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학술저널
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저널정보
한국원자력학회 Nuclear Engineering and Technology Nuclear Engineering and Technology 제42권 제2호
발행연도
2010.1
수록면
175 - 182 (8page)

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As part of a fundamental study on the volume reduction of contaminated concrete wastes, the separation characteristics of the aggregates and the distribution of the radioactivity in the aggregates were investigated. Radioisotope 60Co was artificially used as a model contaminant for non-radioactive crushed concrete waste. Volume reduction for radioactively contaminated dismantled concrete wastes was carried out using activated heavy weight concrete taken from the Korea Research Reactor 2 (KRR-2) and light weight concrete from the Uranium Conversion Plant (UCP). The results showed that most of the 60Co nuclide was easily separated from the contaminated dismantled concrete waste and was concentrated mainly in the porous fine cement paste. The heating temperature was found to be one of the effective parameters in the removal of the radionuclide from concrete waste. The volume reduction rate achieved was above 80% for the KRR-2 concrete wastes and above 75% for the UCP concrete wastes by thermal and mechanical treatment.

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