고리 2호기 선택성 이온교환시스템(SIES)은 운영 과정에서 본 설비에 유입되는 방사성 폐액에 함유된 부유물질과 기름 성분들에 의해 선택성 이온교환설비의 활성탄과 이온교환수지가 쉽게 오염되어 이온 형태의 방사성 핵종과 부식성 입자성 방사성 핵종인 Ag-110m의 제거가 불가능한 문제점이 대두되었다. 본 연구에서는 SIES로 유입되는 수질을 개선하기 위한 실험을 수행하여 설계 기초 자료를 확보하였고, SIES 전처리 설비의 정밀여과분리막과 나노분리막에 대한 각각의 모듈 설계를 수행하였다.

IAEA, FT-04-020, ANS 16.1의 침출시험법을 각각 수행하여 얻은 시험결과를 이용하여 상호비교 평가하였다. 붕산을 함유한 파라핀 및 시멘트 고화체에서의 Co-60과 Cs-137의 침출지수는 6이상이었으나 고화매질과 탈염수의 종류에 따라 상반되는 침출거동을 보였다. 침출수로 합성해수와 탈염수를 사용하였을 경우 Co는 시멘트 고화체에서는 합성해수, 파라핀 고화체에서는 탈염수에서 침출이 높았다. 반면에 Cs의 침출정도는 시멘트에서는 탈염수, 파라핀에서는 합성해수에서 높았다. Co의 침출분율은 시멘트 고화체에서 IAEA > ANS > FT의 순으로 높았으며, 반대로 파라핀 고화체에서는 이의 역순이었다.

한국원자력연구소에서 약 4,500드럼 규모의 토양폐기물을 임시로 보관하고 있다. 이를 안전하게 처리하기 위한 고화기술 개발이 필요함에 따라 시멘트와 폴리머를 선정하여 시험을 수행하였다. 이를 위해 토양폐기물에 시멘트와 폴리머를 적절히 혼합하여 고화시편을 제조하였으며, 저장에 따른 처분기준 만족여부를 평가하기 위하여 압축강도시험과 침출시험을 수행하였다. 폐기물함량이 40%인 시멘트고화체와 65%인 폴리머고화체의 압축강도가 약 5,300psi로서 유사하였으며, 침출지수는 11 이상으로서 모든 시편에서 기준치를 만족하였다. 고화과정의 균질한 혼합여부와 시편의 다짐상태가 고화체의 건전성에 큰 영향을 미치는 것으로 확인되었다. 감용효과는 폴리머고화체가 시멘트고화체에 비해 20% 정도 우수한 것으로 평가되었다.

가압경수형 원자력발전소 일차계통에서 발생되는 방사성 부식생성물(크러드)은 원자력발전소 작업종사자 피폭의 주요원인이다. 또한, 최근 원자력발전소의 장주기운전 추세에 따라 장기간 노심에 침적된 방사성 부식생성물은 hideout 현상으로 노심의 출력에 영향을 주는 축방향이상출력(AOA) 현상의 원인이 되고 있다. 크러드의 주요 성분은 마그네타이트, 니켈페라이트, 코발트페라이트가 주를 이루며, 이러한 산화물 형태는 강자성의 자기적 성질을 가지고 있다. 따라서, 전자석과 영구자석의 적절한 배치를 통하여 자기장을 발생시켜 크러드를 제거하는 필터 개발을 위해 개념 설계를 하였다. 기존의 필터와 달리 유체의 흐름을 방해하지 않아 압력저하 현상이 발생하지 않고, 연속적으로 사용할 수 있는 장점이 있다. 크러드 제거 기술의 하나로써 활용될 수 있을 것으로 기대된다.

The performance of the Radwaste System is measured in terms of generation of waste volumes, the release of radioactive materials to the environment and the occupational radiation exposure to workers. Based on our design and operating experience from PWR plants, various design goals for liquid radwaste system were developed to improve system performance. It has been making continuous effort to develop the advanced liquid radwaste processing technology for new PWR plants since 1998. The primary goal of this effort was to obtain better performance and to design a more economical liquid radwaste system. This paper describes lesson learned experience from design of the liquid radwaste system in Korea Nuclear Power Plants.

원자력발전소로부터 발생하는 비가연성 고체폐기물의 모사시료에 대해 플라즈마 토치를 이용하여 고온용융처리 시험을 실시하였다 실험은 AP-200L 공동형 플라즈마토치를 사용하여 콘크리트, 흙과 금속이 포함되는 혼합물에 대하여 약 50시간 정도 수행되었다. 처리속도, 토치의 노즐과 용융물 표면과 간격, 토치 회전속도, 토치가스 유속 그리고 용융로의 압력 등 몇몇 실험조건을 사전에 결정하였으며, 냉각수 온도, 배가스 온도, 토치출력변화 등 기본 파라메타를 측정하였다. 유리화된 시료는 SEM/EDS로 분석하였다.

원자력발전소의 특성에 따라 서로 다른 방사성 폐기물의 핵종 재고량 평가에 필요한 척도인자와 주기적 검증방법을 개발하기 위하여 규제 대상의 핵종으로 검토되고 있는 다수의 핵종 중에서 개별분리가 요구되는 $^{55}Fe$, $^{90}FSr$ 및 $^{94}Nb$을 공존 핵종들로부터 선택적으로 분리, 회수할 수 있는 방법에 관하여 기술하였다. 고ㆍ액체 방사성 폐기물과 유사한 화학조성의 모의 방사성 폐기물 용해용액을 사용하여 이온교환수지법과 추출 크로마토그래피로 Fe, Sr, Nb 및 공존원소들의 흡ㆍ탈착거동을 조사하였다. 방사성 폐액의 발생과 분석자의 방사선 피폭을 최소화하기 위하여 한 개의 시료로부터 각 핵종을 순차적으로 회수하도록 분리조건을 최적화하였으며 확립된 분리조건에서 회수율을 측정하고 신뢰도를 평가했다.

중ㆍ저준위폐기물 처분장 인수조건 평가를 위한 미국 및 프랑스의 시험법을 사용하여 붕산 및 폐수지함유 시멘트 고화체와 파라핀 고화체의 안정성을 평가하였다. 고화체의 압축강도는 176.03 kgf/$\textrm{cm}^2$(시멘트), 15kgf/$\textrm{cm}^2$(파라핀) 이상으로 미국 및 프랑스의 천층 처분장 인수기준치보다 높았다. 온도내구성시험에서는 고화체의 외관 및 부피변화는 없었으며 무게 감소는 평균 6.15% 이었다. 120일간의 내수성 시험에서 파라핀 고화체의 무게 감소는 8.85~5.14%%, pH는 3.83이였다. 방사선 조사영향에서 흡수선량 $10^8rads$에서 시멘트 고화체의 무게 감소를 보였으며, 고화매질인 파라핀왁스의 수소와 메탄의 G 값은 각각 2.65, 0.016 이었다.

In order to predict the dynamic behaviors of uranium and cobalt in a fixed bed at various influent pH values of liquid waste, the adsorption system was regarded as multi-component adsorption between each ionic species in a solution. Langmuir isotherm parameters of each species were extracted by incorporating equilibrium data with the solution chemistry of uranium and cobalt using IAST. Prediction results were in good agreement with the experimental data, except for a high concentration and pH. Although there was some limitations in predicting the cobalt adsorption, this method may be useful in analyzing a complex adsorption system where various kinds of ionic species exist in a solution.

국내 원전에서 증기발생기 세정 후 발생되는 Fe-EDTA 함유 폐액 처리를 위한 초임계수 산화공정 (Supercritical Water Oxidation Process), 광촉매 산화 공정 (Photocatalyst Oxidation Process) 및 DBD 상온 플라즈마 공정 (Dielectric Barrier Discharge Atmospheric Pressure Plasma Process)이 평가되었다. 초임계수 산화 공정에 의해 99.98 %이상의 EDTA 전환율을 나타내어 EDTA 처리를 위한 효과적인 반응공정임을 확인하였으나 공정의 안정성, 부식 방지대책 등이 마련되어야 할 것으로 판단된다. 광촉매산화공정으로는 10 % 정도의 낮은 EDTA전환율을 보여 세정폐액 처리 공정으로는 부적합한 것으로 나타났다. DBD를 이용한 Methylene Blue 분해 결과 저 에너지 소비율로 높은 유기물 분해 효율을 얻을 수 있었으나 실 EDTA 공정에의 적용 및 공정 규모 확장 등에 대한 향후 연구 평가가 필요한 것으로 사료된다.

조사후 시험시설내에는 사용후 핵연료 집합체의 취급을 위하여 감온, 감압 공정이 있다. 이 공정에는 3가지 공정으로 분류하는데 첫째, 사용후핵연료집합체 캐스크를 제염하기 위한 제염시키는 공정, 둘째, 사용후핵연료집합체 내의 붕괴열에 의해 온도, 압력이 상승된 폐액을 감온, 감압 시키기 위한 냉각 공정 셋째, 사용후핵연료 피폭관 결함에 의해 발생되어 캐스크 내에 존재하는 불용성 입자를 여과기를 통해 여과하는 공정으로 되어 있다. 본 보고서에서는 감온, 감압 공정과 관련하여 현재까지 수행된 기술검토와 사용후핵연료집합체에 의한 감온, 감압의 실용적 이론에 관해 고찰하였고 또한 각종 시험을 통한 시운전 내용과 실제 원자력발전소로부터 수송해온 사용후핵연료집합체 J-44, K-23 대한 감온, 감압 결과들을 상세히 기술하였다. 본 보고서는 향후 지속적인 가동과 도출되지 않은 문제점 등을 계속 보완하여, 원만하고 안전한 정상조업을 수행하는데 효과적으로 이용될 수 있을 것으로 본다.

환형기체(Annulus Gas) 계통의 화학적 관리는 계통 재질의 건전성 확보와, 계통내 냉각재 또는 감속재 중수 유입 여부 감지 및 방사선량 저감화 등을 통하여 설비의 안전성과 신뢰성을 유지하는데 목적이 있다. 환형기체 계통의 화학 관리절차서 중 CO_2$ 규격 관리는 계통 재질의 건전성 확보와 방사선량 증가에 직결되기 때문에 고순도의 품질 보증이 요구되고 있다. CO_2$의 순도가 기준 값에 미달될 경우는 계통내에 직접적인 영향을 줄뿐 아니라 주변 환경으로의 오염 가능성도 상존하기 때문에 불순물의 정량관리는 매우 중요하다. 따라서 중수로 환형기체 계통에 공급되는 CO_2$ 중의 C, N_2$ 및 Ar등의 농도분석을 통하여 계통내에서 생성 될 수 있는 방사능 inventory를 평가하였으며 CO_2$의 불순물 관리 최적화와 중수로에서 생성되는 기체 방사성 폐기물 관리에 유용한 정보로 사용 될 수 있을 것이다.

조사후시험시설에는 시설내의 부압기준을 다르게 설정하여 시설의 운전조건을 최적화로 유지하고 방사성물질을 처리하기 위한 오염배기를 포집하는 여과장치가 설치되어 있다. 필터 포집장치에 대해 관련된 효율시험과 검사를 주기적으로 수행하여 운전효율과 안전을 향상시키고 있다.

저준위 방사성액체폐기물 처리방법으로 에너지 소모가 적은 경제적이고 효율적인 처리방법을 제시하기 위하여 면 과 Polyester 가 함유된 합성섬유를 증발매체로 하여 자연기상 상태의 건조한 공기를 유입하여 방사성 액체폐기물과 접촉시켜 증발하는 연구를 하였다. 본 연구에서는 자연상태의 공기를 강제 유입시켜 액체의 증발현상, 증발매체표면에서의 물질전달 등 이론을 토대로 방사성액체폐기물을 처리하는 연구를 수행하였다. 실험은 방사성폐액을 직접 사용하였으며, 증발에 영향을 미치는 변수에 따라 증발 단위 면적당 방사성 폐액의 증발량측정 및 제염계수를 조사하였다. 증발효과는 유입공기의 습도가 낮고 공기의 유속과 공급액의 유량이 증가하고 폐액의 온도가 높아질수록 증발량이 증가하였다. 실험결과 습도는 70% 이하, 공급폐액의 유량이 $3.4{\ell}/hr\cdotm^2$ 이상, 공기유속은 1.14~l.47 m/sec 범위가 조업조건이며, 이때 제염계수는 $5.1{\times}10^3$, 배출공기의 방사능 농도는 $4.7{\times}10^{-13}{\mu}Ci/\textrm{m}{\ell}{\cdot}air$로 측정되었다. 공급유량이 $4.6{\ell}/hr\cdotm^2$와 공기유속이 1.47 m/sec일때 최대 증발조건으로 확인되었으며 대기의 온.습도 및 풍속에 따른 실험을 통하여 달톤형의 증발식 Air factor $[\textit{Eh}=(0.018 + 0.0141\textitv) {\delta}textitH]$를 도출하였다.

방사성 물질 취급시설인 핫셀을 출입하거나 핫셀 내의 장비 반출 등으로 인하여 핫셀 뒤편에 위치한 서비스 구역은 오염이 발생할 수 있다. 오염이 발생된 서비스 구역을 법령이 정한 표면허용오염도 이하로 제염 관리하기 위해서는 많은 방사성폐기물이 발생할 뿐만 아니라 제염하기 위한 소요인력 및 시간 또한 많이 요구된다. 이러한 문제점을 해소하기 위한 습식 제염장치는 부착된 오염원을 바닥 면으로부터 분리시키는 브러시를 회전시키는 부분, 회전브러시에 제염액 또는 세제를 공급하는 부분, 바닥 면에서 분리된 오염원과 제염액 또는 세제를 흡입하는 부분 그리고 주행하는 부분으로 구성되며, 스테인리스 재질로 제작하여 내부식성 뿐만 아니라 장치 자체의 제염도 쉽게 제작하여 조사후시험시설의 서비스 구역에서 제염장치의 성능시험을 수행하였다.

국내 원자력 산업의 급속한 성장과 더불어 하나로 시설의 본격적인 가동 및 핵연료주기시험과 관련한 연구의 증가로 인하여 방사성폐기물의 발생량 및 누적량이 지속적으로 증가될 전망이며, 이에 따라 방사성폐기물의 안전성 확보 및 감용 처리를 위한 노력이 더욱 강조되고 있다. 조사후시험시설에서는 원자력발전소에서 발생하는 사용후핵연료봉의 결함원인 규명과 건전성 평가를 위한 조사후시험을 수행하고 있으며, 본 연구에서는 조사후시험시설에 설치되어 있는 방사성고체폐기물 처리설비를 활용하여 조사후시험에서 발생하는 폐기물의 압축, 파쇄, 절단기술 및 경험사례에 대하여 기술하였다. 고준위 방사성고체폐기물 처리는 특수 제작하여 핫셀에 설치되어 있는 100톤 압축기로 방사성고체폐기물을 압축하여 폐기물의 양을 1/12정도로 감용 처리하였으며, 중ㆍ저 위 방사성고체폐기물은 인터벤션에 설치된 60톤 압축기를 사용하여 가연성폐기물을 1/8정도로 압축 감용 처리하였다. 폐플라스틱 통은 파쇄기를 사용하여 절단처리 함으로써 1/5, 폐 필터는 1/6의 감용 비를 얻었으며, 비 가연성물질인 금속류 물질 또한 절단 처리하여 드럼의 양을 줄일 수 있었다.

지난 논문에 이어서 삼중수소 취급시설의 일부인 삼중수소 주입계통과 재생계통을 소개하였다. 두 계통은 모두 삼중수소의 유출이 가능한 계통들로서 GB안에 설치되어야 하는 계통들이다. 삼중수소 주입계통은 삼중수소 취급시설을 사용하여 목적하는 제품을 생산하게 되는 주 계통으로서 삼중수소의 관리를 위하여 정확히 삼중수소의 주입/분배량을 계량할 수 있어야 하고, 주입 후 계통내 잔여 삼중수소를 최대한 회수할 수 있도록 하여 방사성 물질의 환경방출을 최소화 할 뿐만 아니라 귀한 자원의 손실을 최소화하도록 설계되었다. MS, Ni catalyst bed, metal getter 등 재생이 필요한 TRS 내부의 장치들은 별도의 재생계통을 사용하여 재생한다. 다른 장치들의 재생은 장치를 가열하면서 적절한 purge gas를 흘려주는 비교적 간단한 방법으로 재생이 가능하나 삼중수소를 흡착한 metal getter의 삼중수소를 회수해야 하기 때문에 복잡한 공정을 거쳐야 한다.

국내원전의 농축폐액건조설비에 적용되고 있는 붕산/파라핀의 혼합비가 3.3/l 인 고화체를 제조하여 H/D비가 1, 1.25, 1.5, 1.75, 2.0인 시편과 50/100mm인 시편으로 H/D 및 Loading rate에 따른 압축강도변화를 비교하였다. 실험에서 압축강도의 크기가 d=50＞75＞100mm의 현상을 보였으며, 평균 압축강도는 34.25 $\kg/textrm{cm}^2$ (d=50mm), 24.94 $\kg/textrm{cm}^2$ (d=100mm)에 걸쳐 시험체의 직경크기에 따라 감소하고 있음을 확인하였으며, 이들 모두 NRC/BTP에서 권고하고 있는 4.1$\kg/textrm{cm}^2$이상임을 알 수 있었으며 NRC/BTP에서는 시험체의 크기를 D=2~3 inch, H/D=2를 권고하고 있는데 본시험에서도 H/D의 비가 2.0으로 하여 시편을 제조하여 시험하는 것이 바람직한 것으로 보인다. 또한 Loading rate에 있어서는 재하속도가 클수록 압축강도가 증가하는 것으로 나타났다.

하나로의 출력 운전이 시작된 1996년 이후 2002년까지 발생하였던 고체 폐기물의 양을 정리하고 원자로 출력량과의 상관 관계를 비교하였다. 이 기간동안 발생한 폐기물량 및 처리비용은 각각 $69,598{\ell}$, 1,878만원이었으며 출력량 대비 폐기물 발생량 및 처리비용은 각각 $3.01{\ell}/MWD$, 811원/MWD이다. 또한 폐수지의 부피를 줄이기 위해 수지건조장치를 개발하여 폐수지의 양을 약 40% 감소시켰다.

1996년부터 2002년까지 하나로의 출력 운전 중 발생한 액체 폐기물의 양을 조사, 정리하고 원자로 출력량과의 상관 관계를 비교하였다. 이 기간동안 발생한 폐기물량 및 처리비용은 각각 $263,530{\ell}$, 8,169만원이었으며 출력량 대비 폐기물 발생량 및 처리비용은 각각 $11.38{\ell}/MWD$, 157원/MWD이다. 폐기물 저감 대책은 원자로 홀 내에서 수행되는 보수 작업 및 실험 공정을 개선하여 저감하였다.

한국원자력연구소에서 발생하는 액체폐기물은 환경으로의 무방출 원칙에 따라 탱크에 임시저장하면서 증발농축의 감용처리를 거쳐 고체화하거나 자연증발시설을 통해 최종 증발 처리를 한다. 폐기물의 효율적 관리를 위한 체계적인 이력관리와 문서관리 및 각종 통계자료를 도출할 수 있는 데이터베이스 시스템의 구축의 일환으로 현재 연구소에서 실시하는 액체와 고체 방사성폐기물의 처리공정상에서의 데이터 확보가 필요하다. 이를 위해 폐기물 발생현황과 처리공정별 데이터를 분석하고 공정의 흐름과정에서 확보하는 데이터를 데이터베이스에 입출력하는 응용프로그램 설계를 완료하였다. 본 연구는 연구소에서 발생하는 방사성폐기물의 발생현황과 이를 수집하여 부피축소와 감용 처리 공정을 거치는 일련의 공정과정을 분석하여 도식화한 결과와 이를 토대로 폐기물처리 업무에 맞는 데이터 입출력 프로그램을 설계 내용을 소개한다. 제한된 환경에서의 실험이 아닌 실제 처리공정상의 데이터는 서류와 인적, 물적 자원의 절약을 도모하고 방사성폐기물에 대한 추적관리 및 처리의 효율성을 향상시키며 정확하고 신속한 정보를 제공하여 방사성폐기물의 물질수지연구에 이바지 할 수 있다.

원자력산업 분야의 공기정화장치에 사용되고 있는 HEPA 필터폐기물은 무게 약 20kg, 크기 $610{\times}610{\times}292mm$의 직육면체로써 무게에 비해 부피가 상대적으로 크다. 따라서 이는 방사성 폐기물의 임시저장 및 영구처분 시에 필요 이상의 많은 저장 공간을 차지하게 되고 관리에 따른 비용도 많이 소요된다. 각 국에서는 이런 HEPA 필터폐기물의 부피를 최소화하기 위해서 일반적으로 압축처리를 하고 있는데, 본고에서는 한국원자력연구소(KAERI)에서 개발한 HEPA 필터폐기물 압축처리장치의 특성을 소개하고 일본 및 미국의 압축처리장치와 비교 검토하였다.

중수로형 원전의 감속재 상층기체에 포함되어 원전 주변 대기로 방출되는 방사성이산화탄소$(^14CO_2)$를 효과적으로 흡착하여 분리, 고정할 수 있는 고효율 흡착제를 개발하기 위해, 활성탄 및 활성탄섬유에 금속수산화물(LiOH)을 담지한 몇 가지의 흡착제를 대상으로 XRD, BET, SEM/EDX 분석을 수행하였으며, 이산화탄소 흡착 성능을 시험하였다. 성능 시험 결과, 활성탄과 LiOH를 물리적으로 혼합한 시료가 함침법으로 LiOH를 활성탄에 담지한 시료에 비해 흡착 성능이 우수함을 알 수 있었으며, 활성탄의 표면을 개질한 결과 1N 질산으로 처리하였을 때에도 흡착성능이 향상됨을 확인하였다.

조사재시험시설에 설치되어 있는 풀$(3m{\times}6m{\times}10m)$은 조사재운반용 수송용기(Cask)를 풀에 하역하여 풀물 속에서 조사재(시료)를 꺼내어 핫셀 내로 반입/반출하는 목적으로 사용한다. 수송용기를 풀에 하역하여 시료를 취출시 또는 버켓 엘리베이터에 장착시 모든 작업은 육안으로 행하여지기 때문에 항상 풀물을 양호한 수준으로 관리하여 수중취급 작업을 용이하게 하여야 하며, 방사성 오염관리 측면에서는 물에 잔존해 있는 방사성물질을 원자력법령에서 정하는 규정치 이하로 관리하여야 한다. 본 논문에서는 조사재시험시설에 설치하여 운용하고 있는 풀물정화장치 운전에 의한 방사능오염 및 수질에 대한 거동을 반출입된 시료별로 오염분포를 기술하였다.

조사재시험시설(IMEF : Irradiated Materials Examination Facility)은 원자력연구소 부지 내에 위치하고 있는 핫셀 시험시설로써, 하나로 연구용 원자로 및 상용 원자력발전소에서 중성자에 조사한 사용후핵연료 및 구조재료 등의 조사특성에 대한 시험 및 평가를 수행하고 있다. 따라서 핫셀 내부에서 시험을 완료한 고준위 고체폐기물들은 시설의 고유기능을 지속적으로 수행하기 위해서 정기적으로 핫셀 외부로 반출 및 원자력연구소 부지내의 저장시설에 옮겨 처리해야 한다. 시설준공(1993년 말) 후 현재까지 고준위폐기시설인 모노리스(monolith)로 반출 및 처리한 물량은 50리터용 폐기물처리용 통(bin)으로 약 30개이며, 해마다 그 양이 늘어나고 있는 추세이다. 본 논문에서는 조사재시험시설의 핫셀에서 고준위폐기시설인 모노리스(monolith)까지의 일련의 반출 및 처리에 대한 절차 및 작업내용을 간략하게 기술하고자 한다.

핵확산 저항성 핵연료주기공정, 트리튬을 활용하는 첨단산업 시설과 중수로형 원전 등의 국내 원자력 산업에서 다양한 화합물 형태로 발생하는 트리튬 폐기물을 처리하는 기술을 개발하기 위하여 국내외 트리튬 처리기술의 현황을 조사하였음. 트리튬 폐기물을 크게 기체상, 유기상, 수용액상으로 분류하였고, 이들을 각각 처리할 수 있는 기술을 분석하였음. 이러한 트리튬 폐기물의 처리기술 개발은 원자력 산업의 지속적인 발전을 위한 기술력 기반조성 및 국민의 방사성 폐기물에 대한 긍정적 이미지를 심어 주는데 필수적임.

원자력연구소에서 개발 중인 현재의 건식처리공정에서 발생될 용융염폐기물로 인한 최종 고화체의 발생량을 재생/재순환 공정을 도입할 경우와 비교하여 최종 고화체 발생량 감소와 이로 인한 재료비 절감액을 계산하였다. 현재까지 확보된 자료와 가정 하에 계산한 결과 1 ton HM을 처리하는 것을 기준으로 차세대관리공정 발생 LiCl염폐기물의 최종 고화체는 5.4 톤에서 1.7 톤으로 약 3.7 톤 (부피로는 $1.6m^3$) 줄게 되고, 1 ton U 규모의 전해정련공정 발생 LiCl-KCl 공융염폐기물의 최종 고화체는 2.7 톤에서 0.4 톤으로 약 2.3 톤 (부피로는 $1.0m^3$)이 줄어드는 것으로 계산되었다. 본 추정으로부터 건식처리공정이 보다 더 경제성을 높이기 위해서는 재생처리공정의 도입이 꼭 필요한 것으로 판단되었다.

유리고화체의 내구성과 조성에 관한 이 연구의 목적은 구조적 모델, 비가교 산소 모델(NBO) 및 간단한 경험적 모델(Valence-oxygen)과 함에 침출실험결과들을 비교하는 것이다. 조성에 기초한 모델들 사이의 연관성들은 이와 같은 모델들이 지질학적 유리와 제조된 유리의 관련성에 대해 유리고화체의 내구성을 설명할 수 있다는 것을 나타낸다 이러한 관계는 유리고화체의 장기간 내구성을 결정하는데 도움을 줄 수 있으며, 모델을 통한 유리고화체의 조성에 의한 실험결과에의 영향성을 검토하였다 9$0^{\circ}C$에서 7일간 수행된 PCT 침출시험을 대상으로 모델들을 비교하였으며 Ash Loading wt%가 증가할수록 망목형성이온이 증가하기 때문에 침출농도 및 침출분율이 감소하는 것을 확인 할 수 있었으며, VO model의 변수 값이 증가할수록 주요 유리매질의 침출분율은 완만한 기울기를 가지며 감소하다. 금속류의 침출분율은 VO model의 변수 값이 감소함에 따라 대체적으로 증가함을 확인 할 수 있었다.

Zinc acetate has been proposed and used to evaluate ionic zinc as a means to reduce reactor radiation buildup at several nuclear plants. Thermodynamic analysis of the aqueous zinc system using reliable data shows that the stability of the hydrolyzed zinc species increases with pH and temperature. Adsorption kinetics and isotherm studies were carried out to investigate the mixed resin performance of the zinc adsorption. The equilibrium isotherms of the zinc adsorption onto nuclear grade resin indicate that the data correlate well with the Langmuir model and that the adsorption is physical in nature. The maximum capacity according to the Langrnuir model is about 0.6meq/g for an initial zinc concentration of 100ppm at $50^{\circ}C$. The use of natural zinc could result in the generation of a $^{65}Zn$ activity with about $500{\mu}Ci/mL$ of resin after 12 months of operation.

제염이란 방사능에 오염된 물체로부터 방사능을 어느 수준 이하로 떨어뜨리는 모든 종류의 작업을 말한다. 본 논문에서는 제염 방법 중의 한가지인 전해 연마 제염법을 이용한 방사선 오염제거에 대하여 실험을 통하여 기술하였다. 알파선과 베타선에 오염된 각각의 SUS 시편을 사용하여 두 가지 방사선에 대한 제염도를 비교해 보았고, 베타선에 오염된 SUS 및 Carbon steel 시편을 사용한 각 전해액에 대한 제염 실험이 수행되었다. 전해액으로서는 황산, 인산, 질산, 구연산 및 옥살산 등을 사용되었다. 전해액의 종류, 통과하는 전류의 세기 및 시간에 따라 각 시편에 대한 제염도의 차이를 비교, 분석 할 수 있었다.

본 연구에서는 방사성폐기물 아스팔트고화체를 장기간 저장시 형태유지가 되지 않는 단점을 보완하기 위하여 폴리에틸렌을 고화보조제로 아스팔트에 첨가하여 전처리의 분쇄 공정 없이 입상수지를 직접 고화처리 함으로서 시멘트 고화체처럼 형태안정성을 지니는 아스팔트 고화체를 제조하는 방법을 개발하고 이 방법에 의해 제조된 고화체의 침출특성을 평가하여 실제 방사성 폐이온 교환수지 처리에 적용함을 그 목적으로 하였다. 실험결과 고화보조제인 폴리에틸렌은 아스팔트와 폐수지가 혼합된 고화체내에서 가교역활을 하며 PE 함유량이 10 wt% 이상일 때 장기간 노출실험에서도 고화체 형태를 그대로 유지하였다. 최적조업조건은 폐수지의 함유량이 무게비로 40wt% 이고 PE의 함유량이 10wt%이며 이때 고화체내부에 수지입자의 밀도도 균일하게 분포됨을 확인하였다. 실험은 폐이온교환수지에 아스팔트를 혼합하고 여기에 폴리에틸렌(PE) 필름을 고화보조제로 첨가함으로서 고화체의 균일성, 수분과 접촉시 고화체의 침출을 최저로 하는 안정된 고화체를 개발하였다.

원자력시설에서 방사성요오드 제거용으로 사용되는 TEDA 침착활성탄의 고온공정에서의 메틸요오드의 제거성능을 은이온제올라이트(AgX)와 상호 비교하였다. $30^{\circ}C~400^{\circ}C$ 온도범위에서 온도에 따른 메틸요오드의 흡착량 및 탈착후 잔존량을 측정한 결과, 비첨착활성탄의 흡착성능은 온도가 증가함에 따라 급격히 감소하지만 TEDA 침착활성탄의 흡착성능은 $100^{\circ}C$부근에서도 AgX와 거의 유사한 값을 나타내었고, 탈착후 잔존량은 $250^{\circ}C$까지도 비침착활성탄에 비하여 매우 높은 값을 유지하였다. 또한 $100^{\circ}C$ 이상의 고온공정에서 AgX 및 TEDA 침착활성탄을 충전한 고정층 파괴특성을 상호 비교하였으며, 반응 생성기체의 분석으로부터 AgX에 의한 메틸요오드 제거 메커니즘을 제안하였다.

현재 국내에서 개발 중인 사용후 핵연료의 금속전환공정에서 발생이 예상되는 LiCl 염폐기물을 제올라이트로 고정화한 후 최종 고화체를 만드는 기술을 개발 중에 있다. 여러 혼합조건에 대해 고정화 생성물의 결정을 분석한 결과 모든 혼합조건에서 제올라이트 A형이 제올라이트 Li-A으로 전이되었으며, 일부 혼합조건에서는 Minor phase로 소달라이트 형도 발견되었다. 자유염 발생이 최소가 되는 혼합조건은 Cs, Sr 핵종이 포함된 LiCl 제올라이트 비가 1.0인 조건이었다.

원자력발전소에서 발생하는 방사성 폐액은 일반적으로 액체폐기물처리계통 폐액증발기 및 농축 폐액건조설비에서 증발 및 건조 공정을 통해 수분을 함유하지 않은 분말형태로 변한다. 이 분말형태의 폐기물은, 취급 시와 처분 후 안전성을 확보할 수 있도록, 파라핀과 균일하게 혼합되어 고화된 후 철제드럼에 포장된다. 농축폐액건조설비를 이용하여 농축폐액을 건조시킨 후 분말 형태의 폐기물을 파라핀과 혼합하는 공정을 수행할 때, 방사성 폐액 중 붕소와 나트륨의 몰비가 0.2를 초과하는 경우, 분말형태의 폐기물이 파라핀과 균일하게 혼합되지 않고 층을 이루어 분리되어 드럼에 안정고화가 잘 안되는 경우가 발생하였고 또한 일부는 드럼화 전에 설비 내에 고착되는 현상이 발생하는 것을 경험하였다.

고준위 방사성폐기물 처분장에서 적용하고 있는 다중 방벽의 한 부분인 처분 용기는 벤토나이트 완충재의 팽윤과 지압으로부터 폐기물을 역학적으로 안전하게 보호함과 동시에 일정 기간 방사성폐기물의 유출을 억제하는 역할을 한다. 용기는 엄격한 재질 선정과 품질 보증을 거쳐 건전성을 확보하나 보수적인 관점에서 보면 용기 제작 과정이나 수송 중 예상치 못한 사건으로 인해 불량품이 발생할 개연성이 있다. 본 연구에서는 이와 같은 사고 시나리오를 가정할 경우 불량 용기를 포함한 전체 용기에 거치된 방사성폐기물의 시간에 따른 환경 위해도를 평가하였다. 본 연구결과 일부 처분 용기에 초기 파손이 발생하더라도 규제치를 잘 만족하는 것으로 판명되었다.

플라스틱 광섬유섬광체(PSF)를 여러 가닥의 다발로 묶은 방사선센서를 제작하여 $^137Cs$ 감마선원에 적용하여 가닥수에 따른 방사선 계측 특성을 분석하였다. 이를 통하여 센서부위와 전송용 광섬유간의 집광을 용이하게 하는 끝이 가늘어지는 광섬유(Tapered fiber)의 필요성을 발견하였다. Tapered 광섬유의 성능을 예측하기 위하여 polystyrene을 기반으로 미량의 dPOPOP와 PPO 또는 dPBD를 첨가한 Tapered 플라스틱 섬광체를 제작하였으며, $^137Cs$ 선원 1 1.5, 3, 5 ${\mu}Ci$에 적용하여 출력파고 및 방사능과 총계수치 사이의 비례관계를 분석하였다. 본 연구를 통하여 플라스틱 광섬유섬광체를 Tapered 형태로 제작하는 경우 ${\mu}Ci$ 수준의 감마선 장에서 방사선 계측기로 개발될 수 있음을 확인하였다.

2008년 목표로 건설을 추진하고 있는 중저준위 방사성폐기물 처분시설의 환경 조사 계획을 수립하기 위해 국내 원자력법과 국제 수준을 조사하였다. 외국의 사례에 비추어 볼 때 원자력발전소에 비하여 분석량은 다소 증가할 것으로 예상된다. 중저준위 방사성폐기물 처분시설의 방사선 환경 조사는 원자력법과 처분 지역의 특성에 맞도록 조사 항목 및 지점을 조정하여 수행하여야 한다. 또한 주민에게 신뢰감을 줄 수 있는 다각적인 방법도 병행하여야 할 것으로 판단되었다.

본 논문에서는 황사빗물이 중ㆍ저준위 방사성 폐기물 시멘트 고화체에 미치는 영향을 알아보았다. 실험은 ANS 16.1 실험법을 채택하였다. Co 핵종을 포함한 시멘트 고화체를 제작한 후, 대기 중 황사성분의 질량농도를 이용해 침출수의 부피, 이온 및 금속의 농도 등을 결정한다. 실험을 위해 대기 중 황사 부하량이나 강수에 포함되는 황사성분의 양, 처분장의 면적 등은 적합한 가정을 통해 결정하였다. 본 논문에서는 황사의 특성에 대해 간략히 소개하고 침출 실험의 준비과정으로 실험 조건을 결정한 후에, 90일간의 침출실험을 통해 나온 결과로 황사빗물에 의한 시멘트 고화체의 영향을 평가ㆍ분석하였다.

방사성폐기물 관리시설에 관한 신문의 관심은 매우 컸으며, 3개월 동안에 480건의 기사를 8개 신문에서 실었다. 사설도 38건이었으나 상황과 사안에 따라 모든 신문이 정형화된 내용과 비판을 하였다. 기사는 대부분 정부의 보도 자료에 의존한 하거나, 시위소식 등을 전하는 단순사안이었고, 심층보도는 이 사업 추진에 가장 큰 장애요소가 되고 있는 지역주민과 시민단체의 반대논리와 여론을 이해할 수 있도록 전달하지 못하였다. 특히 가장 쟁점이 될 수 있는 방사성폐기물의 위험과 안전에 대해서는 68건의 심층 보도 가운데 17건에서만 언급되고 있었는데, 그 내용도 위험성과 안전에 대한 해설이나 분석기사는 아니었다. 결과적으로 신문은 정부와 지역주민간의 갈등을 해결하는 조화의 장을 이끌어 내거나 제공하지 못하였고, 찬성과 반대 측 전문가들에게 공론의 장을 제공하여 사회적 합의를 도출하는데 기여하지는 못하였다. 오히려 많은 기사 보도의 남발로 방사성폐기물 관리시설에 대한 부정적인 이미지를 부각시키는 영향만 남았다고 판단된다.

본 논문은 처분시설에 인도될 폐기물이 처분시설의 폐기물인수기준(Site specific Waste Acceptance Criteria)에 적합한 특성을 갖고 있음을 입증하기 위해 폐기물발생자들이 이용하고 있는 방법과 처분시설운영자가 처분대상 폐기물의 처분적합성을 검증하기 위한 방법을 제안함으로써 처분을 고려한 폐기물 처리를 유도하고 궁극적으로 처분시설의 안전성을 확보하기 위함이다. 폐기물의 처분안전성을 위해서 폐기물 발생자는 발생된 폐기물을 처분자의 폐기물인수기준에 맞게 감용, 처리, 포장하여야 하며, 처분자는 체계적인 검사절차에 따라 인수기준의 충족여부를 확인하여야 한다. 폐기물에 대한 폐기물인수기준 충족여부 확인을 위하여 현재 처분시설을 운영하고 있는 국가에서는 폐기물인증프로그램(Waste package qualify Certification Program)을 도입하여 폐기물에 대한 처분수용여부를 확인하고 있다.

현행 중ㆍ저준위방사성폐기물 인도규정의 개정에 초점을 맞추어 국내 천층처분시설에 대한 폐기물 수용요건의 개발 및 이행 방안을 제시한다. 개정안은 방사성폐기물 세부분류, 표층처분 방사능농도제한, 핵종 inventory 평가 등에 관한 구체적인 기준을 담고 있으며, 그 이행을 위하여 처분전 폐기물관리, 처분시설 안전성평가, 처분시스템 등과의 합리적인 연계를 모색한다.

심부 처분환경조건에서 붕규산유리고화체의 장기침출거동을 규명하기 위하여 3종의 모의붕규산유리고화체에 대한 장기침출실험이 1997년에 착수되었다. 5년간의 침출결과는 붕소가 본 붕규산유리고화체의 장기침출지표물질로 사용될 수 있음을 확인시켜 주었고, 비록 고화체들의 조성은 약간씩 다르지만 초기 1년여 기간동안의 침출률을 제외한 장기침출률은 S/V에도 무관하게 $0.03g/m^2-day$에 근접함을 보여주고 있다.

고준위 폐기물 처분용기 개념설계의 일부분으로 열전달 해석을 수행하였다. 현재까지 진행된 처분개념인 지하 500m 암반 내 처분공에 4개의 PWR 사용후 핵연료 다발을 처분용기에 넣어 처분하였을 경우에 대해 온도 분포를 구하였다. 열전달 해석에는 유한요소법을 이용하는 NISA 프로그램을 이용하였다. 처분용기 내 핵연료의 열 발생에 의한 $\ulcorner$처분용기＋벤토나이트 버퍼＋처분터널＋암반$\lrcorner$ 복합시스템의 온도분포를 구하였다. 처분터널 사이의 간격이 40m 처분공 사이의 간격이 6m인 경우 처분용기 외곽 쉘과 완충재 사이의 온도는 처분 후 15-16년에 도달할 때 최대 $87.5^{\circ}C$까지 증가하다가 서서히 감소하였다.

지층처분연구를 통한 지구과학분야의 기술적 발전은 천연방벽의 특성을 이해하기 위한 계측방법 및 단계적 부지조사ㆍ평가과정을 확립하였으나, 아직도 지하매질의 불균질성과 규모 종속적인 특성 때문에 후보부지특성에 대한 이해는 부족한 상태이다. 부지특성 평가결과의 불확실성으로 인한 시간적ㆍ경제적 부담을 줄이기 위해서는 무엇보다도 후보부지를 중심으로 계획된 정확하고 치밀한 부지특성평가계획의 수립과 전반적인 수행과정 및 결과에 대한 품질보증 시스템의 적용이 요구된다. 또한 원전수거물 처분시설에서 요구되는 충분조건과 필요조건으로 구분하여 단계별로 평가하여야 한다.

중ㆍ저준위방사성폐기물관리시설의 안전심사체계의 확보를 위하여 미국, 일본, 프랑스 등 국외방사성폐기물관리 안전심사체계와 국내 인허가 심사체계 및 기술기준의 개발현황을 살펴보았다. 국내 방사성폐기물관리시설의 인허가는 원자력 관계법령에 따라 전체 5-6단계에 걸쳐 이행되며, 원자력법규와 기존의 원자력발전소 건설허가 심사기간을 참조할 때 건설ㆍ운영허가에 소요되는 기간은 총 32개월로 추정된다. 방사성폐기물의 안전관리를 위해 현재까지 전체 15건의 과기부고시를 개발하여 운용하고 있으며, 2005년까지 5건의 기술기준을 신규 개발 완료할 예정이다.

고준위 방사성 폐기물 처분장으로부터 유출된 핵종이 인간 생태계에 도달하여 어느 정도의 선량률로서 피폭을 일으키는가를 보이기 위한 생태계 피폭 모델링 및 평가 연구는 처분안전성 평가의 최종 단계로서 핵종 유출의 결과가 인간에게 어느 정도의 방사선 피폭을 주는가를 보이는 것이 그 주요한 내용이 된다. 이 연구를 통하여 도출된 시나리오 중에서 가장 기본이 될 수 있는 생태계에 대하여 AMBER를 사용하여 피폭 계산을 수행하여 선량 환산 인자 평가를 계산해 보았다. AMBER 코드는 핵종 이동 계산을 위해 여러 개의 구획을 설정하고 구획간의 핵종 이동은 핵종 전이 계수(mass transfer coefficient)를 이용하여 계산한다.

방사성폐기물 처분장의 건설에 가장 중요한 부분 중의 하나는 처분안전성의 확보이다. 처분시스템의 기본적인 기능은 처분된 폐기물을 인간 환경으로부터 완벽하게 고립시켜 처분장 내에 영구적으로 격리시키는 것이다. 토양에서 수리전도도는 핵종의 이동과 밀접한 관련이 있다. 그러나 아직까지 국내에서 불포화 토양에 대한 수리 특성 연구는 많이 부족한 상황이다. 이에 본 연구에서는 빠르고 간단하게 불포화 수리 인자값을 산출하는 방법을 제시한다. 토양수분특성곡선과 수리전도도의 산출은 One-Step Outflow Method를 이용하였다.

Engineered barrier test facility is specially designed to demonstrate the performance of engineered barrier system for the near-surface disposal facility under the domestic environmental conditions. Comprehensive measurement systems for the water content, temperature, matric potential are installed within each test cell. In this study, short-term monitoring of the behavior of multi-layered cover system is implemented with artificial rainfall system. The periodic measurement data are collected and analyzed by a dedicated database management system, and provide a basis for performance verification of the disposal cover design.

본 연구에서는 고준위 방사성폐기물 심지층 처분시설의 규모 및 layout 설정에 필요한 요소인 처분터널 및 처분공 간격에 대한 분석을 수행하였다. 이를 위하여, 기준 처분개념 및 공학적 방벽개념을 바탕으로 처분터널 및 처분공 단면을 설정하고, 단층 및 복층 개념에 따른 처분동굴의 구조적, 열적 안정성을 분석하였다. 분석 결과를 바탕으로 설계에 있어서 주요한 인자 중의 하나인 굴착량을 최소화할 수 있는 처분동굴 및 처분공 간격을 제안하였다. 향후, 부지에 대한 불확실성을 줄이기 위하여 정확한 부지특성 자료를 통한 상세한 분석이 필요하다.

It is important to know the accurate radionuclide inventory of radioactive waste for the reliable management. However, estimation of radionuclide concentrations in drummed radioactive waste is difficult and unreliable because of difficulties of direct detection, high cost, and radiation exposure of sampling personnel. In order to overcome these difficulties, scaling factors (SFs) have been used to assess the activities of radionuclides that could not be directly analyzed. A radionuclide assay system has been operated at KORI site since 1996 and consolidated scaling factor method has played a dominant role in determination of radionuclides concentrations. However, some problems are still remained such as uncertainty of estimated scaling factor values, inaccuracy of analyzed sample values, and disparity between the actual and ideal correlation pairs and the others. Therefore, it needs to improve the accuracy of scaling factor values. The scope of this paper is focused on the improvement of accuracy and representativeness of calculated scaling factor values based on statistical techniques. For the selection of reliable activity determination method, the accuracy of estimated SF values for each activity determination method is compared. From the comparison of each activity determination methods, it is recommended that SF determination method should be changed from the arithmetic mean to the geometrical mean for more reliable estimation of radionuclide activity. Arithmetic mean method and geometric mean method are compared based on the data set in KORI system.

국내 경수로형 사용후핵연료의 효율적인 관리를 위하여 현재 건식처리공정으로 개발 중에 있는 차세대관리 종합공정의 실증시험이 계획되어 있다. 실증시험의 수행을 위해서는 기밀성이 유지되는 ${\alpha}{\gamma}$ type 핫셀시설과 시설의 안전성 확보가 필수적이다. 핫셀시설 확보에 필요한 재원을 최소화하기 위하여 기존 ${\beta}{\gamma}$ type 핫셀을 개조하여 활용하기로 하였으며, 차세대관리 종합공정의 특성을 고려하여 실증시설의 보수적 안전성 확보와 핫셀 내 효율적인 공정운전을 위한 분야별 설계요건을 확립하였다. 또한 이를 기준으로 실증공정의 공정조건과 상세한 작업흐름을 분석하여 핫셀 및 부대설비와 공정기기들의 구성과 배치론 최적화하였으며, 실증공정 및 핫셀 개조를 위한 기본 설계와 상세설계, 안전성분석과 환경영향평가를 완료하였다.

고방사성물질을 취급하는 핫셀내 원격취급장치인 MSM의 작업영역을 벗어나는 경우의 공정장치부품 유지보수공정을 개발하였다. 이를 위하여 핫셀 공정에 대한 가상 목업을 구축하였으며, 이를 이용하여 MSM 작업영역, 작업자 시각영역을 분석하고, 그래픽 가상목업의 충돌감지 기능을 이용한 서보 조작기의 경로계획을 수립하였다. 또한, 분석한 결과를 토대로 서보조작기에 의한 사각지역 내 부품 유지보수 공정을 설정하였으며, 설정된 공정은 그래픽 전산모사를 통하여 검증하였다. 제안된 유지보수 공정은 실제 핫셀공정 수행시 유용하게 활용될 것이며, 그래픽 가상목업은 다양한 핫셀 공정에 대한 분석 및 훈련 시스템으로 활용하여, 작업 효율성 및 안전성 향상에 기여할 것으로 기대된다.

핫셀내에서 원격작업을 수행할 수 있는 천정 이동 서보 매니퓰레이터 시스템의 시제품을 소개한다. 핫셀(hot cell)에 기본적으로 설치되는 마스터-슬레이브 매니퓰레이터 (master-slave manipulator, MSM)는 팔 길이의 제한 때문에 핫셀내 장치의 유지보수를 효과적으로 수행할 수 없다. 따라서, MSM의 결점인 접근 지역의 제한을 극복하기 위해 천정 이동 서보 매니퓰레이터(Bridge Transported Servo Manipulator, BTSM) 시스템을 개발하고 있다. 개발한 시제품은 부분적으로 와이어 구동방식을 채택한 단일 팔 형태의 힘반영 마스터-슬레이브 서보 매니퓰레이터로 중량 및 규모 대비 취급하중이 기존 마스터-슬레이브 서보 매니퓰레이터 보다 크다. 이는 산업용로봇 및 일반적인 구동장치의 개발에도 유용하다.

원전발생 방사성폐기물 시료 중 TRU를 정량하기위해 모의 사용 후 핵연료 시료 용액 중 Pu, Am 및 Cm 을 이온교환수지 및 HDEHP 추출크로마토그래피로 분리한 다음 알파분광분석법으로 각 핵종의 함량을 정량하였다. Dowex AG1 음이온수지 에서 12M HC1-0.lMHI 용리액으로 Pu를 분리하고 이차분리관인 HDEHP 흡착 분리 관에서 DTPA-Lactic Acid 용리액으로 Am과 Cm을 군분리하였다. 분리된 Pu, Am 및 Cm은 0.1M $NaHSO_4$-0.53M $Na_2SO_4$ 매질에서 전착한 다음 알파분광분석법으로 $^{239}Pu$, $^{241}Am$및 $^{244}Cm$의 알파에너지의 방사능을 측정하여 회수율을 추하였다. 비방사성 금속원소 및 우라늄을 포함하는 합성용액 시료중 $^{239}Pu$, $^{241}Am$및 $^{244}Cm$ 을 측정한 결과 각각 83.8%, 85.2% 및 86.3% 의 회수율을 나타내었다.

산화물 형태의 사용후핵연료를 용융염에서 금속 형태로 전환하여, 발열량, 부피 및 방사능을 1/4로 감소시킬 수 있는 전기화학적 금속전환 공정을 개발하고, 5kg $U_3O_8$/Batch 규모의 mock-up 실험을 수행하였다. 본 연구에서는 전해 셀의 운전변수를 해석하였으며, 아울러 hot test를 위한 장치개발 연구도 병행하였다. 전기화학적 금속전환 공정을 이용하여 $U_3O_8$ 형태의 천연우라늄 분말을 99% 이상 금속전환할 수 있었으며, 또한 20kg $U_3O_8$/batch 규모 장치의 설계자료를 산출할 수 있었다.

우라늄 산화물의 금속전환을 위해 고온 용융염 중에서 전기화학적 환원공정에 대한 관심이 고조되고 있다. 본 공정은 우라늄 산화물뿐만 아니라 다른 악틴족 원소 산화물 및 일부 희토류원소 산화물 역시 금속으로 환원되는 장점을 가지고 있다. 이러한 금속산화물들은 독창적으로 고안된 일체형 음극 및 불활성 양극을 이용하여 금속으로 환원되며, 음극에서 발생된 산소 이온은 양극으로 전달되어 산화됨으로서 산소기체를 발생시킨다. 용융염 중에서 알칼리 및 알칼리토류 산화물에 대한 전기화학적 거동은 아직 완전히 밝혀지지 않았으며, 후행핵연료주기의 단위공정으로서 개발중에 있다. 사용후핵연료의 열 부하는 주로 세슘 및 스트론슘에 의한 것으로, LiC1 용융염 중에서 세슘, 스트론슘 및 바륨 산화물에 대한 용해 속도 및 환원전위를 고찰하였다.

본 연구는 건식 용융염 전해정련실험에서 고체음극에 순수 우라늄금속 전착되는 최적조건을 얻기 위한 내용이다. 실험 결과, 용융염(LiCl-KCl)중 $UCl_3$의 농도가 2wt%이상이 존재할 때 고체음극에 순수한 우라늄이 전착됨을 알았다. 또한, 전착물중 전류밀도와 용융염중 U의 함량이 미치는 영향과 우라늄의 형태에 관한 연구가 수행되었다.

$LiCl-Li_2O_2$용융염계에서 용융염 취급장치의 구조재료를 위한 평가의 일환으로 오스테나이트 합금인 Fe-base 및 Ni-base 합금의 부식거동을 분위기온도; 650~$725^{\circ}C$, 부식시간: 24~168h, $Li_2O$농도; 3wt%, 혼합가스농도: Ar-10%$O_2$에서 조사하였다. $LiCl-Li_2O_2$ 용융염계에서 Ni-base 합금이 Fe-base 합금보다 높은 내부식성을 나타내었으며, 또한 Fe-base 합금에서 Fe의 함량이 낮고 Ni의 함량이 높은 경우 부식저항성이 증가하였다. 아울러 Fe-base 합금의 부식생성물은 $Cr_2O_3$, $FeCr_2O_4$ Ni-base 합금에서는 $Cr_2O_3$, $NiFe_2O_4$로 나타났다.

가압 경수로 사용후핵연료봉을 재처리하는 과정에서 발생되는 hull은 고준위 방사성폐기물로 분류되고 있다. 본 논문에서는 연소도 32,000MWd/tU, 냉각기간 15년(고리 1호기 cycle 4-7)인 PWR 사용후핵연료의 건식처리 공정에서 발생한 hull에 대하여 방사능적 특성 실험을 수행하였고, 문헌 조사 및 관련 코드의 계산을 통하여 가압 경수로 사용후핵연료 hull에 대한 방사화학적 특성을 조사하였다. 이를 토대로 hull에 부착되어 있는 핵물질을 레이저 또는 플라즈마 등의 건식 방법으로 제거함으로써 hull의 방사능을 저감시켜 중저준위 폐기물화하는 방안을 제시하였다.

밀폐 및 차폐 공간을 갖는 핫셀에서 사용후핵연료와 같은 고방사선 물질을 취급하고 있으며, 핵주기시설에서 마스터-슬레이브 매니퓰레이터는 원격취급장비로서 널리 사용되고 있다. 본 연구에서는 차세대관리공정의 디지털 목업을 구축하고 원격유지보수를 위한 매니퓰레이터의 작업영역 및 작업분석을 수행하였다. 실제 환경과 동일한 가상 작업환경을 갖는 디지털 목업은 3차원 그래픽으로 모델링 된 공정장치 및 원격 취급장비들로 구성된다. 모델링 된 매니퓰레이터는 기구학 및 동작범위에 대한 속성을 부여되고 외부 입력장치는 space ball을 사용하여 매니퓰레이터의 동작을 구현하였다. 또한, Tele-operation 인터페이스를 사용하여 6축 외부 입력장치와 연계한 시스템을 개발하였으며 외부 입력에 따른 매니퓰레이터의 동작에 대한 동기는 만족할 만한 응답을 보였다. 이는 가상환경에서 작업자 교육을 위한 시스템 개발에 유용할 것이다.

사용후핵연료 금속전환체의 장기저장 안정성 확보를 위해 금속전환체의 주성분인 금속우라늄과 산화 안정화 후보물질인 Nb, Ti, Ni, Zr, Hf 등을 첨가한 모의금속전환체 합금을 제작하여 $200^{\circ}C~300^{\circ}C$ 온도구간에서 순수 산소분위기로 산화시험을 수행하였다. U-Nb, U-Zr, U-Ti 합금은 순수 금속우라늄보다 무게증가 측면에서의 산화저항성이 높았으나, U-Hf, U-Ni 합금의 경우에는 오히려 순수 금속우라늄보다 산화 저항성이 낮게 나타났다. 시편에 대한 미세성분 및 조직을 광학현미경, SEM, EPMA 등을 통해 분석하였다. 각 합금의 산화율 및 활성화에너지를 구한 결과 U-Nb 합금의 활성화에너지가 높고 산화 저항성이 가장 양호한 것으로 나타나 산화 저항성 후보물질로 선정하였다.

The Advanced Spent Fuel Conditioning Process (ACP) have been developed at the Korea Atomic Energy Research Institute (KAERI) as an alternative for the effective conditioning of spent fuel far long-term storage or/and eventual disposal. This paper addresses the safeguardability of a pilot-scaled ACP facility and its sensitivity analysis. For this, a conceptual process and its material flow are analyzed using experiences from conventional fuel cycles, and measurement methods and their uncertainties are assumed for calculating MUF (Material Uncounted For) standards deviation (SD), We concluded from the preliminary analysis of the MUF SD that the pilot-scaled ACP facility with capacity of 30 MTHM/year can meet the International Atomic Energy Agency (IAEA) safeguards goals.

DUPIC 핵연료 제조시설은 PWR 사용후핵연료를 건식 재가공하여 CANDU 형 핵연료를 제조하는 시설이다. DUPIC 시설과 같이 사용후핵연료를 취급하는 시설에서 핵물질 안전조치를 위해 적용되는 연속 무인 감시시스템은 많은 양의 영상 및 방사선 감시 데이터를 생산하게 되며, 이러한 자료로부터 핵물질의 전용 여부를 분석하기 위해서는 상당한 시간과 인력이 소요된다. 따라서 핵물질 취급시설에서의 감시시스템은 시설로부터 취득한 감시 데이터를 자동적으로 검토ㆍ분석하여 비정상적인 상황을 추출해 낼 수 있는 기능이 요구된다. 이 연구에서는 이러한 관점에서 영상 및 방사선 데이터를 자동 분석할 수 있는 신경망을 이용한 지능형 핵물질 감시시스템을 개발하였다. DUPIC 시설의 안전조치를 위해 개발한 동 핵물질 감시시스템은 수차례의 성능 시험을 거쳐, 현재 시설에 설치되어 정상적으로 운영 중에 있다.

원자력발전소 운전과 함께 국내 원전에서 계속 발생, 저장하고 있는 사용후핵연료를 안전하고도 효율적으로 관리하기 위하여 차세대관리 종합공정을 개발하고 있으며, 이를 실증하기 위한 시설을 설계 중에 있다. 이 실증시설은 조사재시험시설에 마련된 예비 핫셀을 차세대관리 종합공정의 특성을 고려하여 개조하여 사용할 예정이다. 이 연구에서는 실증시설에 대한 기존 시설 및 부대시설의 개조방안 등 기본 건축구조 설계에 대한 기준과 설계내용을 제시하였으며, 건축구조물의 안전성을 입증하기 위한 해석을 수행하고 그 결과를 제시하였다. 본 연구결과는 차세대관리 종합공정 실증시선의 상세설계를 위한 자료로 사용될 것이며, 시설의 인허가를 위한 자료로 활용될 것이다.

환원추출 공정은 소멸처리로의 연료를 제조하는 과정에서 전해분리된 TRU 성분을 추가로 정제하기 위해 이용된다. 본 연구에서는 용융염과 Bi 금속사이의 환원추출되는 과정에 대하여 조사하였다. TRU의 대체연구물인 지르코늄과 희토류 원소들이 용질로 이용되었으며, 환원제인 Li은 Bi와 미리 합금을 만들어 사용하였다. 모든 실험은 아르곤 가스가 채워진 글로브박스내에서 수행되었으며, 분석을 위해 ICP, XRD 및 EPMA 등이 이용되었다 Li 투입 후 3시간 이내에 환원추출 반응이 평형에 도달하였다. 세가지 용융염 시스템의 비교실험에서 3가지 용융염 시스템 모두에서 지르코늄이 희토류 원소들로부터 잘 분리되었다.

장수명핵종 소멸처리를 위한 건식분리공정에서 핵분열성물질인 우라늄을 장수명핵종과 분리할 필요가 있다. 본 실험은 $LiF-BeF_2$ 용융염에서 전해제련에 의한 우라늄 금속을 분리하기 위하여 분해전압 측정하였고, 인가전압에 따른 전해특성 파악 및 반응속도를 측정하였다. 측정결과 $500^{\circ}C$에서 $UF_4$와 $LiF-BeF_2$의 분해전압은 각각 -1.4volt와 -1.55volt이었다 우라늄의 전착속도는 우라늄 농도가 높을수록 증가하였다.

본 연구에서는 공정운전에 필요한 물질 및 운전중 고장에 의한 유지보수를 위한 부품 등을 운반하고 취급 할 경우에 발생 할 수 있는 여러 문제점을 사전에 그래픽 시뮬레이터를 이용하여 검토하고, 공정운전의 핵심물질인 사용후핵연료 분말을 핫셀에 비산 시키지 않고 안전하게 운반 취급하는 방안과 취급에 필요한 장치를 도출하였다. 공정장치 및 유지보수 장비의 사전 검증은 일반적으로 실제 규모의 Mockup을 이용하지만 비용 및 시간적인 측면에서 제약을 받는 본 과제에서는 그래픽 시뮬레이션 기술을 활용하였다. 본 연구를 통하여 분석된 결과는 핫셀에 설치되는 실증장치의 설계에 반영하여 실증시험을 수행하면서 검증 할 예정이다.

This paper presents the development of the remotely operated decontamination systems for use in a highly radioactive zone of the DUPIC Fuel Development facility of the Irradiated Material Examination Facility at the Korea Atomic Energy Research Institute. The remotely operated decontamination systems were designed to completely eliminate human interaction with hazardous radioactive contaminants. These decontamination systems are mainly classified into three systems depending on the task environment - a fabrication equipment decontamination system, a hot-cell floor decontamination system, and an isolation room floor decontamination system. A decontamination system for contaminated fabrication equipment utilizes dry ice pellet blasting method to decontaminate contaminated surface of the equipment. The decontamination systems for the hot-cell floor and isolation room floor employ a vacuum cleaning method to decontaminate the contaminated floor and collect loose dry spent nuclear fuel debris and other radioactive waste placed on the floor. The human operator from the out-of-cell performs a series of decontamination tasks remotely by manipulating decontamination systems located in-cell via a handcontroller with the aid of vision feedback information. The environmental, functional and mechanical design considerations, control system and capabilities of the remotely operated decontamination systems at a high radioactive environment are also described.

산화물 핵연료의 리튬환원공정에서 생성되는 $Li_2O$와 희토류원소 산화물($RE_2O_3$)의 화학적 반응을 밝혔다. 스칸듐, 이트륨, 프라세오디뮴, 네오디뮴, 사마륨, 유러퓸, 가돌리늄, 이테르븀 및 루테튬의 산화물은 각각 어떤 $Li_2O$의 임계농도 이상에서 $Li_2O$와 반응하여 복합산화물($LiREO_2$)을 형성하고, 이들 산화물이 복합산화물을 형성하는 각각의 $Li_2O$ 임계농도는 0.1 wt%, 1.9 wt%, 5.3 wt%, 5.0 wt%, 3.0 wt%, 3.9 wt%, 2.9 wt%, 2.6 wt% 및 0.3 wt%로 나타났다. $CeO_2$ 및 란타늄 산화물은 $Li_2O$와 반응하지 않는 것으로 나타났다. 실험에서 얻은 이들 희토류원소 복합산화물의 LiCl 용융염에 대한 용해도는 매우 작았다.

원자력법에 의해 국내 모든 가동원전은 10년마다 주기적안전성평가를 이행하고 있다. 원자력법 시행규칙 제19조의 2에 제시된 환경영향 분야의 평가는 원자로시설의 환경영향 감시계획이 적절히 수립되어 이행되고 있는지를 확인하는 것이다. 평가결과 월성 1호기 가동에 따른 환경영향은 전반적으로 기술기준을 만족하였으며, 평가기준일까지 월성 1호기 운영으로 인해 주변 주민이 받는 방사선량은 제한치 이내에서 안전하게 관리되는 것으로 확인하였다.

2개의 보조건물(PAB와 SAB)이 있는 KSNP의 경우, 단일 보조건물만을 고려하고 있는 PWR-GALE 코드를 이용하여 기체배출량을 평가하기에는 한계가 있다. 본 논문에서는 기존 PWR-GALE 코드는 그대로 이용하면서 KSNP의 설계특성을 반영하기 위하여 일부 입력변수를 수정해서 보조건물 옥소방사능 배출량을 사실적으로 평가할 수 있는 방법론을 개발했다. 울진 5,6 호기의 설계자료를 이용하여 기존 평가방법론과 개선된 평가방법론을 적용해 사례연구를 실시하였다. 기존 평가방법으로 보조건물 옥소의 유효제거효율을 산출한 결과 42%가 나왔으나 PAB와 SAB의 옥소핵종 농도가 동일하다고 가정을 만족하지 못하는 단점이 있다. 개선된 평가방법으로 옥소의 유효제거효율을 산출한 결과 88%가 나왔다.

국내 방사성폐기물의 발생$\cdot$누적량이 증가되고 결과적으로 관리해야 할 정보의 수량 또한 일부 기관에서는 방사성폐기물 안전관리 관련 업무의 전산화가 추진하고 있거나 추진할 예정이다. 방사성폐기물 안전관리 관련 정보는 국가 방사성폐기물 관리사업과 연계되어 활용되어야 함을 고려할 때, 국가 차원의 통합적인 방사성폐기물 안전관리 데이터베이스의 구축을 위한 데이터 형식 및 프로토콜 (Protocol)의 표준화가 요구된다. 원자력안전기술원(KINS)에서는 방대한 종류 및 수량의 국내 방사성폐기물 안전관리 관련 정보를 효율적으로 관리하기 위하여, 최신 정보통신 기술 (IT)을 적용한 국가 차원의 종합적인 데이터베이스 (DB)를 구축 운용하고자 한다. 국내 방사성폐기물 안전관리 통합정보시스템의 구축을 통하여 발생$\cdot$저장중인 폐기물의 이력을 체계적으로 추적$\cdot$관리할 수 있을 뿐만 아니라 기간별/기관별 발생추이 분석 및 향후 발생$\cdot$누적 예상량에 대한 신뢰도 있는 추이분석 결과를 생산함으로써, 정부의 국가 방사성폐기물 관리정책 수립 및 관련 산업계의 사업 계획단계에 필수정보를 제공할 수 있다. 이에 본 논문은 정보제공의 주요 요소인 데이터베이스 설계 내용을 소개한다.

WTRF 가동에 따른 월성원전 삼중수소 방출량을 예측하였다. 호기별 WTRF 처리량 변화에 따른 월성원전 감속재와 냉각재 삼중수소 농도변화를 예측하였으며, 이로부터 삼중수소 방출량을 계산하였다. WTRF 가동에 의해 2013년에는 감속재 삼중수소 농도는 적어도 10 Ci/kg-$D_2O$ 이하로 떨어지며, 이때 연간 삼중수소 방출량은 WTRF 가동초기보다 약 25% 정도로 감소하는 것으로 나타났다.

ICRP-60의 방사선방호 신개념이 국내 법령에 도입됨에 따라 원전 방사성유출물 관리의 변경이 불가피한 실정이다. 방사성유출물 관리의 중요한 요소 중의 하나가 원전 방사선감시계통(Radiation Monitoring System)의 적절한 운용이다. RMS는 원자력법에 명시되어 있는 일반인의 선량한도와 배출관리기준을 만족하도록 운용되어야 한다. 방사성유출물을 제한하는 기준에 따른 RMS 경보설정치의 비교ㆍ분석을 통해 국내 원전에 적용 가능한 최적의 개선방안을 제시할 수 있다. 본 논문에선 선량한도 기준 중 가능한 모든 피폭경로를 고려하여 예상선량률을 계산한 선행 RMS 경보설정 개선방안과의 비교를 위해 주요 피폭경로만 고려하는 선량환산인자에 의한 예상선량률 계산과 RMS 경보설정 개선방안을 조사하였다.

매립은 원자력이용시설에서 발생된 비오염폐기물 또는 오염도가 미미한 폐기물의 규제해제 방법으로 가장 폭넓게 적용될 수 있는 대안으로, 본 연구에서는 영광원자력발전소의 매립장을 대상지역으로 작업자 및 거주자가 받을 수 있는 피폭선량을 평가하였으며, 구해진 선량을 토대로 규제해제 선량기준치인 10 $\muSv/y$를 만족시키는 핵종별 규제해제농도를 설정하였다. 연령군을 고려한 피폭선량평가 결과 매립층 상부에 거주하는 거주자의 경우 년간 1.02 $\muSv$, 매립부지에서 작업하는 작업자의 경우는 년간 0.471 $\muSv$의 피폭선량을 나타내었다. 또한 규제해제농도는 핵종별로 $1.33{\times}10_{-1}$ Bq/g에서 $2.85{\times}10^2$ Bq/g으로 계산되었다.

원자력 시설의 공기조화 시스템은 일반시설의 공기조화 시스템에 비하여 더 안정되고 여유있게 설치 및 시공되어야 한다. 그 목적은 최적 작업환경유지, 오염 공기로부터의 작업자 보호, 외부배기로 인한 대기오염 방지 등이다. 낮은 공기오염조차 막는 것이 원자력시설의 안전한 운전을 위해 기본적인 것이다. 설계 시 시스템의 융통성을 갖는 설계가 필요한데 이는 나중에 시스템의 수정보완 등을 고려할 때 중요하다. 본 논문에서는 원자력시설의 공기조화계통 설계에 고려해야 할 내용 및 외국시설에 대하여 검토하였는바, 원자력시설의 공기조화계통 설계에 활용될 수 있겠다.

중수로 원전에서 환경으로 방출되는 방사성탄소는 비록 소량이지만 반감기(5730년)가 길고 에너지(0.156MeV)가 높은 방사선을 내기 때문에 각별한 관리가 요구되는 핵종으로 다른 방사성 화합물보다 각별한 관리와 감시가 요구된다. C-14은 원자로 구조의 특성상 경수로에 비해 6배정도 많이 발생하며 방출되는 C-14의 약 90%는 감속재 계통이 차지하고 있고 주로 감속재 상층기체의 퍼지 및 배기 방출을 통해 환경으로 빠져나가게 된다. 본 연구는 발전소 계통 운전 및 중수 누설 등으로 인해 방출되는 C-14을 흡착, 제거할 수 있는 장치 개발에 초점을 맞추었으며 시험 운전결과, C-14 제거 성능이 매우 우수한 것으로 평가되었다.

방사선장 하에서의 탈기막 재질의 물성에 미치는 방사선의 영향에 관한 연구를 수행하였다. PP에 미치는 방사선속을 계산하기 위해 MCNP4A Code를 이용하였으며 MCNP4A Code를 이용한 광자선속을 계산하기 위하여 탈기장치와 PP 막을 봉 구조로 규격화하였다. 양단차폐 계통에 사용되는 탈기막 재질인 PP의 변형은 계통수의 방사능이 매우 낮기 때문에 거의 없을 것으로 평가되었으며 작업자의 피폭도 무시할 정도인 것으로 판단되었다. 검토결과, 원자력발전소의 원자로 계통수 처리를 위해 방사선장하에서 노출되는 폴리프로필렌 탈기막의 재질은 건전성이 그대로 유지될 수 있음을 평가하였다.

중$\cdot$저준위 방사성폐기물의 유리화 기술은 체적감소비, 유리고화체의 기계적 및 화학적 안전성 등으로 그 유용성이 입증되어 현재 울진 5,6호기에 상용시설의 건설이 추진되고 있다. 유리화시설은 대상폐기물의 높은 방사능 준위로 인해 방사선 안전 설계를 위해서는 차폐해석이 수반되어야 한다. 그러나 국내에서는 유리화 시설의 건설 및 운영 경험이 없으므로, 본 연구에서는 유리화 시설의 향후 상세 설계와 운영계획에 도움을 줄 수 있는 자료를 얻고자 유리화 실증시설의 구조를 따라 기존의 방사선원항을 이용하여 기기별 선량계산을 통해 방사선 차폐 해석을 수행하였다. 차폐체로서는 경제성과 열저항성이 뛰어난 콘크리트를 고려하였다.

Final disposal of radioactive waste generated from Nuclear Power Plant (NPP) requires the detailed knowledge of the natures and quantities of radionuclides in waste package. Many of these radionuclides are difficult to measure and expensive to assay. Thus it is suggested to the Indirect method by which the concentrations of DTM (Difficult-to-Measure) nuclide is decided using the relation of concentrations (Scaling Factor) between Key (Easy-to-Measure) nuclide and DTM nuclide with measured concentrations of Key nuclide. In general, scaling factor is determined by using of log mean average (LMA) and regression. These methods are adequate to apply most corrosion product nuclides. But in case of fission product nuclides and some corrosion product nuclides, the predicted values aren't well matched with the original values. In this study, the models using artificial neural network (ANN) for C-14 and Sr-90 are compared with those using LMA and regression. The assessment of models is executed in the two parts divided by a training part and a validation part. For all of two nuclides in the training part, the predicted values using ANN are well matched with the measured values compared with those using LMA and regression. In the validation part, the accuracy of the predicted values using ANN is better than that using LMA and is similar to or better than that using regression. It is concluded that the predicted values using ANN model are better than those using conventional model in some nuclides and ANN model can be used as the complement of LMA and regression model.

본 연구의 목적은 월성의 삼중수소 저장 시설의 안전성 평가를 위해 개발 중인 환경영향 평가 코드의 시간에 따른 삼중수소 농도를 기존의 연구 결과와 비교하여 신뢰성을 높이기 위해 수행되어졌다. 그 결과 삼중수소 저장시설이 2005년에 가동된다고 가정하였을 때 가동시점에서의 월성 발전소 내의 삼중수소의 농도는 각 호기별로 60.9Ci/kg, 36.3Ci/kg, 30.0Ci/kg, 26.5Ci/kg로 기존의 문헌 결과 값과 거의 일치하는 결과를 얻었다. 그러나 TRF 시설의 가동에 따른 발전소별 농도 감소 속도는 기존 문헌 보다 더 빨리 감소하는 결과를 얻었으며 최종적으로는 각 발전소별 감속재 내의 삼중수소의 농도가 10Ci/kg 이하로 떨어지는 것은 같음을 확인 할 수 있었다.

바코드 라벨의 방사선 조사 시험은 방사성폐기물 용기에 부착할 바코드 라벨의 방사선 환경 하에서의 영향을 판단하기 위하여 수행하였다. 중$\cdot$저준위 방사성 폐기물은 원자력법에 의하면 총 방사능량이 4,000 Bq/g 미만을 말한다. 방사성 폐기물 용기의 외부에 부착할 바코드 라벨이 받게 되는 방사선 조사선량은 MCNP-4b Computer Code에 의하여 계산하였다. Co-60과 Cs-137 핵종들은 총 방사능에 50%씩 기여한다고 가정하였다. 용기와 바코드 라벨의 제원에 의하여 실제의 최종 방사선 조사선량을 계산하였다. 바코드 판독기를 이용하여 바코드 라벨의 인식률과 외관점검을 수행한 결과 코팅된 바코드 라벨은 중$\cdot$저준위 방사성 폐기물 용기에 사용하기에 적합하였다.

방사성 폐기물 처분장의 건설과 안전한 운영을 위해서 정부 관계기관은 인$\cdot$허가를 위한 관련서류를 요구하고 있다. 이러한 인허가 요건을 만족시키기 위해 일반 및 방사선환경영향 보고서, 부지조사 보고서 및 안전성평가 보고서 등의 방대한 자료가 생산된다. 따라서 이들 자료들은 부지조사 단계에서부터 효율적으로 수집되고 관리되어야 할 필요가 있다. 특히 방사성 폐기물 처분장의 경우에는 처분장 폐쇄 후에도 장기적인 안전성 관리가 요구되는바 감시망의 운영이 필요하며 이를 통해 향후에도 환경 관련 자료들의 지속적인 도출과 함께 시설의 효율적인 관리를 위해 이들 data의 체계적인 수집 및 관리가 요구된다. 이러한 필요성에 따라 원자력환경기술원에서는 데이터베이스와 이러한 데이터베이스를 토대로 전산분석을 수행할 수 있는 SITES (Site Information and Total Environmental Data Management System) 프로그램을 개발하고 있다. 본 논문에서는 SITES 개발을 위해 도출된 지리정보 시스템 구축 방안에 대하여 보고하고자 한다. SITES에 포함될 지리정보시스템 개발의 첫 단계로서 SITES의 데이터베이스 연계를 위한 지리정보시스템의 기본 개념 및 기능과 주제도면의 선정, 관리 및 자료 분석 방안과 함께 개발이 진행중인 SITES와의 연계방안에 대해서 기술하고자 한다.

하나로의 출력 운전 이후 1996년부터 2002년까지 하나로에서 발생한 기체 방사성 폐기물의 양을 종류별로 정리하였다. 이 기간 동안 원자로실 및 RCI 굴뚝을 통해 환경으로 방출된 기체 방사성 폐기물은 Ar-41이 6.33E13 Bq, H-3이 5.10E12 Bq, I-131이 3.26E8 Bq 이었다.

발전용원자로에서 뱃치방식으로 환경으로 배출된 액체유출물 내에 함유된 방사능 평가 결과에 오차를 유발하는 시료채취, 제조, 방사능 계측, 유출물 배출체적 측정 등 다양한 인자를 분석하였다. 환경배출 방사능 평가에 포함된 많은 인자들은 단일 측정에 의해 얻어지고 환경배출 방사능의 참값을 알 수 없음에 따라, 평가결과의 오차를 예측하는 것은 원칙적으로 불가능하다. 이에 따라 1993년 ISO가 권고한 측정의 불확도 표현지침에 근거하여 액체폐기물 배출방사능에 대한 불확도 평가모델을 수립하고 가상적인 조건에 대한 액체유출물 환경배출 방사능 평가결과의 불확도를 평가하였다. 그 결과, 액체유출물을 통한 환경배출 방사능 평가결과에 불확도를 유발하는 인자의 상대적인 기여도는 배출폐액의 체적, 시료의 체적, 총방사능 계측값의 순서를 갖는 것으로 나타났다. 또한 개별 변수의 확률분포와 특성값을 토대로 몬테칼로 모사법을 적용하여 최종 환경배출 방사능 평가결과의 확률분포를 해석함으로써, 지금까지 단일 값을 평가 및 보고되었던 발전용 원자로의 액체상 방사성물질 환경배출량이 실제로는 일정한 확률분포를 갖고 있음을 확인하였다.

본 발명은 비 접촉방식으로 데이터 정보를 인식하는 RFID(Radio Frequency Identification) 시스템과, 위성으로부터 정확한 시간과 거리를 측정하여 현 위치를 정확히 계산하는 GPS와, 이동통신 분야에서 많이 사용되고 있는 대역확산 기술인 CDMA를 이용하여 원자력발전소 임시저장소로부터 방사성폐기물 처분장까지의 전 과정을 방사성폐기물 개별 드럼 단위로 원격 감시할 수 있는 방사성폐기물 통합 관리 시스템이다.

본 연구는 원자력발전소에서 방사선작업에 따른 I-131 흡입후 전신선량계측(Whole Body Counter WBC)한 결과에 따라 각 내부피폭 선량평가 코드를 이용하여 섭취량과 예탁유효선량(CED : Committed Effective Dose)을 계산하였다. 여기에는 국내에서 개발된 KIDAC 코드, 일본의 MONDAL 코드, 영국의 LUDEP 코드와 IMBA 코드가 이용되었다.

차세대관리 종합공정 실증시설 핫셀은 최대 1,385 TBq의 선원의 취급시에도 방사선 선량율을 법규에서 규제하는 허용치 이하로 차폐능을 가질 수 있도록 설계되고 있다. 선량 제한 설계치를 만족시키기 위하여 각 구역에 대한 차폐보강 방안이 수립되었으며, 이의 검증을 위하여 QAD-CGGP 및 MCNP-4C 코드를 이용하여 차폐 계산을 수행하여, 핫셀의 차폐 설계에 대한 안전성을 평가하였다. 핫셀 외벽에 대한 차폐 평가를 수행한 결과, QAD-CGGP 코드에 의한 작업구역에 대한 감마선 평가 결과는 $2.10{\times}10^{-3}$, $2.97{\times}10^{-2}$ mSv/h, MCNP-4C 코드는 $1.60{\times}10^{-3}$, $2.99{\times}10^{-3}$ mSv/h 이었으며, 서비스 구역은 $1.01{\times}10^{-2}$, $7.88{\times}10^{-2}$ mSv/h로 평가되었다 중성자에 의한 선량률은 감마선에 의한 선량률의 약 20% 이하치를 나타내는 것을 알 수 있었으며, 차폐벽의 각종 Penetration 및 Toboggan 경우 부분적인 납 차폐보강이 필요하였다.

An Exponential experiment system which is composed of a neutron detector, a signal analysis system and a neutron source, Cf-252 has been installed in order to experimentally determine the neutron effective multiplication factor for a PWR spent fuel assembly. The axial background neutron flux is measured in a preliminary performance test. From the results, the spacer grid position is determined to be consistent with the design specifications within a 2.3% relative error. The induced fission neutron for four of the assemblies is also measured by scanning the neutron source, Cf-252 or the neutron detector. The exponential decay constants have been evaluated by the application of the Poisson regression to the net induced fission neutron counts. The measured keffs determined on the basis of the exponential decay constants of Cl5 appeared to be 0.541, 0.540, 0.597 and 0.556, respectively, which are comparable with 0.55195$\pm$0.00232 of the MCNP calculation.

원자력발전소에서 발생하는 사용후핵연료의 효율적인 관리를 위하여 원자력연구소에서는 사용후 핵연료인 이산화우라늄을 금속우라늄으로 전환시키는 차세대관리 종합공정(ACP)을 개발하고 있으며 공정의 기초가 되는 핫셀을 설계 중에 있다. 핫셀의 설계에 앞서 사용후핵연료를 취급하게 되는 과정에서 발생하는 방사성물질들에 대한 환경영향평가를 수행하여 시설 운영에 대한 안전성을 평가하였다. 각 핵종별 발생량과 방출량을 계산하고 정상운전시와 사고시의 피폭선량을 평가하여 원자력법관련 규제기준과 핫셀이 위치하게되는 IMEF 건물의 안전성분석 기준보다 매우 안전한 결과를 얻음으로써 시설 운영에 대한 안전성을 확보하였다.

Thermal analyses have been carried out for a spent fuel dry storage cask under normal and off-normal conditions. Environmental temperature is assumed to be $15^{\circ}C$ under the normal condition. The off-normal condition has an environmental temperature of $38^{\circ}C$. An additional off-normal condition is considered as a partial blockage of the air inlet ducts. Two of the four air inlet ducts are assumed to be completely blocked. The maximum temperatures of the fuel rod and concrete overpack were lower than the allowable values under the normal condition. Temperature distributions for the off-normal conditions were slightly higher than the normal conditions.

사용후핵연료 및 방사성물질을 저장하기 위한 저장시스템은 사용후핵연료를 저장하는 동안 안전성 문제를 야기하지 않도록 격납을 설계하고 평가하여야 하며, 격납 평가는 ANSI Nl4.5 또는 ISO 12807에서 규정하고 있는 절차에 따른 허용 누설률을 계산하여 평가할 수 있다. 따라서, ISO 12807에서 규정한 평가방법에 따라 PWR 사용후핵연료 24 다발을 저장하였을 경우와 금속전환체 24다발을 저장하였을 경우에 대한 허용 누설률을 평가하였다. OWR 사용후핵연료 24다발을 저장하였을 경우 허용 누설률은 $1.38{\times}10_{-10}m_3/s$로, 금속전환체 24다발을 저장하였을 경우 $4.46{\times}10_{-10}m_3/s$로 평가되었다. 따라서, 사용후핵연료를 저장하였을 경우보다 금속전환체를 저장하였을 경우 격납 조건이 수월해 짐을 알 수 있었다.

원자력연구소에서는 국내 원전에서 배출된 사용후핵연료를 IMEF M6 핫셀에서 건식 재가공하여 건식공정 산화물핵연료를 개발하였다. 개발된 핵연료의 성능을 검증하기 위해서는 실제 상용로와 동일한 고온고압 조건하에서 조사시험이 필요하나 국내에는 이러한 조사시설을 갖추지 못하고 있으므로 핵연료 성능의 검증이 어렵던 차에 한$\cdot$카$\cdot$미 IAEA간의 국제공동연구 과제진도회의에서 AECL측은 중성자비를 받지 않고 캐나다 NRU에서 건식공정 산화물핵연료를 조사시험을 할 수 있다고 제안하였다. NRU 조사시험을 하고자 하는 핵연료는 건식공정 산화물핵연료봉 10개(약 6kgU)이며 운반물 분류등급에 따라 제7종 위험물로 핵분열성물질에 해당한다. 일반적으로 소량의 방사성물질을 운반할 경우에는 비용뿐 아니라 수송기간 측면에서 항공수송이 선박수송에 비해 유리한 것으로 알려져 있어 항공기를 이용한 건식공정 산화물핵연료의 해외 수송방안을 검토하였다. 검토결과, 현재 건식공정 산화물핵연료봉 10개를 운반할 수 있는 적절한 항공수송용 수송용기가 없어 항공수송이 불가능한 것으로 조사되었다. 선박을 이용한 해외 수송방안은 가능하나 이 경우에는 전용선박을 사용해야 함으로 비용이 많이 수요되는 것으로 분석되었다.

핵비확산성 건식공정 산화물핵연료는 경수로 사용후핵연료를 재가공하여 원전에서 사용할 수 있는 핵연료로 재가공하는 개념으로, 이 실험은 고방사능 물질인 사용후핵연료를 초기물질로 사용하므로 고방사능 차폐시설인 핫셀 내에서 원격으로 조작되어야 하는 기술적 특성 때문에 이 실험은 적절한 공학적 요건과 안전성을 갖춘 전용시설(DFDF: DUPIC Fuel Fabrication Facility)을 구축하여 '00년 1월부터 실제 사용후핵연료를 사용한 실험을 수행하고 있다. DFDF에서 최대 약 50 ㎏U/yr의 사용후핵연료를 사용하여 건식공정 산화물핵연료 제조시험을 수행할 때 IMEF 시설의 방사선 환경영향에 미치는 영향을 검토하였다 분석한 결과 DFDF 시설의 운영으로 인한 영향은 모두 관련법규를 만족할 뿐 아니라 IMEF 시설의 설계기준도 만족하는 것으로 분석되었다.

사용후연료 저장과 관련된 규정 중 구조에 대한 예상운전사고 및 설계기준사고의 구조 안전성이 보장되도록 설계하여야 한다. 이러한 구조 평가항목으로서 낙하, 전복, 폭풍, 홍수 및 지진으로 인한 사고에 대하여 하중조건과 구조적 개념평가 방법을 제시하고, 콘크리트 저장시스템에 대한 예비 구조안전성 해석을 수행하였다.

원자력 발전소에서 배출되고 있는 방사성 폐기물의 운반 및 처분과 관련하여 규제가 예상되는 대상 핵종을 선정하고, 특히 방사능 계측기로 직접 측정이 불가능한 드럼 내 방출핵종에${\alpha}{\cdot}{\beta}$ 대한 농도 예측과 검증방법에 관한 연구가 진행되고 있다. 본 연구에서는 $\beta$방출 핵종이면서 반감기가 매우 긴 $^129I(t_{1/2}=1.57{\times}10^7)$의 정량을 위하여 모의 폐기물 중에 함유되어 있는 요오드의 분리 및 회수율을 측정하였다. 모의 폐기물중 가용성 및 난용성 시료의 전처리 방법으로 혼합산 분해법과 알칼리 용융방법을 각각 이용하였으며 두 방법에 대한 요오드의 회수율을 비교하였다. 요오드의 측정방법으로 이온 크로마토그라피를 이용하였으며 매질의 음이온성분에 의한 영향은 없었다. 두 방법의 전체 공정에서 혼합산분해에 의한 요오드의 회수율은 76.7 (RSD 1.7%)이고 알칼리용융에 의한 방법에서 모직물의 경우에는 74.3(RSD 2.2%)이고 Resin의 경우 56.5(5.6%)로 각각 나타났다.

본 연구에서는 처분원가산정과 관련한 원가대상의 비율을 분석하였다. 분석결과에 따르면, 총 원가에서 운영비의 비율이 가장 높은 것으로 나타났다. 처분원가는 원가구성 측면에서 일반적인 제품원가 구조와는 많은 차이가 있다. 제품원가는 직접재료비, 직접노무비, 제조간접비로 구분되는 반면에 처분원가인자는 크게 기술적 인자와 비기술적 인자로 구성된다.

제염 해체 설계단계에서 예견하였던 것과는 다르게 실제 제염$\cdot$해체 과정에서는 다양한 조건과 상황이 야기됨으로써, 실제 폐기물의 특성과 양이 당초 예상과는 다른 금속성 폐기물도 발생하게 된다. 이러한 금속성 폐기물을 관리하기 위한 관리시스템을 분석하고, 이에 대한 최적 처리방법 및 공정을 선정할 수 있는 단위기술을 고찰하였다. 또한 원자력시설 제염$\cdot$해체 동안 예견되는 상황에서 사용할 수 있는 적절한 기술과 공정관리시스템도 도출하였다.

원자력분야에서 방사성폐기물 처리 및 처분은 해결해야 할 중요한 문제가 된다. 보다 청정한 방법을 사용한 제염법이 요구되고 있다. 이산화탄소를 이용한 제염법은 두가지로 나눠지는데-킬레이트제를 이용한 방법과 에멀젼을 이용한 방법이다. 킬레이트제 방법은 시너지효과를 낼 수 있는 방안이 중요하다. 마이크로 에멀젼을 사용한 방법은 에멀젼 코어속에 산을 넣어 금속표면이나 토양에서 오염물질을 직접 꺼내는 방법이다. 표면제거율을 QCM을 사용하여 측정하였다. 에멀젼을 만드는데 사용된 계면활성제의 회수 방법에 대하여 아울러 논의하였다.

1972년 TRIGA Mark - III(KRR-2) 연구용 원자로가 건설 운영되어 왔다. 대전 하나로의 가동으로 1999년 방사성 동위원소 생산을 중단한 후 모든 시설은 안전 저장 형태로 유지되어 왔으나, 해체 프로그램에 따라 2003년 로심 집합체를 제염$\cdot$해체하게 되었다. 로심 집합체와 회전시료 조사대의 표면 방사능 선량은 300mSv/h - 700mSv/h으로 측정되었다. 이 보고서는 로심 집합체의 제염$\cdot$해체, 방사선 안전관리, 그리고 폐기물 관리 등의 과정을 서술하였다.

연구로 1,2호기 해체과정에서 발생되는 많은 양의 금속폐기물 중 자체처분대상 금속폐기물을 대상으로 재활용하는 경우에 대해서 피폭방사선량을 평가하고, 규제해제농도기준(안)을 도출하였다. 평가도구는 ,RESRAD-RECYCLE ver 3.06을 이용하여 ICRP60에서 제시하고 있는 유효선량 개념에 근거한 내부피폭 선량환산인자를 수정하였고, IAEA Safety Series III-P-1.1 및 NUREG-1640을 적용하여 예상되는 최대개인선량 및 집단선량을 평가하였다. 0.4Bq/g의 금속폐기물에 대한 RESRAD-RECYCLE 전산코드의 평가결과 개인최대선량 및 집단선량은 23.9 ${\mu}Sv/y$, 0.11 man$\cdot$Sv/y이다. 최종적인 핵종별 규제해제농도기준은 일반평가방법과 세부평가결과를 종합하여 가장 보수적인 평가결과를 추출하여 결정하였다. 그 결과 $Co^60$, $Cs^137$ 핵종에 대한 규제해제농도준위는 $1.67{\times}10_{-1}$ Bq/g미만이 되어야 국네 원자력법에서 정하고 있는 처분제한치(최대개인선량 : 10${\mu}Sv/y$, 집단선량 : 1man$\cdot$Sv/y)를 만족할 수 있다.

우라늄 변환시설 내의 lagoon 슬러지의 처리 공정에서 발생하는 고농도 질산염 폐액의 처리를 위해 질산염 폐액의 열역학 및 열분해 특성을 조사하였다. 열역학적 특성은 고농도 질산염 폐액의 조성을 바탕으로 COACH와 GEMINKI II를 사용하여 조사하였으며, 열분해 특성은 TG/DTA, XRD 분석을 통하여 실제 질산염 폐액에 대하여 조사하였다. 폐액 내 함유 성분 중 $NH_4NO_3$는 $^250{\circ}C$에서 모두 분해되었으며, 잔류물의 대부분을 차지하는 $NaNO_3$는 $730^{\circ}C$에서 분해되는 것으로 나타났다. $NaNO_3$의 분해생성물인 불안정한 $Na_2O$를 안정한 화합물로 변화시켜 주기 위하여 $Al_2O_3$를 첨가할 경우 $NaNO_3$는 $450^{\circ}C$의 낮은 온도에서 분해 가능하였다. 이 같은 열역학 및 열분해 특성을 바탕으로 고농도 질산염 폐액의 처리 공정도를 제시하였으며, 특성 자료는 공정 모사의 기초 자료로 활용될 것이다.

연구로 1,2호기 해체 사업이 본격적으로 착수하게 됨에 따라 2001년 8월부터 2002년 12월까지 연구로 2호기 부속시설인 동위원소 생산시설을 제염 및 해체하였다. 이 시설은 동위원소 생산용 콘크리트 핫셀, 납 핫셀 및 실험실로 구성되어 있다. 제염ㆍ해체의 대상물은 흄후드, 실험대, 씽크 및 오염된 내부 시설물이다. 안전한 해체 활동을 위해서 각종 지침서 및 절차서가 수립되었다. 해체 활동을 위해 총 20,933 man-hour의 인력이 소요되었고, 드릴링 머신 등 여러 장비가 투입되었다. 실험실에서의 최대 오염도는 유리성 오염도가 $\beta$ : 9.24 Bq/$\textrm{cm}^2$이였고, 고착성 오염도는 350,000 cpm이였다. 해체폐기물은 콘크리트류, 목재류 및 철재류 등으로 총 62.146 Ton이고, 작업자들의 피폭량은 0.33 mam-mSv로 나타났다.

제염 용액인 citric acid의 농도를 일정하게 유지(0.05M)한 상태에서 토양 내 존재하는 주요 철 성분인 마그네타이트에 대한 용해거동을 조사하였다. 수용액의 산도는 pH 2.0-5.0의 산성영역에서 이루어 졌고 온도는 $50^{\circ}C$에서 수행하였다. 수용액의 pH는 수산화나트륨과 질산용액을 사용하여 조절하였다. Citric acid의 이온화 상수를 사용하여 pH의 변화에 따른 해리 화학종 별 농도를 계산하였으며 마그네타이트의 표면전위를 측정하였다. 측정된 표면전위 값과 해리 화학종인 $H_2Y^-$ 및 $^HY^{2-}$ 를 비교함에 의해 citric acid에 의한 마그네타이트의 용해특성을 잘 설명할 수 있었다. 마그네타이트로부터 철 성분이 용해될 때까지 3 h 이상의 유도기간이 존재하는 것으로 나타났으며 시간 경과에 따른 철 성분의 농도 변화에 대한 용해거동을 반응식을 사용하여 전개함에 의해 마그네타이트의 용해반응을 설명하였다. 실험범위의 pH 영역에서 최적화된 변수들의 물리적 의미를 용해반응 모델 식으로부터 설명하였다.

연구로 해체 DB 구현과 관련하여 자료 입력의 편리성과 해체 정보 추출의 용이성을 제공하기 위해 User interface를 설계하였다. 연구로 시설을 대상으로 해체가 이뤄지는 특성을 고려하여 시설코드를 중심으로 해체 자료의 입력과 해체정보의 조회 및 출력이 수행되도록 하였으며, 또한 시설별로 최하위 해체 대상물의 추적이 가능하도록 Explorer 기능을 부여하였다. 해체 자료 입력 화면과 조회 및 출력 화면 설계에 이어 해체 전 원형의 모습부터 변형된 원형의 모습까지 해체 전 과정을 동영상과 그림으로 보여주기 위해 Multimedia 자료구조를 추가하였다. 향후에는 해체 DB와 User Interface에 공학적인 개념을 도입하여 해체 정보를 분석하고 평가할 수 있는 기능을 부여 할 예정이다.

Electrochemical decontamination process has been applied for recycle or self disposal with authorization of large amount of metallic wastes contaminated with uranium compounds such as $UO_2$, ammonium uranyl carbonate (AUC), ammonium di-uranate (ADU), and uranyl nitrate(UN) with tributylphosphate(TBP) and dodecane, which are generated by dismantling the contaminated system components and equipment of a retired uranium conversion plant in Korea Atomic Energy Research Institute (KAERI). Electrochemical decontamination for metallic wastes contaminated with uranium compounds was evaluated through the experiments on the electrolytic dissolution of stainless steel as the material of the system components in neutral salt electrolytes. The effects of type of neutral salt as the electrolyte, current density, and concentration of electrolyte on the dissolution of the materials were evaluated. Decontamination performance tests using the specimens taken from a uranium conversion plant were quite successful with the application electrochemical decontamination conditions obtained through the basic studies on the electrolytic dissolution of structural material of the system components.

$H_2SO_4$과 Citric acid 은 다른 화학물질보다 토양으로부터 $^{137}Cs$의 추출효율이 높았다. 오래 저장된 방사능오염 토양으로부터 $^{137}Cs$ 제거효율을 높이기 위해 동전기방법에 의한 토양복원 실험 시 $H_2SO_4$과 citric acid를 첨가제로 사용했다. 실험 컬럼으로부터 방출된 방출수의 평균속도는 $2.0{\times}10^{-2}$cm/min이고, 10일 동안 방출된 토양폐액의 부피는 3.6 Pore Volume이다. 10일간 컬럼 내의 $^{137}Cs$의 제거효율이 54%이었다. 한편, 개발된 모델에 의해 계산된 잔류농도 예측 값은 실험으로부터 구한 결과와 거의 일치했다.

A study on the electrosorption of U(VI) onto porous activated carbon fibers (ACFs) was performed to treat uranium-containing lagoon sludge. Effective U(Ⅵ) removal is accomplished when a negative potential is applied to the activated carbon fiber(ACF) electrode. For a feed concentration of 100mg/L, the concentration of U(VI) in the cell effluent is reduced to less than 1mg/L. The adsorbed uranium could be deserted from the ACF by passing a 1M NaCl solution through the cell and applying a positive potential onto the electrode. The regeneration of ACF from the cycling experiments was confirmed.

연구로 해체 작업은 높은 방사선 환경 속에서 작업이 진행되기 때문에 작업자의 안전 및 작업에 대한 높은 신뢰성이 요구된다. 따라서 해체 대상물에 대한 선정, 적용 가능한 해체기술 선정 및 선정된 대상물에 대한 시나리오 분석은 필수적이다. 본 논문에서는 연구로 2호기의 구성부품 중 선정기준에 따라 주요해체 대상물을 선정하였으며 선정된 대상물들에 대해 3차원 모델링을 수행하였다. 또한 각 해체 대상물에 대해 적용 가능한 해체기술을 선정하였고 각 대상물에 대한 해체 시나리오를 구성하였다. 마지막으로 콘크리트 차폐체, 회전시료조사대, 노심에 대해 해체 시뮬레이션을 수행하였다.

국내의 가동중지 된 TRIGA 연구로의 해체 시 발생하는 다양한 덕트 폐기물의 자체처분을 위한 제염 공정을 개발할 목적으로 TRIGA 연구로에서 직접 인출한 덕트 시편을 대상으로 오염물의 성상을 조사하였고, 이를 통해 적절한 제염공정을 선정하였다 페인트 도막이 입혀진 덕트 내부계통 표면은 주로 Co-60과 Cs-137로 오염이 되어 있었으며, 이들 핵종은 페인트 층 내부뿐만 아니라 덕트 재료인 함석 표면의 아연 도금막까지 침투되어 있음을 알 수 있었다. 이들 표면 오염을 제거하기 위한 공정으로 NaOH와 황산을 교대로 사용하는 두 단계의 화학제염을 제시하였으며, 이들 제염제를 사용하는 제염공정의 적용을 통해 덕트 폐기물을 효과적으로 제염할 수 있었다.