• Nuclear Engineering and Technology
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• 제53권4호
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• pp.1224-1235
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• 2021

An integrated waste management approach for irradiated graphite was developed during the European Commission project 'Treatment and Disposal of Irradiated Graphite and other Carbonaceous Waste'. This included the identification of potential options for the management of irradiated graphite, taking account of storage, retrieval, treatment and disposal methods. This paper describes how these options can be assessed using multi-criteria decision analysis (MCDA) for a case study relating to a generic power reactor. Criteria have been defined to account for safety, environmental, economic and socio-political factors, including radiological impact, resource usage, economic costs and risks. The impact of each option against each criterion has been assessed using data from the project and the wider literature. A linear additive approach has been used to convert the calculated impacts to scores. To account for the relative importance of the criteria, example weightings were allocated. This application has shown that MCDA approaches can be used to support complex decisions regarding irradiated graphite management, accounting for a wide range of criteria. Use of this approach by individual countries or organisations will need to account for the specific options, scores, weightings and constraints that apply, based on their national strategies, regulatory requirements and public acceptability.

• 화약ㆍ발파
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• 제9권2호
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• pp.19-30
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• 1991

The trend of Radio active waste disposal project is generally to choose The Rock Cavern type because it is the most safest and easy to get concent from The neighbor hood. On the Construction of rock Cavern for R -A. W.0 has to take care follows ; The first of all, to survey rock crack formation. 2nd, The Movement of Underground water. 3rd, Nuclear and Geochemical problems. 4th, to examine physical feature of rocks ets.

• 방사성폐기물학회지
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• 제20권2호
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• pp.255-258
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• 2022

Three government bodies, that is, the Ministry of Science and ICT (MSIT), Ministry of Trade, Industry, and Energy (MOTIE), and Nuclear Safety and Security (NSSC), jointly established the Institute for Korea Spent Nuclear Fuel (iKSNF) in December 2020 to secure the management technologies for spent nuclear fuel (SNF). The objective of iKSNF is to successfully conduct the long-term research and development program of the 「Development of Core Technologies to Ensure Safety of Spent Nuclear Fuel Storage and Disposal System」. Our program, known as the first multi-ministry program in the nuclear field of Korea, mainly focuses on developing core technologies required for the long-term management of SNF, including those for safe storage and deep geological disposal of SNF. The program comprises three subprograms and seven key projects covering the storage, disposal, and regulatory sectors of SNF management. Our program will last from 2021 through 2029, with a budget of approximately four billion USD sponsored by MSIT, MOTIE, and NSSC.

• 방사성폐기물학회지
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• 제14권2호
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• pp.157-168
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• 2016

방사성폐기물용기의 설계는 용도 (운반, 저장, 처분)의 안전요건에 부합돼야 할 뿐 아니라 경제성과 기술적 기준도 만족해야 한다. 이러한 기준은 장차 원전해체로부터 발생할 다량의 저준위/극저준위 해체폐기물의 관리에도 해당된다. 해체폐기물의 특성은 원전운영에서 발생하는 방사성폐기물과는 매우 다르므로 적합한 용기의 개발이 요구된다. 이 논문은 다목적용도의 표준용기 개발을 제시한다. 이 개념은 경주처분장과 같은 국가 인프라를 고려한 원전해체폐기물의 관리를 최적화하기 위한 용기이다. 이 연구는 일련의 시제품을 설계 또는 제작한 것이다 : 극저준위용 소프트백, 저준위용 금속용기 (해상운반용 표준 IP2 용기 및 도로운반용 ISO 용기), 이들 용기 설계의 안전성 분석을 위한 시뮬레이션 및 시험결과는 규제요건에 잘 부합되는 것으로 나타났다. 콘크리트 용기의 후속개발은 2016년에 수행예정이다.

• 한국콘텐츠학회논문지
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• 제14권6호
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• pp.255-261
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• 2014

의료현장에서의 방사성폐기물은 방사성동위원소의 사용량의 증가와 더불어 급격히 늘어나고 있다. 특히, 갑상선 질병의 진단 및 치료용으로 사용량이 증가하고 있는 I-131 핵종의 경우 8.02 일의 짧은 반감기를 가지고 있으며, 관련 폐기물은 모두 자체처분 방법으로 처분하고 있다. 이와 관련하여 국제원자력기구(IAEA)는 개인선량(10 ${\mu}Sv/y$) 및 집단선량(1 man-Sv/y)과 핵종별 농도에 근거하여 각각 폐기물의 규제해제기준을 제시(IAEA Safety Series No 111-P-1.1, 1992 및 IAEA RS-G-1.7, 2004)하였다. 이 연구에서는 의료현장에서 발생하는 I-131 핵종 관련 폐기물을 사용상 종류별로 수집 및 측정하여 방사능농도의 측정 방법 및 절차를 수립한다. 또한, 측정 결과를 바탕으로 핵종의 감쇠 유도식을 산출하고, 이것을 바탕으로 자체처분 가능일자를 산출하여 이론식의 경우와 대비하여 고찰하였다. 측정 결과를 바탕으로 유도 감쇠식을 신정하여 이론적 반감기와 유효 반감기를 비교해 본 결과, I-131 핵종의 이론적 반감기가 유효반감기(7.72일)에 비해 긴 반감기를 가지고 있음을 확인하였다. 측정결과를 바탕으로 한 유효 반감기를 적용한다면, 현재보다 더 짧은 기간 동안 I-131 핵종 폐기물을 보관하였다가 자체처분을 할 수 있다. 이 연구 결과는 ISO 표준으로 추진할 예정이다.

• 방사성폐기물학회지
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• 제12권4호
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• pp.287-297
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• 2014

사용후핵연료 또는 고준위폐기물의 안전한 처분을 위하여 지난 수십 년 동안 많은 나라들이 다양한 처분대안을 연구하여 왔다. 본 논문에서는 심지층처분기술에 있어서 사용후핵연료를 직접 처분하는 방안으로서 처분효율 향상을 위한 다양한 방안 중의 하나로 고려할 수 있는 PWR 사용후핵연료 집합체를 해체하여 연료봉을 밀집한 경우에 대한 처분 효율을 분석하였다. 이를 위하여, 우선 사용후핵연료 연료봉 밀집개념과 관련 처분용기 및 심지층처분 개념을 설정하였다. 이 개념에 근거하여 심지층 처분시스템의 공학적방벽 설계에 있어서 가장 중요한 요건인 완충재의 온도 제한요건을 만족시키는지 여부를 확인하기 위하여 각 처분개념 별로 열해석을 수행하였다. 그리고, 처분공 간격, 처분터널 간격 및 처분용기 열발산 면적에 따른 열해석 결과를 바탕으로, 단위처분면적 관점에서의 처분효율을 비교/분석하고 평가하였다. 또한, 사용후핵연료봉을 밀집시킨 경우에 있어서 냉각기간에 따른 처분개념을 분석하였다. 분석결과에 따르면 사용후핵연료봉을 밀집하여 심지층처분하는 경우 처분효율 측면에서 불리한 것으로 판단되었다. 다만, 사용후핵연료의 냉각기간을 70년 이상으로 장기화 할 경우 처분효율은 향상될 것으로 예상되지만, 사용후핵연료의 내구성 및 장기저장에 따른 조건 등 추가적인 분석이 필요하다.

• 한국방사성폐기물학회:학술대회논문집
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• 한국방사성폐기물학회 2004년도 Proceedings of the 4th Korea-China Joint Workshop on Nuclear Waste Management
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• pp.130-139
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• 2004

The cladding materials remaining after reprocessing process of the nuclear fuel, generally called as hulls, are classified as a high-level radioactive waste. They are usually packaged in the container for disposal after being compacted, melted, or solidified into the matrix. The efforts to fabricate a better ingot for a more favorable disposal to the environment have failed due to the technical difficulties encountered in the chemical decontamination method. In the early 1990s, the accumulation of radio-chemical data on hulls and the advent of new technology such as a laser or plasma have made the pre-treatment of the hulls more efficient. This paper summarizes the information regarding the radio-chemical analysis of the hull through a literature survey and determines the characteristics of the hull and depth profile of the radio-nuclides within the hull thickness. The feasibility study was carried out to evaluate the reduction of the radioactivity by peeling off the surface of the hull with the application of laser technology.

• 터널과지하공간
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• 제29권2호
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• pp.75-88
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• 2019

우리나라는 1978년 4월 고리1호기를 시작으로 지금까지 총 24기의 원전을 가동하고 있으며 2기의 원전이 건설 중이다. 원자력 발전이 지속됨에 따라 원자력발전소에서 발생하는 방사성 폐기물의 양도 늘어나게 되어 이를 영구처분하기 위한 다양한 방법이 제안되어 왔다. 국내에서는 심층처분(DGD)을 중심으로 연구가 진행되어 왔으나 심부 시추공을 활용하는 심부시추공 처분(DBD) 역시 대안으로 고려할 필요가 있다. 본 논문에서는 기술 선진국의 선행 연구결과를 종합하여 심부시추공 처분에 요구되는 요소기술들을 소개하고 이를 국내에 적용하기 위한 적용성 평가를 수행하였다. 시추공 설계, 처분부지 등에 대한 개념적 연구를 수행하였으며 마지막으로 실제 처분을 위하여 향후 요구되는 기술적 과제에 대하여 정리하였다.

• 방사성폐기물학회지
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• 제20권3호
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• pp.307-319
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• 2022

60+ Years of nuclear power generation has led to a significant legacy of radioactively contaminated land at a number of nuclear licenced "mega sites" around the world. The safe management and remediation of these sites is key to ensuring there environmental stewardship in the long term. Bioremediation utilizes a variety of microbially mediated processes such as, enzymatically driven metal reduction or biominerialisation, to sequester radioactive contaminants from the subsurface limiting their migration through the geosphere. Additionally, some of these process can provide environmentally stable sinks for radioactive contaminants, through formation of highly insoluble mineral phases such as calcium phosphates and carbonates, which can incorporate a range of radionuclides into their structure. Bioremediation options have been considered and deployed in preference to conventional remediation techniques at a number of nuclear "mega" sites. Here, we review the applications of bioremediation technologies at three key nuclear licenced sites; Rifle and Hanford, USA and Sellafield, UK, in the remediation of radioactively contaminated land.

• 한국지반공학회논문집
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• 제37권4호
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• pp.19-26
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• 2021

원자력발전소에서 발생되는 고준위폐기물은 지하 수백 미터 깊이의 암반에 처분된다. 이러한 고준위폐기물은 인체에 유해하기에 공학적방벽시스템에 의해 안전하게 처분되어야 하며, 공학적방벽시스템은 처분용기, 뒤채움재, 완충재 등으로 구성된다. 고준위폐기물처분장에 이러한 공학적방벽시스템의 구성요소를 설치하게 되면, 처분용기 및 완충재 사이, 완충재와 자연 암반 사이 등에 갭이 존재하게 된다. 이러한 갭의 존재로 인해 공학적방벽재의 차수능과 열전달 효율이 떨어질 수 있기에, 갭 공간의 크기 및 갭채움재 특성 평가 등의 연구가 반드시 필요하다고 할 수 있다. 해외에 비해 국내 처분시스템을 고려한 갭 공간 및 갭채움재에 대한 연구는 아직 진행되고 있지 않는 상황이기에, 본 연구에서는 수치해석을 통해 국내 처분시스템을 고려한 갭 공간이 공기로 채워져 있는 조건하에서 갭의 크기에 따른 벤토나이트 완충재의 첨두 온도를 도출하였다. 처분용기와 완충재 사이의 갭 공간이 완충재의 첨두 온도에 미치는 영향은 미미하였으나, 완충재와 자연 암반 사이의 갭 공간에 따른 완충재의 첨두 온도는 최고 약 40%의 차이를 나타냈다.