국내 중·저준위 방사성폐기물은 영구적 격리를 위해 처분장에 매립하고 있으며 그 위치는 경주에 있다. 이러한 방 사성폐기물의 영구적인 격리를 위한 처분시설은 공학적 방벽과 자연 방벽으로 구성되어 있으며 자연 방벽을 특성을 파악 하기 위하여 한국원자력환경공단에서는 2006년부터 부지특성조사를 수행하였고, 이후 부지감시 및 조사계획에 따른 감시 를 수행하여 부지특성의 변화를 지속적으로 확인하고 있다. 중저준위 방폐장의 수리지화학적 환경은 자연 방벽의 평가를 위해 중요한 요소로 손꼽히고 있으나 동해와 가까운 경주의 지역적 특성상 해수의 영향을 반드시 고려해야 한다. 따라서 본 연구에서는 처분 부지의 지하수 관정 7개 및 관정의 심도별 수질 자료를 취합해 지하수 자료 총 30개를 해수 2개소와 비교 분석하여 수리지화학적 환경을 해석하였다. 분석 자료는 수질 10개 항목(온도, EC, HCO3, Na, K, Ca, Mg, Cl, SO4, SiO2)을 2017년 3분기부터 2022년 3분기까지 총 5년간 20회의 자료를 활용하였다. 특히, EC, HCO3, Na, Cl의 농도 변화 를 통해 연구 지역의 배경 농도 및 관정의 구간별 해수의 영향을 파악하였으며, 시계열 군집 분석을 통해 담수, 기수, 해 수의 분류를 시도하였다. 그 결과, 기존의 모니터링 방법으로는 확인하지 못한 부지내 수리지화학적 변화를 제시하였다.

경주 방폐물 처분시설의 1단계 시설로 건설된 지하 사일로 구조는 2014년에 10만 드럼 규모로 완공되어 현재 운영중에 있다. 지하 사일로 구조는 지름 25m, 높이 50m로써 방폐물을 저장하는 실린더부분과 돔 부분으로 구성되어 있으며, 돔부분은 운영터널과 연결 되는 하부 돔 부분과 상부 돔 부분으로 구분할 수 있다. 지하 사일로 구조의 벽체는 철근콘크리트 라이너이고, 두께는 약 1m이다. 본 논문에서는 지하 사일로 구조의 건설과정 및 운영과정의 단계별 유한요소해석을 수행하였다. SMAP-3D 프로그램을 사용하여 2차원 축대칭 유한요소해석을 수행하였다. 2차원 축대칭 유한요소모델의 신뢰성을 검토하고자 3차원 유한요소해석도 수행하였다. 본 논문 에서는 지하 사일로 구조의 구조거동을 분석하고 구조적 안전성을 검토결과를 제시하였다.

중국의 2012년도 가정용 음식물처리기 수입 시장 규모는 1억호 이상의 가정 중 1%에도 못 미치는 보급률에도 불구하고 약 2400만 달러로, 현재까지는 가정용음식물 쓰레기에 대해서는 특별한 규제가 없으며 정부의 수거 및 재활용 계획이 일부 시범지역에 국한되어 있었으나 점차 확대될 전망으로 향후 큰 시장잠재력을 가지고 있음. 선호 가격대와 타겟에 대한 분석 이후, 분리수거가 활성화된 지역 중심으로 중국 하수관거의 특징 등을 고려한 기술을 채택한 제품을 개발하여 진출하는 것이 바람직함

연구는 음식물 쓰레기를 음식물 소멸기에서 미생물에 의해 발효하여 유기물을 감량화하고, 음식물 발효시 발생되는 가스를 냉각기에서 기체와 수분으로 분리하여 기체는 반응기로 다시 보내고 수분은 응축하여 침지식 MF 중공사 분리막이 장착된 MBR 시스템에 적용하여 처리하는 시스템에 관한 연구이다. (주)바이오하이테크에서 제작한 음식물 소멸기와 수처리 장치에 침지식 MF 중공사 모듈을 설치하여 90일간 H연구소 직원식당에서 발생되는 음식물 쓰레기를 연속 투입하여 처리하였다. 음식물 소멸기 초기 Seeding를 위하여 수분조절제로 미강, 왕겨, 톱밥을 305 kg 투입하였고 음식물은 운전기간동안 1,648 kg투입하였고 응축폐수는 1,600 L 발생되었다. 음식물 소멸기 운전 종료 후 배출된 발효 부산물은 386 kg으로 감량율은 약 80%로 조사되었다. 침지식 MF 중공사 분리막 모듈을 응축폐수의 MBR 시스템에 적용하여 유기물 처리한 결과 제거율은 각각 BOD 99.9%, COD 97.5%, SS 98.6%, T-N 54.6%, T-P 34.7%였으며, 총대장균은 100%가 제거되었다.

When aluminum is in an alkaline state, the aluminum oxide film surrounding aluminum is dissolved and moisture penetrates the exposed aluminum surface, causing corrosion of aluminum. At this time, hydrogen gas is generated and there is a risk of explosion due to the generated hydrogen gas. Aluminum radioactive waste is difficult to permanently dispose of because it does not meet the standards for the acquisition of low- and intermediate-level radioactive waste cave disposal facilities currently managed and operated by the Korea Nuclear Environment Corporation. However, because of this risk, it is necessary to study how to safely treat and dispose aluminum waste. In this study, overseas cases were investigated and analyzed to ensure the safety of aluminum waste disposal, and the current status of aluminum radioactive waste generated during decommissioning of the Korea Research Reactor 1&2 and a treatment plan to secure disposal suitability were presented. The process of removing a little remaining oxygen in molten steel during the reduction of iron oxide in the iron refining process is called deoxidation, and a representative material used for deoxidation is aluminum. In the case of metal melting decontamination, which is one of the decontamination processes of radioactive metal waste, a method of treating aluminum waste by using aluminum as a deoxidizer is proposed.

For the disposal of radioactive waste from nuclear facilities, assessing their radioactivity inventories is essential. As a result, countries with nuclear facilities are implementing assessment schemes tailored to their respective policies and available resources for radioactive waste management. This paper specifically describes the assessment scheme for radioactivity inventory applied to metal waste generated during the dismantling of the Japan Power Demonstration Reactor (JPDR), a 1.25 MW BWR. The distinctive aspect of the Japanese approach lies in the fact that, for a pair of a key nuclide and a difficult-to-measure (DTM) nuclide that lack a significant correlation in their concentrations, the mean activity concentration method was used. In this method, an arithmetic average of all measurements of the DTM nuclide from representative drums, including MDAs (Minimum Detectable Activities), was assigned to the concentration of the DTM nuclide for all drums, regardless of the concentration of its paired key nuclide. Conversely, for a specific pair of a key nuclide and a DTM nuclide with a significant correlation, the scaling factor method was applied, as is common in many other countries. This Japanese case can serve as a valuable reference for Korea, which does not have the option of using the mean activity concentration method in its assessment scheme.

Spent ion exchange resins have been generated during the operation of nuclear facilities. These resins include radioactive nuclides. It is needed to fabricate them into a stable form for final disposal. Cement solidification process is a useful method for the fabrication of them into a waste form for final disposal. In this study, proper conditions for the fabrication of them into a stable waste form were determined using the cement solidification process. In-drum waste forms were then produced at the conditions, where the stability of representative samples was evaluated for final disposal. The samples were satisfied to the Waste Acceptance Criteria for low and intermediate level radioactive waste disposal sites. This result can be utilized to derive optimal conditions for the fabrication of spent ion exchange resins into a final disposal form.