increases caused by inflow of groundwater. The saturated and unsaturated behavior of the buffer is a very important input data since it can determine the safety performance of EBS. Therefore, this paper investigated water retention capacity (WRC) for the Korean compacted bentonite buffer. The WRC of the compacted bentonite buffer was derived by measuring volumetric water content and water suction when temperature variation was between 24℃~125℃ considering decrease of degree of saturation with respect to temperature increase. The WRC was also derived with the same volumetric water content under the room temperature condition, and it showed 1~15% larger water suction than high temperature condition.
This technical note describes the current status of Finnish radioactive waste disposal project which started to construct the repository for spent nuclear waste for the first time in the world. Finland started operating nuclear power plant in 1977 and is currently operating four nuclear power plants. After detailed site surveys started in 1993, Olkiluoto was finally selected by the parliament of Finland as the site for geological disposal in 2001 followed by a construction license in 2015. If the operating license is approved by the government in the 2020s, it would be the world's first case of geological disposal. In ONKALO, a site-specific underground research facility at the site of Olkiluoto, various studies were conducted to verify the safety of the repository. Finland uses the KBS-3 disposal concept, and Korea considers a similar disposal concept because of similar rock formations. The entire process in Finland including the operation status of intermediate and low-level waste disposal, site investigation and selection stages, and the latest rock mechanics and hydrogeological studies in ONKALO are presented. Suggestions for the radioactive waste disposal in Korea is given based on the Finnish case.
Proceedings of the Korean Radioactive Waste Society Conference
/
2004.06a
/
pp.199-207
/
2004
In order to develop a safe geological disposal concept for the HLW from the nuclear power plants in Korea, it is necessary to evaluate the safety of the disposal concept in an underground research tunnel in the same geological formation as the host rock mass. The design concept of a research tunnel depends on the actual disposal concept, repository geometry, experiments to be carried at the tunnel, and geological conditions. In this study, geological investigation had been carried out to develop the basic design of the small scale underground disposal research tunnel in KAERI.
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.
Park, Soo-Chan;Ham, Baknoon;Kwon, Jang-Soon;Cho, Dong-Keun;Jeong, Jihye;Kwon, Man Jae
Journal of Soil and Groundwater Environment
/
v.23
no.4
/
pp.1-15
/
2018
Despite of safety issues related to radiological hazards, 31 countries around the world are operating more than 450 nuclear power plants (NPPs). To operate NPPs safely, safety regulations from radiation protection organizations were developed and adopted in many countries. However, many cases of radionuclide releases at foreign NPPs have been reported. Almost all commercial NPPs routinely release radioactive materials to the surrounding environments as liquid and gas phases under control. These releases are called 'planned releases' which are planned, regularly monitored, and well documented. Meanwhile, the releases focused in this review, called 'unplanned releases', are neither planned nor monitored by regulatory and/or protection organizations. NPPs are generally composed of various structures, systems and components (SSCs) for safety. Among them, the SSCs near reactors are closely related to safety of NPPs, and typically fabricated to comply with stringent requirements. However, some non-safety related SSCs such as underground pipes may be constructed only according to commercial standards, causing the leakage of radioactive fluids usually containing tritium ($^3H$). This paper discusses SSCs of NPPs and introduces several cases of unplanned releases at foreign NPPs. The current regulation on the environmental radiological surveillance and assessment around the NPPs in South Korea are also examined.
Proceedings of the Korean Radioactive Waste Society Conference
/
2005.11b
/
pp.280-289
/
2005
A pyrochemical process has been introduced and utilized so that the transmutation of spent PWR fuel in PEACER can produce mainly low and intermediate level waste for near surface disposal. Major radioactive nuclides from PEACER pyroprocessing are composed of TRU and LLFP. In this study, the requirement for the final waste from PEACER is evaluated based on the methodology for establishment of waste acceptance criteria. Also, sensitivity analysis for several input parameters is conducted in order to determine acceptable decontamination factor (DF) and LLFP removal efficiency and to find out input parameter that extremely have an effect on DE As a result of the study, LLFP removal efficiency, especially Sr-90 and Tc-99, is proved to be a major nuclide which contributes to annual dose by human intrusion scenario rather than TRU DF. More than $98.5\%$ of LLFP have to be removed to meet below dose constraint within the DF more than 5.0E+03. Besides, because of the relative short half-life of Sr-90, the increasing of the institutional control period is recommended for most important input parameter to determine DF.
Journal of Nuclear Fuel Cycle and Waste Technology(JNFCWT)
/
v.19
no.2
/
pp.197-204
/
2021
In this study, the well-known non-destructive acoustic emission (AE) and electrical resistivity methods were employed to predict quantitative damage in the silo structure of the Wolsong Low and Intermediate Level Radioactive Waste Disposal Center (WLDC), Gyeongju, South Korea. Brazilian tensile test was conducted with a fully saturated specimen with a composition identical to that of the WLDC silo concrete. Bi-axial strain gauges, AE sensors, and electrodes were attached to the surface of the specimen to monitor changes. Both the AE hit and electrical resistance values helped in the anticipation of imminent specimen failure, which was further confirmed using a strain gauge. The quantitative damage (or damage variable) was defined according to the AE hits and electrical resistance and analyzed with stress ratio variations. Approximately 75% of the damage occurred when the stress ratio exceeded 0.5. Quantitative damage from AE hits and electrical resistance showed a good correlation (R = 0.988, RMSE = 0.044). This implies that AE and electrical resistivity can be complementarily used for damage assessment of the structure. In future, damage to dry and heated specimens will be examined using AE hits and electrical resistance, and the results will be compared with those from this study.
During the early stage of radioactive disposal programs, important issues related with quality assurance of data sets, methodologies, R&D procedures are recognized as important ones. This paper focused on the development of web-based workflow standards for the QA procedures of the radioactive waste disposal programs. The flow of process was analyzed based on workflow concepts proposed by the Workflow Management Coalition (WfMC). QA system is based on the principles of T2R3. T2R3 Workflow was used to standardize and restructure the business and/or work process in the industry or organization. The WfMC has identified five functional interfaces to a workflow service as part of its standardization program. They are composed of process definition interface, worklist handler, application program interface, interface between workflows, and system management. The task flow and QA program were defined based on the workflow ideas. QA procedures for the R&D results of radiation disoposal were analyzed following the reference model of workflow. In addition, six program run list were created and implemented. The creation, revision, and approval of the test data were designed to be inplemented on the web environment. Through this system, R&D procedures such as planning, research, documentation, internal review and future independent peer review processes could be well organized and stored more systematically on the database and knowledge base. This will encourage the usage and data sharing between interested parties through it's clear and transparent workflow standards.
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.