동전기적방법을 사용하여 TRIGA 연구용 원자로 주변 세슘 및 코발트제거 특성을 분석하고 토양컬럼 내의 pH 상승을 제거할 수 있는 방안을 제시했다. 전기장을 높이기 위해 NaCl 용액이 전해질로 사용되었을 때, 토양컬럼 음극주변에 침전물이 형성되어 낮은 제거효율을 나타냈다. 그래서, pH의 상승을 억제하기 위해 초산완충액을 토양컬럼에 주입하고, 초산을 주기적으로 음극저수조에 주입했다. 초기제염기간 동안 전기삼투보다는 전기이동에 의해 많은 세슘과 코발트가 제거되었다. 토양컬럼 내의 총 세슘 중 96%가 5.9 일 동안 제거되었고, 총 코발트 중 94%가 제거되었다. 또한, 개발된 모델에 의한 시뮬레이션 결과는 실험결과와 거의 일치했다.

원자력발전소를 안전하게 해체하기 위해서는, 해체부지 개방기준의 준수여부를 확인하기 위해 수행되는 환경이나 설비의 방사선학적 조사의 계획, 실시 그리고 평가에 대한 상세 지침을 제공하는 절차가 필요하다. 본 연구에서는 해외 원전 해체 사례와 MARSSIM을 근간으로 부지운영이력평가, 오염범위조사, 오염현황 상세 조사, 제염복구 지원조사, 최종부지조사의 순으로 해체 부지내 잔류방사능을 조사하는 절차를 제시하였다.

Recently, plasma surface-cleaning or surface-etching techniques have been focused in respect of the decontamination of spent or used nuclear parts and equipment. In this study the removal rate of metallic cobalt surface is experimentally investigated via its surface etching rate with a $CF_4-o_2$mixed gas plasma. Experimental results reveal that a mixed etchant gas with about 80% $CF_4$-20% $O_2$ (molar) gives the highest reaction rate and the rate reaches 0.06 ${\mu}m$/min at $380^{\circ}C$ and ion-assisted etching dramatically enhances the surface reaction rate. With a negative 300 V DC bias voltage applied to the substrate, the surface reaction initiation temperature lowers and the rate increases about 20 times at $350^{\circ}C$ and up to 0.43 ${\mu}m$/min at $380^{\circ}C$, respectively. Surface morphology analysis confirms the etching rate measurements. Auger spectrum analysis clearly shows the adsorption of fluorine atoms on the reacted surface. From the current experimental findings and the results discussed in previous studies, mechanistic understanding of the surface reaction, fluorination and/or fluoro-carbonylation reaction, is provided.

현재 해체가 진행 중인 연구로 1. 2호기의 원자로 차폐 콘크리트를 해체하기 위해서는 운전기간동안 중성자 조사에 의한 방사화 정도 및 범위를 정확하게 결정하여야 한다. 차폐 콘크리트의 방사화 정도 및 범위를 결정하기 위해서 코어 시료를 채취하여 분석하여야 하는데, 시료 전처리의 어려움과 표준선원의 준비 및 자체흡수효과에 의하여 정확한 측정효율을 결정하는데 어려움이 있다. 본 연구에서는 방사능 분석에 이용되는 HPGe 검출기의 전에너지 검출 효율을 표준선원을 이용한 측정값과 Monte Carlo 방법을 이용하여 계산 값을 비교하였다. 또한, Monte Carlo 모사 기법을 이용하여 콘크리트의 밀도 및 성훈 변화에 따른 자체흡수 효과를 계산하였으며, 향후 실제 콘크리트 코어 시료를 채취 시 방사능 분석에 이용할 계획이다.

해체부지 선량평가 모델의 주요 핵종에 대한 key parameter를 분석하기 위하여 민감도 분석을 수행하였다. 본 연구에서 민감도 분석을 수행하기 위한 주요 가정 사항으로서 피폭시나리오는 가장 보수적인 resident farmer를 그리고 방사성핵종의 오염 정도는 0.037 Bq/g로 하였다. 분석결과, 감마 방출 핵종인 Cs-137과 Co-60의 경우에는 오염지역의 면적과 거주관련 변수(외부감마차폐인자와 실내 거주시간분율), C-14 핵종의 경우에는 환경변수와 불포화층의 수문학적 변수가, Sr-90 핵종의 경우에는 오염지역의 토양 밀도가 선량에 미치는 영향이 큰 parameter로 확인되었다.

연구용원자로를 해체하는 과정에서 발생되는 각종 자료들은 여러 장소에서 상호 호환성 없는 형태로 발생하므로 관리와 활용이 용이하지 않다. 연구로 1, 2호기를 해체하면서 발생되는 자료를 해체시설, 해체작업, 방사선학적 그리고 해체폐기물 정보영역별로 분류하여 자료를 관리하고 보다 객관적이고 정확한 정보 분석이 가능하도록 데이터베이스 시스템을 개발하였다. 연구용 원자로 해체활동 자료에 대한 체계가 구축됨으로써 해체사업을 보다 더 효율적으로 수행하는 데 도구로 활용할 수 있을 것이다. 해체 현장 자료 입력, 분석 및 평가를 통하여 연구로 1, 2호기 해체활동 자료에 대하여 보다 객관적이고 정확한 평가가 가능하게 되었고, 이를 바탕으로 연구로 1, 2호기 해체프로젝트를 보다 효율적으로 수행할 수 있게 될 것이다.

국내의 가동 중지된 우라늄 변환시설의 해체 시 다량의 우라늄으로 오염되어 있는 금속성 폐기물의 재활용 또는 자체처분을 위한 제염기술로 중성염 전해액을 사용하는 전해제염 공정의 적용성을 평가하기 위하여 우라늄 변환시설 내부설비의 주 구성 재료인 SUS-304 및 Inconel-600에 대한 전기화학적 용해거동 연구를 수행하였다. 이를 위하여 중성염 전해질의 형태, 전해질의 농도, 전류밀도, 처리시간과 같은 전해제염 조건들이 금속 재료의 용해에 미치는 영향을 평가하였다. 모의 시편을 사용한 비방사성 전해용해 실험 결과를 근거로 실제 우라늄 변환시설로부터 인출한 $UO_2$, AUC (ammonium uranyl carbonate) 및 ADU (ammonium diuranate) 오염시편에 대해 $Na_2SO_4$및 $NaNO_3$ 중성염 용액에서 전해 제염실험을 수행하였으며, 오염물의 종류 및 오염 준위의 대소와는 관계없이 모든 시편에 대하여 10분 이내의 짧은 시간 내에 자체처분 기준치 이하로 $\beta$ 방사능 준위를 감소시킴으로써 본 중성염 전해제염이 매우 성공적임을 확인하였다.

방사성폐기물 처분 사업을 둘러싼 논란은 지난 50 여년간 국내외에서 계속되었다. 세계 각국은 뛰어난 과학 기술의 도입과 대규모의 홍보에도 불구하고 많은 경우 처분 사업의 실패를 맛보았다. 그러나 핀란드, 스웨덴 등 일부 유럽 국가들은 다른 나라들에 비해 비교적 적은 예산과 기술 인력을 투입함에도 불구하고 부지 확보 및 안전성 확보에서 괄목할만한 성과를 거두고 있다. 본 논문에서는 이러한 현상에 주목해 방사성폐기물 처분 연구 사업에서 쌍 방향 대화의 중요성을 간파하고 이를 적용하는 방안을 연구한 유럽 연합의 RISCOM II 프로젝트 중 프랑스, 핀란드, 스웨덴 사례에 대해 살펴본다.

연구로 및 원자력 시설 해체작업 수행 시 고려해야 할 여러 가지 비용인자를 고찰하기 위하여 OECD 국가 및 원자력 선진국의 연구용 원자로 및 원자력 시설 해체비용에 대한 추정 결과의 영향 인자를 중심으로 분석하였다. 여러 가지 해체 비용을 유발하는 범주에서 원자력 시설 철거활동과 폐기물 처리 활동이 가장 많은 비용이 발생하는 것으로 예상되고 있고, 노동인력비용, 재료비 기타 비용 중에서 노동 인력 투입에 대한 비용이 가장 많이 차지한 것으로 나타났다. 해체비용에 영향을 미치는 주요 변수로는 Work difficulty, Regional labor cost 차이, Peripheral cost, Disposal/final burial costs으로 조사되었다.

원자력시설의 해체를 위한 표면오염도를 측정함에 있어 기존의 일반적인 단일층 함침 복합체의 단점을 개선한 치밀한 구조의 지지층 위에 활성층의 2차막을 도포 하여 제조된 이중 구조의 고분자 복합체를 제조하고 이들의 특성을 분석하였다. 세륨활성화된 이트리움실리케이트(Cerium-activated ytttrium silicate, CAYS)를 함침시킨 폴리설폰 이중구조 필름은 1차 지지층으로서 폴리설폰 (polysulfone, PSF)과 메틸렌클로라이드 (methylene chloride, MC)로 이루어진 2액용액을 유리판 위에 제막하고 증발을 통해 MC를 제거하여 고분자의 유리화(vitrification)를 통해 치밀한 구조로 고형화하도록 하였다. 고형화한 1차층 위에 CAYS 와 용매로 이루어진 2차 제막용액을 덧붙여 도포하고 물에 침지시키거나 대기방치를 통해 고형화시켰다. 이렇게 이루어진 2중 구조의 무기섬광체 함침 복합체 필름은 2차 제막층에 손가락 형태의 큰 기공이 생성되었으며, 1차층과 2차층이 완전히 결합되어 있어 우수한 기계적 물성을 나타냈다. 한편, 섬광체인 CAYS를 첨가하였을 때 필름에 생성되는 은 기공의 형성이 증대되는 특성을 보였으며, 용매의 증발에 의해 고형화 된 필름은 치밀한 구조의 형상을 보였다. 제조된 필름들은 방사성핵종의 탐지에 있어 신뢰할만한 탐지 결과를 보였다.

This study investigated the thermal behavior of the nuclear graphite waste generated from the decommissioning of the Korean nuclear research reactor, The first part study investigated the decomposition rate of the nuclear graphite waste up to $1000^{\circ}C$ under various oxygen partial pressures using a thermo-gravimetric analyzer (TGA). Tested graphite waste sample not easily destroyed in the oxygen-deficient condition. However, the gas-solid oxidation reaction was found to be very effective in the presence of oxygen. No significant amount of the product of incomplete combustion was formed even in the limited oxygen concentration of 4% $O_2$. The influence of temperature and oxygen partial pressure was evaluated by the theoretical model analysis of the thermo-gravimetric data. The activation energy and the reaction order of graphite oxidation were evaluated as 128 kJ/mole and 1.1, respectively. The second part of this study investigated the behavior of radioactive elements under graphite oxidation atmosphere using thermodynamic equilibrium model. $^{22}Na$, $^{134}Cs$ and $^{137}Cs$ were found be the semi-volatile elements. Since volatile uranium species can be formulated at high temperatures above $1050^{\circ}C$, the temperature of incinerator furnace should be minimized. Other corrosion/activation products, fission products and uranium were found to be the non-volatile species.

국내 TRIGA Mark II&III 및 우라늄 변환시설 해체시 다량의 금속폐기물 발생이 예상되며, 현재 이러한 저준위 방사성 금속폐기물을 처리, 재활용하는 기술들에 대한 연구가 국$\cdot$내외적으로 활발히 수행 중에 있다. 이에 본 연구에서는 해체시 발생하는 금속폐기물의 효율적인 감용 및 재활용에 관한 국내외 처리 기술을 검토하여 국내 TRIGA Mark II&III 및 우라늄 변환시설에서 발생하는 해체 금속폐기물의 처리 방안을 수립하기 위한 정보를 제공하고자 한다.

A study on the selective adsorption of uranium(VI) from a high concentration of chemical salts has tern peformed to investigate the uranium removal mechanisms and the application conditions of the electrosorption technique using the activated carbon fiber(ACF) as a good conductive electrosorption adsorbent. Electrosorption test were carried out using an electrochemical cell.(omitted)

As one of the major activities of the International Atomic Energy Agency (IAEA), a Coordinated Research Program (CRP) has been implemented with the aim of solving many of the problems facing the Member States by integrating various different levels of each country's technical capabilities in the areas which the Agency needs further technology development. To establish the strategy for an active participation In the CRP and its effective implementation, general features of the current IAEA programs and a prospect of the future program for 2006-2007 are described.(omitted)

산업체에서 폐기물로 발생되는 제강 슬래그를 사용전 초임계 이산화탄소를 이용해 고온 고압에서 전처리를 통해 얻어진 제강 슬래그를 이용하여 토양 제염 후 발생하는 방사성 폐액 중에 포함되어 있는 성분 가운데 방사성이 높은 성분인 Cs 이온과 Co 이온을 제거하는데 활용함으로서 폐기물의 재활용에 의한 방사성 이온 제거 방안을 모색해 보고자 하였으며 이에 대한 연구는 환경보호 차원뿐만 아니라 폐기물 자원 회수라는 측면에서도 그 중요성이 크다고 할 수 있다.(중략)

웹 서비스기술에서 XML은 단순히 전송 네트워크로서 메시지를 전송하고 받는 역할만 하는 HTTP에 비해 서비스를 등록, 검색, 기술, 호출하는 방법을 정의하는 중요한 요소이다. XML은 어떤 플랫폼에서나 읽을 수 있는 형식을 제공하기 때문에 특정 회사의 제품과 관련된 특정 환경에 얽매이지 않아도 된다. 이처럼 기업 간의 데이터 상호 교환을 위한 언어로서 XML의 역할이 중대해지고 있기 때문에, WACID(Waste Comprehensive Information Database) 시스템에서는 데이터 검증 및 교환을 목적으로 XML 데이터를 생성하고 있다.(중략)

웹기반의 어플레케이션 설계 및 구축 과정에서의 핵심은 WACID 시스템의 서비스 목적을 이해하는 것이다. WACID 시스템의 서비스 목적은 국내 방사성폐기물 관리 요소 및 보고체계를 통합한다. 웹을 통한 대국민 방사성 폐기물 정보 공개에 대한 투명성을 제공하기 위함이다. 일반인 및 관련 종사자들에게 최상의 서비스 제공을 위한 신뢰성 있는 데이터를 제공한다. 친숙한 사용자인터페이스(User Interface)로 설계되었다. 단순한 방사성 폐기물 관리 요소 검색을 위한 웹기반 시스템이 아닌 방사성 폐기물과 관련된 이해를 돕기 위한 다양한 도구들을 제공한다.(중략)

본 연구는 연구로 1,2호기 해체과정에서 발생되는 자체처분대상 콘크리트폐기물을 재활용하기 위해서 NUREG-1640 에서 제시하고 있는 시나리오에 대하여 외부피폭선량을 평가하였다. NUREG-1640에서는 콘크리트폐기물 재활용에 적용시 7가지 시나리오를 제시하고 있으며, 각 시나리오를 살펴보면 대량의 콘크리트에 인접, 콘크리트폐기물 수송, 콘크리트폐기물 처리, 매립을 위한 처분활동, 매립지 폐쇄 후 거주자, 콘크리트폐기물 이용 도로건설, 도로포장재로 대량의 콘크리트 이용이 있다.(중략)

원자력연구소에 보관 중인 오염 토양폐기물을 토양 세척법으로 제염하여 비 방사성폐기물화 한다면 그 부피를 10% 이하로 저감시킬 수 있으며 연구소의 고체 방사성폐기물 저장 용량을 크게 늘릴 수 있다. 1988년 발견 당시 오염 토양 폐기물의 주요 방사성 핵종은 Co-60 이었는데 시간경과에 따라 Cs-134, 137 이 주요 방사성 핵종이 되었다. 오염토양 폐기물의 60 % 이상은 방사능 농도가 극히 낮아 물리적으로 입도를 분리하거나 수 세척에 의해 비 방사성폐기물화 할 수 있음을 파악하였다.(중략)

DUPIC (Direct Use of spent PWR fuel In CANDU) fuel cycle technology is being developed at Korea Atomic Energy Research Institute (KAERI). All the DUPIC fuel fabrication processes are remotely conducted in the completely shielded M6 hot-cell located in the Irradiated Material Examination Facility (IMEF) at KAERI. Undesirable products such as spent nuclear fuel powder debris and contaminated wastes are inevitably created during the DUPIC nuclear fuel fabrication processes.(omitted)

방사성폐기물 유리화 공전 중 용융로 내에서 유리시료를 직접분석 하기 위한 레이저유도 플라즈마분광법(LIBS: Laser Induced Breakdown Spectroscopy)을 개발 중이다. LIBS 시스템을 구성하기 위하여 분광기, 검출기, 레이저 등의 장비들을 구축하였다. 분광기는 CCD(charge coupled device)가 보정되어 내장되어있는 ESA 3000을 레이저는 Q-switched Nd-YAG인 Brilliant로 구매하여 분석시스템을 구축하였다. 구축된 분석시스템 분야별 성능들을 확인하였으며 최적화 연구를 수행하였다. 첫 번째 단계로 Fe가 함유된 시료에 레이저를 주사하였을 때 발광스펙트럼을 측정하였으며 검출기의 지연시간을 변화시켰을 때의 발광스펙트럼의 특성과 이를 이용한 여기온도를 Einstein-Boltzmann 식을 이용하여 계산하였다. 시료에 532nm Nd-YAG 레이저를 주사하고 검출기의 지연시간을 500, 1000, 1500, 2000ns로 변화시켰을 때의 분광선의 intensity 및 여기온도 변화를 분석하였다. 그 결과 검출시간이 1500㎱ 일 때 여기온도는 7820k로 가장 최적의 상태를 확인하였다. 향후 이 시스템은 유리화 실증시설에 적용되어 용융로 외부로의 유리시료 이송 없이 현장에서 유리성분들의 정량분석을 수행할 예정이다.

CANBU형 원전에서 $^{14}C$ 핵종은 감속재 계통, 냉각재, 환형기체 및 연료 계통에서 생성된다. 이4가지 계통 중 감속재 계통이 전체 $^{14}C$ 생성의 94.8%를 차지하고 있다. $^{14}C$ 핵종은 용액 내에서 PH에 따라 용존 이산화탄소$^{14}CO_2$), 중탄산 이온($H^{14}{CO_3}^-$), 탄산 이온($^{14}{CO_3}^{2-}$) 및 탄산($H_2^{14}CO_3$)의 형태로 존재하는데, 감속재 계통에서는 PH가 5이상으로서 주로 이산화탄소($^{14}CO_2$), 탄산($H_2^{14}CO_3$) 및 중탄산 이온($H^{14}{CO_3}^-$)으로 존재한다. 본 연구에서는 월성 원전 각 계통에서 사용되고 있는 이온교환수지 현황과 년도별 폐수지 발생현황을 조사하였다. 그리고 월성 원전에서 사용되고 있는 IRN 150 수지의 탄소화합물의 흡$\cdot$탈착 특성을 살펴보기 위해, 중성 pH에서 주로 존재하는 ${HCO_3}^-$ 이온을 IRN 150 수지와 반응시켜 포화시킨 뒤, $NaNO_3$ 와 $Na_3PO_4$ 및 HC1, NaOH의 탈착용액을 선정하여 ${HCO_3}^-$ 이온의 탈착 가능성을 알아보았다. $Na^+$ 이온에 의한 $CO^{2+}$ 이온 및 $Cs^+$이온의 탈착은 거의 발생되지 않았으며, ${NO_3}^-$ 이온 및 ${PO_4}^{3-}$ 이온에 의한 ${HCO_3}^-$ 이온의 탈착은 서서히 진행되었다.

원자력 발전소에서 발생하는 방사성 폐기물인 이온교환수지, 제올라이트, 활성탄 및 슬러지에 포함된 핵종 분석을 위한 최적의 산분해 조건을 확립하였다. 방사성 폐기물의 분해에는 혼합산을 이용한 밀폐형 극초단파 산분해법을 사용하였으며, 제안한 방법에 따른 산분해 후의 용액은 맑고 색이 없는 투명한 상태임을 확인할 수 있었다. 또한, 산분해 과정을 거친 각각의 용액 시료는 ICP-AES와 AAS를 사용하여 분석하였고, 모의 방사성 폐기물에 첨가한 5종의 금속 원소들은 94% 이상의 높은 회수율을 보여주었다. 화학적 특성을 고려하여 제안된 산분해 조건은 핵종 분석을 위한 효과적인 전처리 방법으로써, 향후 원전의 유형별 방사성 폐기물에 대해 보편적으로 적용될 수 있을 것으로 판단된다.

The amount of cesium released from the leaching of spent fuels in contact with and without the compacted bentonite bloc]t which was compacted as the density of $1.4g/\textrm{cm}^3$, up to 5.7 years were measured and the empirical formula of the fractional release rate of cesium were derived from these measured values. The empirical formulas show that the long-term release rate of cesium under a repository would become a constant, as about $3{\times}10_{-6}$ fraction/day, after a certain period. The cumulative fractions of cesium released from the spent fuel with bentonite and with copper and stainless steel sheets were steadily increased, but the fraction from bare fuel was rapidly increased and then sluggishly increased. However, the remained value except its gap inventory from the cumulative fraction of cesium released from bare fuel was almost very close to the others. This suggests that the initial release of cesium from bare fuel might be dependant on its gap inventory.

It is necessary to perform the radionuclide inventory assessment for the disposal of low and intermediate radioactive waste containers. The $\gamma$ nuclide analyzer can be used for the assessment of containers. However, if the radioactivity in the containers is extremely low or high, radionuclide inventory of the containers can not be evaluated properly. Also, gamma scanning method is time consuming and has economical burden to the utilities.(omitted)

중$\cdot$저준위방사성폐기물처분시설의 운영, 폐쇄, 폐쇄 후 관리에 관한 세부요건을 수립하기 위해 기본적인 사항들을 검토하고 초안을 제시한다. 처분에 관한 관계법령, 다른 기술기준, 안전성평가 등과의 연계성을 강조하며, 현행 방사성폐기물 인도규정과 더불어 향후 바람직한 발전 방향을 모색한다.

In the present study, a multicriteria decision-making (MCDM) problem of ranking of important radionuclide release scenarios in a low and intermediate radioactive waste repository is to treat on the basis of non-additive fuzzy measures and fuzzy integral theory. Ranking of important scenarios can lead to the provision of more effective safety measure in a design stage of the repository. The ranking is determined by a relative degree of appropriateness of scenario alternatives.(omitted)

본 연구에서는 한국형 중저준위 방사성폐기물 처분시설 안전성 평가를 위한 FEP 목록 도출 방법 및 선별 원칙들을 제시하였으며, 처분장에서의 핵종 이동 시나리오에 대해서는 생태계의 특성 및 공학방벽에 따라 각각의 RES (Rock Engineering System)를 구성하여 각 상황별 핵종이동을 모사 할 수 있도록 제안하였다. 또한 각 시나리오별 안전성 평가를 위하여 적용 가능한 해석 코드를 제안하였으며, 종합 성능 평가를 위한 보완점을 지적하였다. 추후 종합 성능 평가 시스템을 통해 최종적으로 도출될 안전성 평가 결과는 한국형 처분장 설계시에 활용될 수 있을 것으로 기대된다.

처분시설의 안정성 평가에 사용된 시나리오와 파라미터들은 본질적으로 불확실성을 가지고 있다. 이러한 불확시설성을 평가하기 위해서 동일한 시나리오에 대해서 평가 입력 파라미터의 변화에 따라 개인피폭선량 결과가 어떻게 변화하는지를 분석하였다. 본 분석에서는 처분시설을 빠져나온 핵종이 하부의 불포화된 토양층을 지나 대수층에 이른후 지하수에 의한 분산과 이류 등에 의해 인간환경의 우물까지 이동되고, 우물을 통해 다시 희석되어 부지 경계의 주민이 우물물을 식수로 사용하는 '지하수음용시나리오'가 고려되었다.(중략)

The thermo-hydro-mechanical (T-H-M) process is one of major issues in the performance assessment of a high level waste (HLW) repository. An engineering-scale test was planned and its experimental set-up has being installed, to validate the T-H-M behavior in the buffer of a reference disposal system. The experimental set-up consists of 4 major components: the confining cylinder with its hydration water tank, the bentonite block, the heating system, and the sensors and instruments. The monitoring and data acquisition system is employed to control the heater to maintain the temperature of $95^{\circ}C$ at the interface of the heater and bentonite blocks and to collect signals from sensors and instruments installed in the bentonite blocks.

국내 원자력 발전소에서 발생되는 고준위 폐기물의 안전한 지층처분 개념 개발을 위해서는 대상 암반에 지하연구시설을 건설하고 처분개념의 안전성을 평가하는 것이 필요하다. 지하연구용 터널의 개념은 처분개념, 처분장에서의 지하구조물의 형상, 수행될 실험과 지질조건에 영향을 받게 된다. 본 연구는 원자력연구소 내에 소규모 처분연구용 지하시설을 건설하기 위해 지질조사가 실시되었으며 이를 통해 부지에 적합한 시설의 기본설계가 실시되었다.

한국원자력연구소의 하나로, 방사성동위원소 생산건물 및 핵연료주기시설인 조사 후 시험시설, 조사재 시험시설 및 방사성폐기물처리시설의 운영과정에서 혹은 방사성 동위원소를 이용하는 각 실험실 등에서 여러 형태의 방사성 고체폐기물이 발생한다. 이들 방사성 고체폐기물의 효율적 관리를 위하여 데이터베이스 시스템을 구축하여 폐기물의 발생, 내역, 이동, 저장상태 등 제반 자료를 저장관리하고 이를 기반으로 바코드 시스템을 도입하여 간단한 조작만으로 다량의 방사성 폐기물에 대한 자료의 검색을 용이하게 하고자 한다. 본 연구는 소내에서 발생하는 방사성폐기물의 발생현황과 이를 수집하여 분류하고 관리하는 과정을 분석하여 도식화한 결과와 이를 토대로 업무에 필요한 관리 항목을 설정하여 개개의 폐기물 드럼에 대하여 바코드를 부여하고 데이터베이스에 저장하여 방사성폐기물에 대한 이력관리 및 업무의 효율성을 향상시키며 정확하고 신속한 정보를 제공하게 한다.

저준위 방사성폐기물 안전성 평가를 위해 대상 부지를 선정하고 경계 조건을 도입하였다. 연안에 처분장이 위치할 경우를 가상하여 처분장 심도 및 단열까지의 거리등에 대한 지하수 유동 민감도를 분석하였다. 또한 처분장 진입 터널이 지하수 유동에 미치는 영향을 평가하였다. 이를 통하여 각 암반별 이동 거리 및 시간을 CONNECTFLOW를 이용해 산정하고, 그 결과들이 방사선적 안전성 종합 평가 코드인 MASCOT의 입력 자료로 활용되도록 하였다.

국가의 규제기관과 처분장에서는 방사성 폐기물의 안전한 영구처분을 위하여 폐기물 수용(인수)기준을 폐기물 발생자에게 준수토록 요구하게 되는데 이러한 폐기물 수용(인수)기준은 처분시설의 가동동안 인간과 환경 보호 그리고 최대 300년간의 제도적 통제기간을 고려하여 처분장의 안전성 확보를 위하여 설정되어진다. 폐기물 수용(인수)기준중 고화체의 안정성 평가와 관련하여 미국(NRC/BTP)은 폐기물의 종류와 고화매질에 따라 유리수, 압축강도, 방사성 조사특성, 미생물 영향 특성, 침수 및 침출 특성, 열순환 특성 등에 대하여 표준시험법을 제시하였으며, 또한 그의 기술기준치도 제시하고 있다. 그리고 프랑스(DRDD/ BECC)에서는 미국보다 매우 세밀하게 평가항목들을 분류하는 등의 처분장 운영국가에서는 고화체의 안정성관련 평가시험들을 처분 환경과 처분방식에 맞게 표준화하고 있다. 한편 국내에서는 과기부 고시 제2001-32호 "중.저준위 방사성폐기물 인도규정"이 있으나 이에는 고화체 관련하여 정성적인 안정성에 대하여서만 기술되어 있다. 이에 따라 원전폐기물 고화체에 대한 안정성 평가를 위한 시험법을 선정하기 위하여 아래 그림과 같은 절차에 따라 수행토록 하였다. 우선 대표적인 천층처분 운영국가인 미국과 프랑스의 시험법 그리고 IAEA 권고 시험법과 유사관련 한국 산업표준법들을 조사하고, 이들 시험법들의 주요 차이점을 기술적 관점에서 비교평가하고, 이어서 모의 방사성 및 비방사성 고화체를 이용하여 상기 시험법들을 각각 적용하고 또한 이들 시험법들간의 차이(시험 조건, 시편의 크기 등)에 기인한 상호 비교시험을 통하여 얻어진 시험결과들을 종합적으로 비교 검토하여 보수적 관점에서 시험법을 선정하는 것으로 방향을 잡았다. 이때 시험결과를 얻기 위한 모든 과정에 품질보증 활동을 적용키로 하였으며, 시험결과 분석/평가 과정과 시험법 선정에 각계(규제기관, 학계, 발전소 현장 및 산업계 등) 전문가로부터 기술자문회의를 통하여 자문 의견을 받기로 하였다. 특히 현재 폐기물 인수 기술기준치가 설정된 국가의 시험법을 심층 있게 검토하기로 하였다.검토하기로 하였다.

가압 중수로형 원자력발전소에서는 중수 중의 중수소와 중성자의 반응에 의하여 수소동위원소인 삼중수소(트리튬)가 불가피하게 생성되는데 발전소의 가동 년수가 증가함에 따라 계통내 중수중의 삼중수소 농도도 증가하게 된다. 따라서 계통내 삼중수소화 중수로부터 삼중수소를 분리하여, 중수는 원자로로 순환하고 분리된 삼중수소는 별도로 저장할 필요가 있다. 이 과정에서 분리$\cdot$농축된 삼중수소는 방사성 물질일 뿐만 아니라 앞으로 핵융합 연구에 매우 중요하게 이용되어야 할 자원이기 때문에 이를 안전하게 저장하기 위한 기술(저장기술)과 경우에 따라 지정된 장소로 운반하기 위한 기술(운반기술)이 필요하다.(중략)

고준위폐기물 혹은 사용후 핵연료의 처분용기 재질은 각 국의 처분개념과 처분공의 주위 환경에 따라 달라질 수 있다. 용기의 후보재질로는 탄소강, 스텐레스 강, 구리, 니켈, 티탄 혹은 이들의 합금이 주로 고려되고 있으나, 국내에서는 아직 선정되지 않았다. 국내 처분환경에서 이들 재질의 부식특성을 조사하고자 모의 화강암 지하수를 가해 만든 겔 상태의 경주 벤토나이트에 탄소강, 스텐레스 강, 구리 시편을 넣고, $70^{\circ}C$, 아르곤 분위기에서 530일 경과한 후 시편의 표면 변화 (그림 1) 및 무게 감소를 측정하였다. 철 부식시편은 검정색의 철 화합물 층으로 덮여 있었으며, 구리표면에는 노란색의 부식층이 형성되었는데, 이를 XRD로 분석한 결과 $Cu_2O$로 판명되었다. 그러나 $700^{\circ}C$에서 각각 0, 24, 96시간동안 예민화시킨 스텐레스 강 시편들은 모두 초기상태 그대로 광택을 유지하고 있었으며, XRD에서 다른 화합물의 형성을 발견할 수 없었다 (그림 2). 시편의 무게 감소가 균일부식에 기인한 것으로 가정하여 환산한 결과, 구리와 스텐레스 강 모두 0.3~0.4 $\mu\textrm{m}/yr$의 부식속도를 나타내었다. 그러나 구리는 부식생성물이 표면에 부착되어 있기 때문에 실제 부식두께는 이 값보다 더 클 것으로 생각된다. 용기가 초기 530일간과 같은 속도로 처분용기의 부식이 진행된다면 한국에서 기준처분 개념으로 삼고 있는 50mm 두께의 내부식성 외벽 금속용기는 적어도 만년이상 견딜 수 있을 것으로 추정된다. 한편, 검정색 부식층을 제거한 무게감소로부터 계산한 철의 부식속도는 구리의 약 30배에 해당하였다. 금속 재질의 정확한 부식 거동을 파악하기 위해서는 보다 장기간의 실험이 요구된다. 시험법 선정에 각계(규제기관, 학계, 발전소 현장 및 산업계 등) 전문가로부터 기술자문회의를 통하여 자문 의견을 받기로 하였다. 특히 현재 폐기물 인수 기술기준치가 설정된 국가의 시험법을 심층 있게 검토하기로 하였다.검토하기로 하였다. 혹은 수성주변 환경이 지배하는 산악이나 구릉지에서 흔히 나타나는 침엽수-낙엽활엽수의 혼합림 식생상태를 잘 대변해 주고 있는 것으로 판단된다. 끝으로, 의림지 호저 퇴적층 중에서 인위적인 교란흔적이 없는 암회색 유기질 니층에 대한 탄소연대측정 결과, 제1호공 12번 시료에서 950$\pm$40 years B.P을 얻었으며, 제3-1호공에서도 아래로 내려가면서 8, 10, 11번 시료에 대하여 500$\pm$30 years B.P, 650$\pm$30 years B.P, 800$\pm$40 years B.P의 연대측정 결과를 획득하였다. 이상과 같은 의림지 호저 퇴적층의 형성환경과 형성시기 연구를 통하여 의림지의 제방축조의 최초시기를 해석해 보면, 의림지의 제방은 적어도 과거 약 827년 전에서 866년 전에는 이미 축조되어 있었음을 알 수 있다. 과거 제천 일대에 살았던 옛사람들이 의림지 하류의 곡지중앙과 고기 충적선상지에 대한 관계용 용수조달의 필요성에 부응하여 상류부 곡지하천의 자연입지 환경을 최대한 이용하여 축조한 것으로 판단된다..준비하였다.전류를 구성하는 주요 입자의 에너지 영역(75~l13keV)에서 가장 높은(0.80) 상관계수를 기록했다. 넷째, 회복기 중에 일어나는 입자들의 유입은 자기폭풍의 지속시간을 연장시키는 경향을 보이며 큰 자기폭풍일수록 현저했다. 주상에서 관측된 이러한 특성은 서브스톰 확장기 활동이 자기폭풍의 발달과 밀접한 관계가 있음을 시사한다.se that were all low

원전 1차 냉각계통내 화학첨가제인 amine 또는 과산화수소를 사용하면서 $^{14}N$(n, P)$^{14}C$와 $^{17}O$(n, $\alpha$)$^{14}C$의 핵반응으로 생성된 $^{14}C$는 냉각수내에서 방사성 폐기물로 존재하게 된다. 이들 방사성 폐기물은 pH에 따라 다르지만 수용액상에서는 대부분 $CO_2$, $H_2CO_3$, ${HCO_3}^-$ 및 ${CO_3}^{2-}$로 존재하고, 나머지 약 20% 정도는 유기성 탄소로는 메탄이 존재하는 것으로 알려져 있다. 폐이온 교환수지 내에 존재하는 $^{14}C$는 시간이 경과함에 따라서 방향족 화합물로 이온교환이 발생할 수가 있다.(중략)

본 연구에서는 원자력 연구소 내에 건설할 고준위 폐기물 지하처분연구시설 부지에 관한 특성을 파악하고, 연구시설의 위치를 선정하기 위한 지질학적 연구를 실시하였다. 지표지질조사를 통하여 연구소 내에 분포하는 암석들의 분류와 선구조 분석을 실시하였고, 지구물리탐사와 시추조사를 통한 지하 암반의 분포양상과 연구시설 주변의 추정되는 파쇄대의 분포를 확인하였다. 지표지질조사결과 복운모화강암과 화강섬록암질 편마암이 점이적인 관계로 분포하고 있으며 (Fig.1, 3), 이들 화강암류 내에는 암맥상으로 중성 혹은 염기성 암맥들이 절리의 방향과 동일하게 관입 분포한다. 절리의 방향성은 N30E, N80W, NS방향으로 분포하고 있다(Fig. 2).(중략)

Nuclear Environment Technology Institute (KHNP-NETEC) developed the conceptual design of the low and intermediate-level radioactive waste (LILW) repository. Among many engineering challenges, it is of particular importance to find out an optimum arrangement of near-surface disposal vaults in the repository area to minimize the radionuclide flux and concentration at the interface between the geo-sphere and bio-sphere. (omitted)

원자력발전소에서 원자로 냉각재 중의 용존산소 제어는 원자로 냉각재 계통에서의 전면 부식과 다양한 형태의 응력부식균열(SCC)를 완화시키는데 기여한다. 원자로 냉각재 계통내에 용존 되어있는 산소는 발전소 기동 시에는 하이드라진($N_2H_4$)을 넣거나 인위적 배기를 통해 제거하고, 정상운전 중에는 체적제어탱크(VCT)에 수소를 가압하여 제거시킨다. 계통내로 유입되는 용존산소를 최대한 억제하기 위하여 대부분의 원자력발전소는 원자로 보충수 탱크 상층부에 질소를 주입하여 탱크로 유입되는 공기를 차단하고 있으나, 이 과정에서 일부 수중에 용해되어 들어가는 질소는 계통 내에서 NH$_3$를 형성하여 화학체적제어계통(CVCS)의 이온교환 수지탑에 치환됨으로서 기포화 되어있는 Li을 계통으로 빠져나오게 하여 계통 pH에 영향을 미친다.(중략)

경수로형 원자로의 증기 발생기 내부에 방사화 된 침적물을 smear paper로 시료를 채취한여 핵종 분석 및 화학조성을 분석하였다. 상용발전소의 증기 발생기 외부에서 발견된 고 준위 방사성물질의 화학 조성 분석은 극미세 성분분석기(EPMA)를 이용하였다. 본 시험에 사용한 EPMA(Electron Probe Micro Analyzer, SX-50R, CAMECA, Paris, France)는 고 방사능을 띤 조사 핵연료 및 재료 시험을 수행할 수 있도록 기기의 시편 stage 주위를 납과 텅스텐으로 차폐하여 시편의 방사능 세기가 $3.7{\times}10^{10}$ Bq까지 시험 가능한 기기이다.(중략)

우라늄 변환시설 내의 라군 슬러지의 처리를 위해 슬러지의 물 첨가 용해를 실시하고, 여과후 발생한 질산염의 안정적 처리를 위한 열분해를 실시하였다. 라군 슬러지의 질산염 및 우라늄 제거공정은 후속처리공정에서의 부담을 최소화 할 수 있도록 1.5배의 물을 첨가 용해하였으며, 두 개의 라군에 저장된 슬러지 처리방법의 효율성 평가를 위하여 각 라군의 개별적, 혹은 혼합하여 실험을 실시하였다.(중략)

최근 들어 국제 방사선 방호위원회(ICRP: International Commission on Radiological Protection)의 ICRP-60에서는 원전 작업종사자의 연간 허용 피폭량을 현행값인 5 rem보다 연 평가 2 rem으로 제한 운영토록 권고하고 있다. 이렇게 엄격해지는 방사선 관리규정에 능동적으로 대처할 수 있도록 새로운 방호차원에서 관련 계통 및 기기들의 방사선량을 낮출 수 있는 기술 개발이 절실한 실정이다. 각국의 원전에서는 방사능을 강구하고 있는 실정이다.(중략)

밀봉선원 폐기물은 크기가 작지만 특별한 관리 및 처분을 요하는 방사성폐기물이다. 특히 수거된 폐라듐선원의 경우 장기간의 관리가 필요하며, 음식물 보존이나 살균에 사용된 대형 밀봉선원 폐기물의 경우도 처분보다는 재활용도 고려하여야 한다. 이러한 밀봉선원의 특징은 작은 크기와 고건전성물질로 되어 있고 높은 비방사능을 갖는다는 것이며 따라서 처분시 보통의 방사성폐기물과는 달리 비균질폐기물의 특성을 고려한 안전성 평가가 필요하다.(중략)

삼중수소수 오염처리의 선행공정으로 적합한 전기분해-촉매교환 결합공정(CECE process)은 수소동위원소 산화물의 수소화 전환을 위한 전해셀과 다단 액상촉매 교환탑으로 이루어진 탈삼중수소 공정이다(그림 1). 촉매탑은 수소 흐름에 수증기를 동반하도록 하는 친수층과 수증기-수소간의 수소동위원소 교환반응을 유도하는 촉매층으로 구분되며, 탑 상부에는 수소의 산화 반응기 그리고 하부에는 물의 수소화 전해셀로 구성되어 있다(그림 2).(중략)

사용후핵연료를 건식처리하여 핵연료성 물질을 제거하고 또한 장반감기 핵종을 제거하면 처분 대상의 폐기물이 남게 된다. 이 폐기물의 양을 줄이고 관리기간을 단축시키는 방안을 강구하는 것이 처분전에 수행하는 전처분(pre-disposal)의 주 목표이다. 처분후에는 건식처리된 과정과는 달리 장기적으로 관리하여야 하며, 물의 유입에 의한 침출 문제등 습식 환경도 고려하여야 한다. 따라서 궁극적으로 처분되어지는 폐기물에 대해서는 물의 영향을 파악하는 것이 필수적이다.(중략)

우라늄 변환시설은 중수로용 $UO_2$ 분말 제조 시설로서 2001년도부터 제염 해체를 통한 변환시설 환경복원사업을 시작하였다. 변환 공정의 운전 중 발생하여 라군(lagoon)에 저장되어 있는 방사성 슬러지 폐액의 처리는 시설의 해체과정에서 매우 중요한 업무중의 하나이다. 라군 슬러지의 주성분은 $NH_4NO_3$, $NaNO_3$, $Ca(NO_3)_3$, $CaCO_3$ 및 U 화합물과 소량의 Fe, Mg, Al, Si 및 P 화합물로 구성되어 있다.(중략)

작년 2월에 착공식을 가진 월성의 WTRF (Wolsung Tritium Removal Facility)에서 2005년 후반기부터 매년 $2.6{\times}10^{16}$ Bq(7 MCi) 이상의 삼중수소가 생산될 예정이므로 이제 우리나라에서도 삼중수소를 활용하는 연구를 본격적으로 할 수 있게 되었다. 현재 우리나라는 삼중수소를 전량, 수입하여 37 MBq (1 mCi) 혹은 $3.7{\times}10^{10}$ Bq (1 Ci)미만의 매우 적은 양으로 생물, 생화학, 농학 및 의약품 합성연구 등의 연구에 이용하오 있는 정도이고, 삼중수소의 활용에 관한 국내의 연구는 거의 전무한 상태이다.(중략)

한국원자력연구소에서 발생되는 방사성폐기물은 다양한 형태, 다양한 핵종으로 구성되며 소량씩 불규칙한 시기에 발생하는 특성을 갖는다. 이러한 폐기물의 효율적인 관리와 처리를 위하여 체계적인 이력관리와 신속한 통계를 도출할 수 있는 데이터베이스 시스템 구축이 선행과제로 대두되었다. 이에 방사성폐기물 통합관리 시스템(Radioactive Waste Management Integration System ; RAWMIS)을 구축하였으며, 이 시스템은 방사성폐기물의 발생부터 수집, 이동, 처리, 저장 등 처분까지의 이력을 관리하고, 서류간소화 및 인적자원 절약 등의 관리효율성을 제고하여 구현되었다. 또한, 한국원자력안전기술원에서 추진하는 국가적 방사성폐기물 통합 안전관리 체계(Waste Comprehensive Information Database : WACID)와 연계를 할 수 있도록 연구개발의 착수 단계에서부터 공동으로 진행하였다. 본 논문에서는 구축된 시스템의 구현사항과 실제 방사성폐기물 관리에 활용하는 사항을 제시한다. 본 연구를 통하여 구축된 시스템은 방사성폐기물 발생기관의 관리와 처리에 있어서 투명성과 효율을 증가시키고, 정확하고 신속한 정보를 도출할 수 있으며, 방사성폐기물의 관리와 처리공정의 데이터를 확보하여 방사성폐기물 처리 분야 연구의 토대를 제공할 수 있다.

원자력발전소의 운전과정에서 계획적 혹은 비계획적으로 방출되는 미량의 입자상 방사성 물질들은 대부분 원전 부지내 토양에 침적되게 된다. 이러한 과정 속에서 오염토양이 발생하게 되면 수거되어 단순 격리관리하고 있는 실정이지만 앞으로 원전의 해체과정 등으로 인한 오염토양이 상당량 발생할 것으로 예상되기 때문에 적절한 제염을 통하여 폐기물량을 최소화시킬 필요가 있다. 이를 위해 오염토양 제염공정으로 물을 이용한 토양세척법을 선정하여 제염장치를 제작하였으며 실증시험을 수행하였다.(중략)

금속성 방사성폐기물을 제염하는 설비의 조건으로는 제염계수, 2차 폐기물 발생량, 모재의 회수가능성, 작업자의 안전성(원격조정) 등을 고려하여야 한다. 금속성 방사성폐기물의 오염제거 방법으로 습식제염 방법을 손쉽게 생각할 수 있으나 습식제염은 모재로부터 오염 물질을 선택적으로 제염이 불가능하고 강산 용액을 사용하므로 제염후 발생되는 2차 액체폐기물로 인해 최근 그 적용이 제한되고 있다.(중략)

현재 한국원자력 연구소에서 개발되고 있는 사용후 핵연료의 차세대관리기술은 산화물 핵연료를 전해환원시켜 금속으로 관리하는 기술이다. 이 공정에서 발생된 LiCl 폐용융염은 Cs, Sr과 같은 핵분열 생성물을 함유하고 있으며, 그 자체로서 수용성이고 방사선에 분해가 잘 되므로 처분 수용기준에 맞게 안정화시켜 처리해야 한다. 현재 이를 처리하기 위한 방법으로 고온에서도 핵분열 생성물의 이온교환 및 흡착이 가능한 제올라이트 A를 이용한 이온교환 및 단순혼합 방식이 주로 적용되고 있다.(중략)

본 연구는 발포유리 조성물 및 이를 이용한 발포유리 전구체의 제조방법에 관한 것으로, 구체적으로 알칼리 히드록시, 실리카 및 붕산으로 이루어진 발포유리 조성물 및 이를 이용한 발표유리 전구체의 제조방법에 관한 것이다. 본 연구에 의해 제조된 발포유리 전구체는 발포제의 사용없이 우수한 발포성능을 발휘하며, 특히 저온에서 발포성능을 나타내어 방열 및 방음용 유리 발포체로 사용할 수 있으며 각종 도료 및 페인트에 첨가하여 사용할 수 있다.(중략)

가압 중수로형 원자력발전소에서는 원자로의 감속재 및 냉각재로 사용하는 중수(heavy water)로 인한 삼중수소(tritium)의 생성이 전체 방사선 준위 상승의 가장 중요한 원인이 되고 있다. 따라서 4기의 중수로가 운전 중인 우리나라에서도 월성원자력 발전소에 삼중수소 제거 설비(Tritium Removal Facility)가 건설 중에 있다. 이 시설로부터 99% 이상의 순도인 삼중수소가 회수되며, 회수된 삼중수소는 장기적인 저장을 위하여 안전하게 포장되어야 한다.(중략)

하나로는 1995년 2월에 첫 임계(criticality)에 도달한 이후로 핵연료의 조사시험, 동위원소 생산, 중성자 빔을 이용한 연구, 중성자 방사화 분석 등에 활용되고 있다. 하나로에서 발생하는 폐기물은 성상에 따라 기체, 액체, 고체 폐기물로 분류되며, 모두 극저준위 폐기물이다. 고체 폐기물은 방문자 및 종사자들이 원자로실에 출입하여 업무 수행 과정에서 발생하며, 액체 폐기물은 계통의 누설, 보수 작업, 실험 장비 등의 세척으로 발생한다.(중략)

하나로(HANARO) 수조고온층 정화 계통은 수조고온층에 유입되는 원자로 수조수의 방사성 이온을 거르는 장치이다. 주기적인 수조고온층 계통의 이온교환수지 교체 및 폐기물 처리 작업은 원자로실에서 행하는 작업 중 방사선 피폭이 큰 작업 중의 하나이다. 지금까지 교환되어 일정기간 붕괴된 수조고온층 이온교환수지의 시료를 채취하고 HPGe MCA를 이용하여 수지에 흡착된 방사성 핵종의 종류 및 농도를 측정하고 이를 토대로 붕괴 추세선을 작성하였다.(중략)

원자력발전소를 가동한지 25년이 지나고 있는 현재 방사성 폐기물에 대한 대책이 시급한 실정이다. 가동한지 오래된 국내 원자력발전소의 경우 가까운 장래에 일차 냉각 계통의 제염이 요구될 것이며, 특히 앞으로 해체를 해야 할 시설들이 생기고 철거를 해야 할 필요성이 제기 되면서 엄청나게 발생할 금속 폐기물의 처리에 대한 문제가 주목을 받고 있다. 금속 폐기물의 처리를 위해 부피를 최소화하여 처분 관리하는 방법과 금속 폐기물을 제염하여 재사용하는 방법 등이 고려되고 있다.(중략)

Final disposal of radioactive waste generated from Nuclear Power Plant (NPP) requires the detailed information about the characteristics and the quantities of radionuclides in waste package. Most radionuclides are difficult to measure and expensive to assay. Thus it is suggested to the indirect method by which the concentration of the Difficult-to-Measure (DTM) nuclide is estimated using the correlations of concentration-it is called the scaling factor-between Easy-to-Measure (Key) nuclides and DTM nuclides with the measured concentration of the Key nuclide.(omitted)

청정에너지원인 원자력은 화력연료의 대체에너지원으로 높은 에너지 효율의 중요한 역할을 하고 있다. 그러나 발전시 필연적으로 발생되는 방사성 오염물에 대한 환경적 관심은 점점 고조되고 있는 실정이다. 따라서, 방사성 오염물에 대한 관리 및 처리는 청정원자력으로의 발전을 위해 매우 중요하다. 원자력 발전소내의 주요 방사성 제염 대상물은 오염된 의복, 부품, 장비 등이다. 기존의 화학 및 물리 제염법은 다량의 2차 폐기물을 발생시키는 문제점이 있어 이를 최소화 할 수 있는 방법이 요구되고 있다.(중략)

The dose from radionuclides released from high-level radioactive waste (HLW) glasses as they corrode must be taken into account when assessing the performance of a disposal system. In the performance assessment (PA) calculations conducted for the proposed Yucca Mountain, Nevada, disposal system, the release of radionuclides is conservatively assumed to occur at the same rate the glass matrix dissolves. A simple model was developed to calculate the glass dissolution rate of HLW glasses in these PA calculations [1]. For the PA calculations that were conducted for Site Recommendation, it was necessary to identify ranges of parameter values that bounded the dissolution rates of the wide range of HLW glass compositions that will be disposed. The values and ranges of the model parameters for the pH and temperature dependencies were extracted from the results of SPFT, static leach tests, and Soxhlet tests available in the literature. Static leach tests were conducted with a range of glass compositions to measure values for the glass composition parameter. The glass dissolution rate depends on temperature, pH, and the compositions of the glass and solution, The dissolution rate is calculated using Eq. 1: $rate{\;}={\;}k_{o}10^{(ph){\eta})}{\cdot}e^{(-Ea/RT)}{\cdot}(1-Q/K){\;}+{\;}k_{long}$ where $k_{0},\;{\eta}$ and Eaare the parameters for glass composition, pH, $\eta$ and temperature dependence, respectively, and R is the gas constant. The term (1-Q/K) is the affinity term, where Q is the ion activity product of the solution and K is the pseudo-equilibrium constant for the glass. Values of the parameters $k_{0},\;{\eta}\;and\;E_{a}$ are the parameters for glass composition, pH, and temperature dependence, respectively, and R is the gas constant. The term (1-Q/C) is the affinity term, where Q is the ion activity product of the solution and K is the pseudo-equilibrium constant for the glass. Values of the parameters $k_0$, and Ea are determined under test conditions where the value of Q is maintained near zero, so that the value of the affinity term remains near 1. The dissolution rate under conditions in which the value of the affinity term is near 1 is referred to as the forward rate. This is the highest dissolution rate that can occur at a particular pH and temperature. The value of the parameter K is determined from experiments in which the value of the ion activity product approaches the value of K. This results in a decrease in the value of the affinity term and the dissolution rate. The highly dilute solutions required to measure the forward rate and extract values for $k_0$, $\eta$, and Ea can be maintained by conducting dynamic tests in which the test solution is removed from the reaction cell and replaced with fresh solution. In the single-pass flow-through (PFT) test method, this is done by continuously pumping the test solution through the reaction cell. Alternatively, static tests can be conducted with sufficient solution volume that the solution concentrations of dissolved glass components do not increase significantly during the test. Both the SPFT and static tests can ve conducted for a wide range of pH values and temperatures. Both static and SPFt tests have short-comings. the SPFT test requires analysis of several solutions (typically 6-10) at each of several flow rates to determine the glass dissolution rate at each pH and temperature. As will be shown, the rate measured in an SPFt test depends on the solution flow rate. The solutions in static tests will eventually become concentrated enough to affect the dissolution rate. In both the SPFt and static test methods. a compromise is required between the need to minimize the effects of dissolved components on the dissolution rate and the need to attain solution concentrations that are high enough to analyze. In the paper, we compare the results of static leach tests and SPFT tests conducted with simple 5-component glass to confirm the equivalence of SPFT tests and static tests conducted with pH buffer solutions. Tests were conducted over the range pH values that are most relevant for waste glass disssolution in a disposal system. The glass and temperature used in the tests were selected to allow direct comparison with SPFT tests conducted previously. The ability to measure parameter values with more than one test method and an understanding of how the rate measured in each test is affected by various test parameters provides added confidence to the measured values. The dissolution rate of a simple 5-component glass was measured at pH values of 6.2, 8.3, and 9.6 and $70^{\circ}C$ using static tests and single-pass flow-through (SPFT) tests. Similar rates were measured with the two methods. However, the measured rates are about 10X higher than the rates measured previously for a glass having the same composition using an SPFT test method. Differences are attributed to effects of the solution flow rate on the glass dissolution reate and how the specific surface area of crushed glass is estimated. This comparison indicates the need to standardize the SPFT test procedure.

처분시스템 설계 시 기초 자료로 사용되는 국내 사용후핵연료의 발생량, 특징 및 연소이력 등의 현재 및 향후 현황을 파악하였다. 2055년까지 PWR 및 CANDU 사용후핵연료 발생량은 각각 20,500 및 14,800MTU로 나타났다.$17{\times}17$ 핵연료 집합체의 사용후핵연료 발생량비율은 2003년 기준으로 전체대비 60%를 점유하는 것으로 나타났으며, 2012년 이후부터는 .$16{\times}16$ KSFA 사용후핵연료 발생량이 .$17{\times}17$ 핵연료를 능가하기 시작하여 최종시점인 2055년에는 70% 정도를 점유할 것으로 보인다. 사용후핵연료의 평균 연소도는 90년대 후반에는 36GWD/MUT 정도, 2000년대 초반에는 40GWD/MTU를 나타냈으며, 2000년대 중ㆍ후반부터는 45GWD/MTU를 초과할 것으로 보인다. 따라서, 현재는 1997년에 선정한 제원을 기준 핵연료 제원으로 사용하되, 2010년을 기점으로 기준핵연료를 .$16{\times}16$ KSFA 4.5w/o, 55GWD/MTU로 반영하는 것이 타당해 보인다.

사용후핵연료 차세대 관리공정의 주된 단위 공정인 전기 환원에 의한 금속 전환 공정에서의 핵종 거동 및 분포에 관한 기초 연구의 일환으로 고방열성 핵종인 알카리, 알카리토 금속 산화물들의 고온 용융염에서의 전기 화학적 특성을 측정 분석함으로서 전기 환원 공정에서의 거동을 예상하였다. LiCl-$Li_2O$ 용융염계에서 Cs, Sr 및 Ba은 Li 보다 높은 진위에서 환원되며 환원 전위는 서로 근접해 있는 것으로 측정되었다. 이에 따라 사용후핵연료의 전기 환원 과정에 Li 환원을 매개로 한 반응 메카니즘에 저해를 일으키지 않을 것으로 예측되었다. 알카리, 알카리토 금속의 환원조건에서 공정이 운전될 경우 자유에너지 변화의 계산을 통해 알자리, 알카리토 금속이 용융염으로 재순환됨을 확인 하였으며 전류 범위에 따른 금속 원소의 농도 변화를 측정하여 알카리, 알카리토 금속의 물질 전달에 대한 전류의 영향을 평가하였다.

전해환원공정에서 발생하는 금속전환체와 용융염을 각각 smelting하고 고화시키는 공정을 개발하였다. 진공조건에서 다단계 가열에 의하여 마그네시아 용기에 담긴 금속전환체를 잔류 용융염과 분리하고 용융시켜 금속 잉곳을 제조하는 운전방법을 제시하는 한편, 금속전환체의 분석을 수행하였다. 전해환원 공정에서 감압이송된 용융염의 경우에는 이송과 계량에 적합하게 이중 용기와 염밸브를 사용하여 일정 형상과 크기로 고화하는 신개념을 도출하였다. 본 연구의 결과는 한국원자력연구소 Advanced Spent Fuel Conditioning Process의 hot cell 실증시스템 설계에 적용되었다.

LiCl-$Li_2O-O_2$ 용융염계에서 용융염 취급장치의 구조재료를 위한 평가의 일환으로 Inconel 718, X-750, Haynes 75, 263 합금의 부식거동을 분위기온도; $650^{\circ}C$, 부식시간: 24~168h, $Li_2O$농도; 3wt%, 혼합가스농도; Ar-10%$O_2$에서 조사하였다. LiCl-$Li_2O-O_2$ 용융염계에서 부식속도는 Haynes 263 ＜ Haynes 75 ＜ Inconel X-750 ＜ Inconel 718 순서로 나타났으며, Haynes 263 합금이 가장 우수한 내부식성을 나타내었다. Haynes 75의 부식생성물은 $Cr_2O_4$, $NiFe_2O_4$, $LiNiO_2$, $Li_2NiFe_2O_4$, Inconel 718의 부식생성물은 $Cr_2O_4$ 및 $NiFe_2O_4$ 이며 Haynes 263은 $Li(Ni,Co)O_2$, $NiCr_2O_4$ 및 $LiTiO_2$, Inconel X-750은 $Cr_2O_3$, $NiFe_2O_4$,$FeNi_3$, (Al,Nb,Ti)$O_2$의 부식생성물을 나타내었다. Haynes 263은 국부부식의 거동을 보이는 반면, Haynes 75, Inconel 718 및 Inconel X-750은 전면 부식 거동을 나타내었다.

기존의 지수실험장치에 PLC와 스텝핑 모터로 구성된 자동화 제어장치를 부착하여 중성자 선원과 검출기를 자동으로 정확하게 이동할 수 있도록 개선하였다. 또한 GENIE 2000 라이브러리에 기반을 둔 MCA와 PLC를 동시에 구동할 수 있는 통합자동화 프로그램을 개발하였다. 이와 같이 체계적인 장치로 개선된 실험장치를 사용하여 고리 1 호기의 사용후핵연료 집합체, Cl4, Jl4 및 G23과 고리 2 호기의 사용후핵연료 집하체, J44의 대한 지수실험을 수행하였다. 그 결과 4 개 집합체에 대한 평균 지수감쇠계수는 각각 0.1302, 0.1267, 0.1247 및 0.1210으로 결정되었다.

차세대관리 종합공정은 사용후핵연료를 안전하고 효율적인 관리를 위하여 제시된 공정으로 이 공정을 이용하여 사용후핵연료를 금속으로 전환하고 고발열성 핵종(CS, Sr)을 효율적으로 제거할 경우 사용후핵연료의 부피, 발열량 및 방사선의 세기를 최대 1/4까지 감소시키고, 처분용기의 소요량과 처분장의 소요면적을 1/2 이상으로 축소함으로서 처분 안정성과 경제성을 높일 수 있다. 차세대관리 종합공정은 용융염 매질에서 사용후핵연료를 처리하는 건식핵연료주기 기술로서 중심적으로 연구개발을 추진하고 있는 공정기술의 일부이다.(중략)

핵물질을 취급하는 시설에서는 핵물질 안전조치 목적의 달성, 즉 핵물질의 군사적 전용 및 도난을 방지하기 위한 하나의 수단으로서 핵물질의 취급 및 이동을 감시하기 위한 감시시스템이 요구된다. 이 연구에서는 이러한 요구에 부응하기 위해 시설 내에서 핵물질이 이동 가능한 모든 경로에 중성자 모니터와 카메라 같은 감시 장비를 설치하고, 이들로부터 실시간으로 방사선 신호와 영상 데이터를 취득ㆍ분석하여 핵물질의 거동을 진단할 수 있는 핵물질 감시시스템을 개발하였다.(중략)

MSM의 결점인 접근 지역의 제한을 극복하기 위해 차세대관리 공정장치 유지보수용 천장이동 서보 매니퓰레이터(Bridge Transported Servo Manipulator, BTSM) 시제품을 개발하였다. 시제품은 부분적으로 와이어 구동방식을 채택한 단일 팔 형태의 힘반영 마스터-슬레이브 서보 매니퓰레이터로 중량 및 규모에 비해 취급하중이 기존 마스터-슬레이브 서보 매니퓰레이터 보다 크다. 와이어 구동 메카니즘은 한 축이 움직일 때 다른 축도 영향을 받을 수 있다. 본 논문에서는 이의 현상을 극복하기 위해 와이어 길이 변화에 대한 관계식을 유도하였으며, 실험을 통해서 검증하였다.

사용후핵연료를 이용한 건식 핵연료 원격 제조 공정중 OREOX공정으로부터 핵분열기체 방출특성 평가를 위한 실험을 수행하였다. 사용후핵연료 분말화 공정인 1차 산화 및 OREOX공정에서 방출되는 핵분열기체를 실시간으로 측정할 수 있는 장치를 제작$\cdot$설치하였으며, 측정 대상 핵분열기체는 Kr-85를 포함하여 C-14$^{14}CO_2$ 형태), I-129, 기체상 트리튬 등이다. 그림 1은 방출되는 핵분열기체를 포집 또는 연속측정하기 위한 개념도이며, 그림 2는 핫셀구역에 설치된 장치 사진이다.(중략)

The electrorefining experiments with an anode composed of U, Y, Gd, Nd and Ce (or U, Gd, Dy and Ce) were carried out in the KC1-LiCl eutectic melt at $500^{\circ}C$, Uranium was the major component in the cathode deposits at the high initial uranium concentration, and the separation factors of the uranium with respect to the rare earths (REs) were calculated according to the applied voltage and the uranium concentration in the molten salt. The current efficiency was inversely in proportion to the applied voltage in the range of 1.0 V to 1, 9 V (vs. STS304L). The dependency of the applied voltage on the current efficiency as well as the deposition rate was discussed in terms of the microstructural feature and crystal structure of the deposit.

고온의 용융염 매질에서 전해 정련 또는 전해제련에 의해 원하는 물질을 회수하기 위한 공정에 있어서 정확한 산화/환원 전위 측정 및 안정된 전위를 인가하기 위해서는 재현성과 내구성이 확보된 기준 전극이 필요하다. 용융염 매질에서 많이 사용되는 기준 전극은 Ag/AgCl 전극으로서 온도 사이클에 대한 전위의 히스테리시스가 작고 고온에서도 전위가 안정하다. Ag/AgCl 기준전극으로 pyrex 봉 하단부를 수 마이크론 두께의 pyrex 박막으로 제작된 것은 고온 용융염에 접촉시 열 충격, 전극류와 충돌에 의한 물리적 취약성 및 고온의 용융염에 의한 부식과 같은 단점이 있다.(중략)

원자력 관련시설에서는 방사선 오염공기가 시설 밖으로 누출되지 않도록 시설 내부를 상시 부압으로 유지하고, 또한 내부를 방사선 준위 별로 구분하여 구역 칸 차압을 유지하는 것이 중요하다. 환기설비 운영 중에 부압의 변동이 일어나기 쉬운데 HEPA 필터의 눈메꿈과 각 구역 간 출입문 개폐의 영향이 가장 크다. 환기계통운전에 있어서는 출입문 개폐상태 감시확인 및 HEPA 필터 등의 각 뱅크에 차압계를 설치하여 필터의 눈메꿈 상태를 주기적으로 측정하고 교체함으로써 방사성폐기물처리시설 내 부압 및 각 구역 간 차압을 일정하게 유지할 수 있었다.

EDTA contained in decontamination wastes can cause complexation of radioactive captions resulting from its various treatment process such as chemical precipitation, and ion exchange etc. It might also import for elevated teachability and higher mobility of cationic contaminants from conditioned wastes such as waste immobilized in cement or other matrices. Therefore, various cheated or unchlelated EDTAS must be treated to environmentally safe materials.(omitted)

As one of researches for the P ＆ T purposes, a basic experiment on the recovery of actinide elements from the mixture with rare earth elements by means of electrorefining using a liquid cadmium cathode in the LiCl-KC1 eutectic melt was carried out. In order to examine the behaviors of electrodeposition of metal ions on a liquid electrode, recovery experiments of rare earth metals resulting from forming electrodeposits were performed by a galvanostatic electrolysis method at various current densities. A cyclic voltammetric technique was applied to determine reduction-oxidation potential of each metal element in the melt and to detect the changes of the multi component melt composition for on-line monitoring. Also, a collaboration study with RIAR was completed to test the preliminary feasibility on a recovery of actinide elements from the mixture with rare earth elements using a liquid cadmium cathode and actinide metals. Experimental results showed that the ratio of actinides to rare earths, 9: 0.5∼1 led to the rare earth content of about 5∼10 wt% in the deposit.

건식공정 (pyrochemical process 혹은 pyroprocessing)은장수명핵종의 소멸처리를 위해서는 장수명핵종을 분리한 뒤 연료로 제조하여야 하며, 분리 공정은 습식공정과 건식공정으로 크게 나누어진다. 용융염을 사용하는 습식공정에 비해 2차 방사성폐기물의 발생량이 적고 공정이 간단하고, 핵확산에 대한 저항성이 매우 크다는 장점 때문에 미래의 핵주기 기술로서 주목받고 있다. 소멸처리를 위해서는 사용 후 핵연료 내에 존재하는 장수명 핵종군 원소들을 분리하고 소멸처리용 연료에 적합한 형태의 물리 화학적 형태로 전환시켜야 한다.(중략)

원자로를 이용하여 장수명핵종(long lived nucleus)을 소멸처리하는 과정에서 초우라늄(TRU, transuranium)과 희토류(RE, rare earth) 금속에 포함되어 있는 소량의 핵분열성(fissile) 물질인 우라늄을 제거할 필요가 있다. 본 실험은 LiCl-KCl 용융염계에서 전해제련법(Electrowinning)을 이용하여 용융염욕에 존재하는 우라늄을 제거하기 위하여 필요한 Cd-Li 양전극 물질을 제조하였고, 제조된 금속을 이용하여 우라늄 및 란탄족(Dy, Ce, Y, Nd, Gd) 금속의 환원 특성을 파악하였다.(중략)

최근에는 경수로 핵연료의 연소도를 높이고 있으며 연소도가 증가함에 따라서 핵분열생성물(불순물)의 양은 증가하게 된다. 핵분열생성물의 함량은 산화속도 및 분말특성에 영향을 주는 것으로 알려져 있다. 소결성을 갖는 분말의 제조 및 특성 실험은 사용후 핵연료가 고방사능을 가져 실험수행상에 제한이 많아 실제 사용후 핵연료를 모사한 모의 사용후 핵연료를 사용하여 수행하고 있다. 본 연구에서는 연소도가 35,000 MWD/MTU 및 60,000 MWD/MTU인 모의 사용후 핵연료를 제조하여 연소도에 따른 산화ㆍ환원처리 분말 및 미분쇄 분말의 분말특성, 소결온도 및 성형압력에 따른 소결성을 조사하였다.(중략)

조사재시험시설내 풀 ($3{\times}6{\times}10\textrm{m}^3$) 속에는 풀과 핫셀간에 조사재 및 연료를 핫셀로 이송할 수있는 버켓 엘리베이터(bucket elevator)가 설치되어 있다. 허용하중은 1톤이고, 버켓의 제원은 $25{\times}25{\times}150\textrm{cm}^3$ 이다. 버켓의 상하 운동은 체인구동 시스템으로 약 63도의 경사도를 갖고 움직이며, 체인은 사각 튜브의 내측면에 고정되어 있는 상하 가이드 레일 사이에서 특수 제작된 체인이 로울러 슬라이딩 방식으로 버켓의 lug를 잡고 상하로 움직이며 핫셀 작업대(working table) 하부에 설치되어 있는 스프로켓 휠(sprocket wheel)에 감기어 구동하도록 되어 있다.(중략)

한국원자력연구소에서는 사용후핵연료의 체적을 감소시켜 저장 안전성 및 경제성을 확보키 위한 사용후핵연료 차세대관리 공정(ACP)을 개발하고 있다. 이 기술의 개발을 위해서는 사용후핵연료를 사용한 실증시험이 필수적이며, 이를 위한 ${\alpha}-{\gamma}$ type의 hot cell 시설 및 부속시설이 필요하다. 연구소는 별도의 실증시설에 요구되는 고 비용을 줄이기 위해 현재 연구소가 보유하고 있는 조사재시험시설(IMEF)의 지하에 위치한 예비 hot cell을 활용키로 하고 차세대관리 종합공정의 특성 및 용도에 맞는 시설의 수정/보완 업무를 수행해오고 있다.(중략)

사용후핵연료 수송용기는 원자력발전소의 운영에 있어서 매우 중요한 구성요소의 하나로서 역할을 해왔으며, 근래에 들어서는 발전소 부지 또는 저장시설에서의 저장용기로 함께 사용되면서 그 숫자가 급속히 증가하고 있다. 아직 엄청난 양의 사용후핵연료가 발전소 내의 사용후핵연료 저장조와 같은 수조에 저장되어 있지만, 최근에는 사용후핵연료의 단기 또는 장기 저장을 위한 효과적인 수단으로 수송용기를 이용한 저장을 채택하는 국가가 계속 증가하고 있다. 사용후핵연료 수송용기의 운전 및 유지보수에 대한 오랜 기간의 경험에서 얻은 기술적 노하우는 저장용기의 운전 및 유지보수에도 잘 활용될 수 있을 것이다. 수송저장 겸용용기 및 다목적용 용기의 증가는 이러한 겸용용기의 운전 및 유지보수에 대한 국제적 표준화를 요구하고 있다. 이에 대한 노력의 일환으로 국제원자력기구에서는 이들 겸용 용기에 대한 설계요구사항들을 지침의 형태로 마련하고 있다.

차세대관리 종합공정(ACP)은 사용후핵연료의 안전하고 효율적인 관리를 위하여 제시된 건식처리공정으로 이 공정을 이용하여 사용후핵연료를 금속으로 전환하고, 고발열성 핵종(Cs, Sr)을 효율적으로 제거하여 사용후핵연료의 부피, 발열량 및 방사선의 세기를 최대 1/4까지 감소시키고, 처분용기의 소요량과 처분장의 소요면적을 1/2 이상으로 축소함으로서 처분 안전성과 경제성을 높일 수 있는 장점으로 인해 연구개발 중에 있으며, 현재 기초연구가 완료되어 실증시험 수행을 위한 상세 계획이 확정되었다.(중략)

차세대관리 종합공정 실증시설의 핫셀 차폐벽은 중량콘크리트 재질로서 외벽의 두께는 90cm 이상으로 설계되었으며, 차폐벽의 모든 부위는 이와 동일한 차폐능을 확보하도록 하여야 한다. 그러나 핫셀 운영을 위하여 불가피하게 설치되는 여러 가지 부속 시설물들에 의하여 원래 계획한 핫셀 차폐벽의 차폐능 저하를 가져오게 되며, 이런 부속 시설물로는 차폐 출입문, 방사성 물질을 핫셀 내부로 반입하거나 반출하기 위한 수송용기 접합부, 소형물 투입구, 슬리브 및 매설관등이 있다.(중략)

차세대관리 종합공정(Advanced spent fuel Conditioning Process)은 사용후핵연료의 안전하고 효율적인 관리를 위하여 제시된 건식처리공정으로 사용후핵연료를 금속으로 전환하고, 고발열성 핵종(Cs, Sr)을 효율적으로 제거하여 사용후핵연료의 부피, 발열량 및 방사선의 세기를 최대 1/4까지 감소시키고, 처분용기의 소요량과 처분장의 소요면적을 1/2 이상으로 축소함으로서 처분 안전성과 경제성을 높일 수 있는 장점으로 인해 연구개발 중에 있으며, 이의 실증시험 수행을 위하여 ${\alpha}-{\gamma}$ type의 핫셀을 건설 중에 있다.(중략)

국내 사용후연료는 중간저장시설 확보가 지연됨에 따라 점차 각 발전소의 사용후연료 저장조가 포화상태에 이르고 있다. 국가정책에 따른 사용후연료 중간저장시설의 운영이 시작되는 시점까지 발전소에서 사용후연료 저장용기가 하나의 대안으로 고려될 수 있다. 경수로 사용후연료의 저장용기의 구조설계는 취급사고의 한 형태로서 낙하조건에 대한 안전성을 요구하고 있다. 경수로 사용후연료 24 다발을 적재하는 캐니스터는 콘크리트 외부용기(overpack)의 상부로부터 하향 방향으로 삽입된다.(중략)

원자력연구소에서는 PWR 사용후핵연료를 건식 개질함으로써 관리 부피를 줄이고 안전상에 문제를 일으키는 고방사성 핵종인 세슘과 스트론튬 등을 선택적으로 제거하여 방사능 및 냉각부하를 줄일 수 있는 사용후핵연료 차세대관리 공정개발에 대한 연구를 수행하고 있다. 이는 세라믹 형태의 PWR 핵연료를 금속으로 전환시켜 관리하는 방법으로 금속전환체는 PWR 사용후핵연료와 비교하여 체적, 방사능 및 발열량을 약 1/4로 줄일 수 있는 이점이 있다.(중략)

산화물 형태의 사용후핵연료를 고온 용융염계에서 금속 형태로 전환하는 전기화학적 금속전환 공정 개발의 일환으로 $U_3O_8$ 분말로 충전된 다공성 마그네시아 용기 및 스테인레스강 고체전극으로 구성된 일체형 음극과 $SnO_2$ 재질의 양극을 사용하여 5kg $U_3O_8$/batch 규모의 mock-up 시험을 수행하였다. 백금 재질의 양극을 사용하였을 때 99% 이상의 금속전환율을 보인 동일한 전하량을 공급하고 실험을 중단한 결과 X-선 회절분석(XRD) 및 열중량 분석(TG)으로부터 스테인레스강 고체전극 부분에서는 거의 금속으로 전환되었으나 다공성 마그네시아 용기 부분에서는 비교적 금속전환율이 낮은 경향을 나타내었다.(중략)

사용후 핵연료의 조성을 분석하거나 또는 반사전자상과 2차 전자상 등으로 시료를 관찰하기 위해서는 핫셀(Hot cell)에 증착기(coater)를 설치하여 시료표면을 전도성 물질인 탄소 등으로 증착시켜야 한다. 그러나 원격조정기를(manipulator)를 이용하여 수행되는 핫셀에서의 증착작업은 사용후 핵연료 시험의 선진분석기술을 갖고 있는 원자력 선진국에서도 핫셀내에 설치되어 있는 증착기의 탄소봉을 교체하는 작업과 진공장치의 성능 유지가 까다로워 시료표면에 균질하게 전도성 물질을 증착시키는 작업에 많은 어려움을 겪고 있다. 본 연구는 통상적으로 이용되는 증착기를 사용하지 않고 Silver Paint를 사용하여 사용후 핵연료를 분석할 수 있는 새로운 방법에 대한 연구를 수행하였다. 산화물 핵연료는 전기전도도가 매우 낮아($3{\times}10^{-1}~4{\times}10^{-8}/ohm{\cdot}cm$)입사된 전자의 이동이 원활하지 못해 일어나는 들뜸(Charging)현상이 발생한다. 그러나 Silver Paint 에 사용후 핵연료를 접착하면 모세관(capillary)현상에 의해 시료 주위와 핵연료의 결정립계로 Silver가 스며들어 입사된 전자의 이동이 원활해져 전도성이 극히 낮은 시료의 분석이 가능하게 된다. 본 시험에 사용된 EPMA는 (Electron Probe Micro Analyzer, SX-50R, CAMECA, Paris, France) 고 방사능을 띤 조사 핵연료의 시험을 수행할 수 있도록 기기의 적절한 부위에 납과 텅스텐으로 차폐되어 시편의 방사능 세기가 $3{\times}10^{10}Bq$까지 시험 가능한 기기이다. 그림 1은 JAERI 에 설치 운영중인 증착기 설비 사진이다. 그림에서 핫셀에 설치된 증착기의 진공을 유지하기 위해 핫셀 벽을 관통하여 증착기 본체까지 연결된 배출관의 형상과 복잡한 주변장치들을 볼 수 있다. 그림 2는 비조사 핵연료 시편을 Silver Pain떼 접착한 사진이다. 그림은 시료주위와 시료 표면까지 Silver Paint가 도포된 모습을 보여주고 있다. 상용발전소에서 연소도가 50,000 Mwd/tU인 사용후 핵연료를 상기와 같은 방법으로 만든 시편의 표면을 관찰한 사진을 그림 3~8에 나타내었다. 그림 3은 핵연료 중앙부위의 결정립을 나타낸 그림이다. Silver Paint만으로 접착한 시료의 표면관찰 및 정량분석이 그림에서 보듯이 가능함을 확인하였다. 그림 4는 사용후 핵연료시료를 중앙부위에서 가장자리까지를 다섯 부위로 나누어 그 중 중앙부위(1/5) 지점의 입계 및 형상을 관찰한 사진이다. 결정립의 크기가 다른 부위보다 상대적으로 크고, 결정립에 생성된 기공이 발달되어 있음을 볼 수 있다. 그림 5와 6과 7은 중심부위와 rim부위 사이 지점을 관찰한 사진으로서 결정립과 기공의 분포가 비슷한 형상을 나타내고 있음을 관찰할 수 있었다. 그림 8은 rim 부위 사진으로 전형적인 rim 영역 현상을 관찰할 수 있었다. 표 1은 그림 2와 같이 비조사 산화물 핵연료를 Silver Paint로 접착한 시편을 정량 분석한 결과이다. 시편의 조성은 33.6 at% U, 66.4 at% O의 결과를 얻었다. 산화물 핵연료의 표면 관찰 및 정량 분석 시험시 시편 표면을 전도성 물질로 증착시키지 않고, Silver Paint 에 시편을 접착하는 방법으로도 만족한 시험 결과를 얻을 수 있었다.

사용후핵연료 금속전환체는 세라믹형 사용후핵연료를 리튬용융염으로 금속전환하여 생성한 우라늄금속으로 상온에서도 표면산화가 진행될 정도로 매우 불안정한 상태이다. 이에 대한 저장 안정성 향상방안을 도출하기 위해 금속전환체의 주성분인 금속우라늄과 산화 안정화물질인 Nb을 첨가한 모의 금속전환체 합금을 제작하여 $200^{\circ}C~300^{\circ}C$ 온도구간에서 열중량분석기(TGA)를 이용해 순수 산소분위기로 산화시험을 수행하였다.(중략)

새로운 제품 또는 프로세스를 개발하기 위해서는 수없이 많은 결정을 해 나가야 한다. 이 과정에서 어떤 결정하나가 잘못되면 우리는 시행착오를 겪거나 경우에 따라 크게 잘못된 결과를 감당해야 한다. 또한 원자력 분야와 같이 작업자의 안전과 건강에 직결되는 작업환경도 수많은 요소들을 고려하여 여러 가지 대안들 중에서 하나를 결정해야 한다. 이러한 결정을 위해, 가상적인 예측실험인 시뮬레이션(simulation)을 수행하게 된다.(중략)

핵물질 안전조치의 목적은 핵물질을 평화적인 원자력 활동 이외의 목적을 위해 전용하지 않는다는 것을 국제사회에 보장하는 것이다. 이와 같은 안전조치의 목적을 달성하기 위한 기본적인 접근 방안은 계량관리이며, 중요한 보조적 수단으로 격납/감시를 이용한다. 격납/감시 기법은 핵물질계량관리를 보완하고 시설의 운전에 관한 간섭을 최소화하여, 효율적이고 효과적인 방법으로 안전조치의 목적을 달성하기 위한 수단이다.(중략)

원전 주변 주민들의 $^3H$ 및 $^14C$ 섭취선량을 평가하는데 필요한 농작물중 $^3H$ 와 $^14C$농도를 계산하기 위하여 국내 4개 원전 주변 10개 지역에서 채취한 채소 및 과일류의 수분, 수소 및 탄소함량을 분석하였다. 조사 대상 농작물은 2001~2002년 보건복지부 국민건강ㆍ영양 조사결과에 근거하여 결정하였고, 그것들의 섭취량 백분율을 식품가중치로 취하여 그룹 대푯값을 산출하였다. 원전 주변 농작물 시료들의 수분, 수소 및 탄소함량을 분석한 결과, 곡류는 현재 원전의 주민피폭선량 평가코드인 K-DOSE60에 적용중인 값과 유사하게 나타났다. 무 등의 근채류는 현행 ODCM의 채소류보다 3.5배정도 높은 수소함량을 보였고, 엽채류 및 과일류의 수분, 수소 및 탄소함량이 현행 ODCM과 비교하여 약 0.7~1.3배정도의 값을 보였다.

영광부지의 추적자 확산실험결과의 자료동화를 통하여 Gaussian plume 모형의 확산인자의 수정과 추적자 방출률 평가를 수행하였다. 부지 주변의 여러 지점에서 관측한 실험결과에 선형계획법을 적용하여 확산평가에 있어선 가장 불확실성이 크다고 알려진 확산인자를 수정하였다. 원자력 비상시 초기 대응평가에 사용되는 정보 가운데 가장 큰 불확실성을 포함한 선원항 정보를 추적자 농도 분포로부터 추정하였다. 실험 당시의 추적자 방출량을 모른다고 가정하고 Gaussina plume 모형의 예측치와 확산실험의 실측치를 이용한 최소자승법을 적용하여 방출률을 추정하였다. 확산인자를 수정한 후 Gaussian plume 모형의 예측력은 방출점으로 3km 및 8km 떨어진 포집선 두 경우 모두 증가하는 것으로 나타났다. 실험당시의 방출률을 모른다고 가정하고 관측지점의 농도에 최소자승법을 적용한 결과 24%이내에서 실제 방출률을 양호하게 추정하고 있음을 확인할 수 있었다.

하나로의 출력운전이 시작된 이후 1996 년부터 2003 년까지 하나로에서 발생한 방사성폐기물의 양을 성상별로 정리하였다. 이 기간 동안 고체 폐기물과 액체 폐기물은 각각 $72,999{\ell}$, $263,576{\ell}$가 발생하였으며 원자로실 및 RCI 굴뚝을 통해 환경으로 방출된 기체 방사성 폐기물은 Ar-41이 1,225.6 Ci, I-131이 1.612E-2 Ci, H-3이 210 Ci 인 것으로 나타났다.

The Korean fuel cycle scenario has been modeled by using the dynamic analysis method. For once-through fuel cycle model, the nuclear power plant construction plan was considered, and the nuclear demand growth rate from the year 2016 was assumed to be 1%. After setup the once-thorough fuel cycle model, the DUPIC and fast reactor scenarios were modeled to investigate the environmental effect of each fuel cycle. Through the calculation of the amount of spent fuel, and the amounts of plutonium and minor actinides were estimated and compared to those of the once-through fuel cycle. The results of the once-through fuel cycle shows that the demand grows to 64 GWe and the total amount of the spent fuel would be 100 kt in the year 2100, while the total spent fuel can be reduced by 50% when the DUPIC scenario is implemented

최근 국가 에너지 정책은 다양한 발전원들의 대중보건, 환경성, 경제성, 사회기여도 등을 고려하여 결정되고 있다. 이는 원자력을 포함한 여러 발전원들에 대한 종합 위험도 평가 체계에 기반을 두어 구체화된다. 세계적으로는 화석연료-의존 에너지 정책에서 벗어나 좀 더 지속가능 에너지 개발에 관심이 집중되고 있다. 이 연구의 목적은 국내 주요 발전원별 환경성 데이터베이스를 구축하고 LCA 방법론을 사용하여 발전원별로 건설, 운영(연료주기), 폐기단계 등 전반에 걸쳐서 전과정 환경영향을 평가하여 발전원의 환경적 영향부하를 비교하려는 것이다.(중략)

It is important to estimate the radiation activity of the nuclear fuel which is a source term of the loss of coolant accident. The purpose of this study is to identify the most important parameters of the source term calculation based on three fuel types: typical natural uranium CANDU fuel, slightly enriched uranium and DUPIC fuel. The characteristics of the radiation source term were analyzed through sensitivity calculations of the linear power, fuel turnup, and the power shape.(omitted)

본 연구에서는 국내 원전이 위치한 지역의 토양에서 $Cs^{137}$의 축적 경향을 파악하기 위하여 원전이 위치한 영광군 관내의 평지와 고산지대인 금정산, 불갑산 및 영광원전으로부터 원거리에 위치한 내장산 등을 대상으로 토양 중 $Cs^{137}$의 화학적인 특성과 고도에 따른 $Cs^{137}$의 축적 경향을 평가하기 위하여 실험을 통한 연구를 수행하였다. 일반적으로 국내 토양 중 $Cs^{137}$의 농도는 불검출 - 2523q/kg-dry의 범위 내에 포함되었으며 본 연구에서 수행한 평지부분과 고산지대인 원전으로부터 2km 떨어진 금정산, 약 20km 떨어진 불갑산 및 원거리에 위치한 내장산에서도 지금까지의 $Cs^{137}$ 농도 범위에 들었다. 그러나 고산지대는 평지에서와는 다르게 고도가 증가함에 따라 $Cs^{137}$ 농도도 증가하는 경향을 보이고 있고, 정상 부분보다 $Cs^{137}$의 농도가 하부 부분보다 더 높게 나타났고 영광원전 인근 일반평지부분보다는 $Cs^{137}$의 방사능 농도가 2~6배 정도의 높은 경향을 나타내었다. 연구결과 $Cs^{137}$의 분포는 지형적 요인(고도, 강수량 등)과 토양의 화학적 요인(양이온치환용량)과 상관성이 근 것으로 나타났다. 지형적 요인으로는 주로 고도를 들수가 있는데 높은 고도의 산의 경우 대기중 $Cs^{137}$이 토양에 침투되는 기회가 커짐으로 동일한 토질 조건의 평지 토양에 비해 높은 $Cs^{137}$ 준위를 나타내었다. 토양의 화학적 요인으로는 양이온치환용량이 주요 인자임이 규명되었다. 양이온치환용량은 침적된 $Cs^{137}$을 토양에 고정시키는 능력을 나타내며 같은 지형조건에서 높은 양이온치환용량을 가진 시료가 낮은 양이온치환용량을 가진 토양에 비해 $Cs^{137}$ 농도가 높은 값을 보였다.

본 연구는 우라늄변환시설의 해체과정에서 발생되는 콘크리트 및 구성부품에 대한 알파분광과 감마분광에 대한 방사선계측방법의 타당성을 입증하고자 한다. 우라늄변환시설내의 구성부품 및 내부벽면은 천연우라늄 물질로 오염되어있다. 스테인레스 스틸 파이프와 벽면의 콘크리트의 일부에 대하여 시료를 채취하고 알파분석과 감마분석을 수행하였다. 천연우라늄 시료(AUC)의 측정에서 0.01 Bq/g 이상에서는 알파선 측정결과와 감마선 측정결과가 잘 일치하지만, 0.005 Bq/g의 낮은 농도에서는 감마선 측정결과가 상대적으로 높게 평가된다. 변환공정의 천연우라늄인 $^{238}U$은 $^{214}Pb$, $^{214}Bi$ 와 $^{234}Th$, $^{234m}Pa$을 비교 측정하여 그 농도를 구할 수 있다. 우라늄변환시설의 벽면은 대부분 우라늄으로 오염되어있다. 우라늄변환시설 해체과정에서 발생되는 배경방사능 준위의 폐기물을 감마분광법을 이용하여 계측하여 보수적인 평가 자료로 활용할 수 있다.

풀, 토양 또는 지하수와 같은 환경시료 중에 포함된 미량 우라늄을 분석하기 위하여 핵분열 트랙 기입법을 이용하였다. 시료 전처리 방법으로 지하수 시료는 질산 산성으로 만든 후, 토양시료는 질산과 불산을 이용하여 용액화 하였으며, 풀 시료는 전기로를 이용하여 회화한 후, 질산과 불산을 이용하여 용액화 하였다. 이 환경시료 전처리용액들을 각각 0.1mL를 0.9mL Collodion 분산용액에 섞은 후, 우라늄 표준용액과 함께 플라스틱 판($6{\times}6\textrm{cm}^2$) 위에 10$\mu\textrm{\ell}$씩 점적, 건고 시키고 핵분열 트랙기입법을 이용하여 우라늄 농도를 분석하였다. 핵분열 트랙기입법을 위한 중성자조사는 한국원자력연구소 하나로 연구용원자로(열중성자 선속: $2.7{\times}10^{13}n/\textrm{cm}^2{\cdot}sec^{-1}$)에서 10분간 하였으며, 6.25M NaOH 용액($60^{\circ}C$)을 이용하여 10분간 화학 에칭 하였다. 고체트랙검출기 표면에 생성된 핵분열 트랙들은 광학현미경과 image analyzer system을 이용하여 관찰하고 계수하였다. 시료와 같이 점적한 우라늄 표준용액을 이용하여 우라늄 농도에 대한 단위면적당 트랙 수의 상관관계를 구하였으며, 이를 이용하여 시료 내 우라늄 농도를 결정하였다. 본 실험의 결과에 대한 검증을 위하여 동일 시료용액을 분리관을 이용한 전처리 과정을 거친 후 ICP-MS를 이용하여 분석하였다. 우라늄의 선택적 분리를 위하여 U-TEVA 추출크로마토그래피 분리관을 이용하였다. 본 연구의 핵분열 트랙기입법을 이용하여 환경시료를 분석하는 방법은 일반적인 분광법을 이용할 경우, 문제가 되는 방해 원소의 분리를 위한 전처리 과정이 불필요한 장점을 가지고 있으며, 1ng 정도의 미량 우라늄을 분석할 수 있었고, ICP-MS 결과와 20% 오차 이내에서 일치하였다.

방사성 폐기물 중에 함유된 핵종 및 방사능을 측정하기 위해서는 여러 가지 방사선 계측기가 이용되고 있다. 본 연구에서는 각각의 핵종에 대하여 측정 가능한 검출기를 선정하고 원전 방사성폐기물 중 방사능을 측정 하기위한 시스템을 구성하였다. 그리고 그 계측 시스템의 바탕 값 및 계측효율을 주기적으로 측정하고 품질관리를 위한 관리도를 작성하여 계측기의 안전성을 확보하고 분석결과에 대한 신뢰도를 향상시키고자 하였다. Gamma spectrometer의 바탕 값 평균은 1.59 cps이었으며 표준 시료에 대한 평균값은 45,248 dps로 거의 대부분의 측정값이 $2{\sigma}$ 이내에서 크게 벗어나지 않음을 나타냈다. Low background ${\alpha}/{\beta}$ counting 시스템의 알파 바탕 값 평균은 0.31 cpm이고 알파선 계측효율은 34.38% 이었으며, 베타 바탕 값은 1.3 cpm이고 베타선 계측효율 46.5% 이었다. 또한 액체섬광계수기는 3H 영역에서 바탕 값이 2.52 cpm, 계측효율 58.5% 이었으며, 14C 영역에서의 바탕 값은 3.31 cpm 이었고 계측효율은 95.6% 이었다. 본 연구에서는 바탕 값 및 계측효율로부터 최소검출방사능을 설정함으로써 시료의 측정 가능한 범위를 구하였다. 측정결과, gamma spectrometer의 최소검출방사능은 3.2 Bq/$m\ell$이었으며, ${\alpha}/{\beta}$counting 시스템의 경우는 알파 및 베타 영역에서 각각 20.5 Bq/$m\ell$, 23.0 Bq/$m\ell$이고 liquid scintillation counter의 경우는 3.8 Bq/$m\ell$로 나타났다.

본 연구에서는 국내 방사선 작업 종사자의 연간 피폭량 중 상당부분(30%)를 차지하는 원자력 발전소 작업 종사자의 방사선 피폭량을 3차원 그래픽 시뮬레이션 기술 및 Java 프로그래밍과 수치해석 방법을 이용하여, 보다 안전한 작업 계획 수립에 필요한 작업 동선에 따른 방사선 피폭변화에 대하여 연구하였다. 원자력 발전소의 방사성 폐기물 처리 시설에 대해 3차원 그래픽으로 모델링 작업을 수행하고, 가상공간에서 선원과 작업자와의 거리 및 시간에 따른 방사선 피폭량을 수치 해석적으로 계산하였다. 선원의 종류에 따른 특정감마선($\tau$상수)을 입력하여 가상 작업 시뮬레이션 동안의 피폭선량을 평가하였으며, 시간에 따른 가상 작업자의 위치와 이동거리, 방사선 피폭량 등의 결과데이터 파일을 이용하여 작업 결과를 분석하였다.

Tele-operation and remote monitoring techniques are essential and important technologies for the inspection and maintenance of the radioactive waste. A mobile robot has been developed for the application of remote monitoring and inspection of nuclear facilities, where human access is limited because of the high-level radioactive environments, The mobile robot was designed with reconfigurable crawler type of wheels attached on the front and rear side in order to pass through the ditch, The extendable mast, mounted on the mobile robot, car be extended up to 8 m vertically. The robust controller for radiation is designed in focus on electric components to prevent abnormal operation in a highly radioactivated area during reactor operation, This robot system will enhance the reliability of nuclear power facilities, and cope with the unexpected radiation accident.

Neutron induced prompt gamma-ray spectroscopy (NIPS) system measures the prompt gamma-ray, emitting by the interaction of a neutron with various materials. This system will be of great benefit to scientists worldwide, since it provides the non-destructive measurement of many elements in either solid or liquid wastes. A NIPS facility has been developed in Nuclear Chemistry Research Division, at Korea Atomic Energy Research Institute (KAERI) with the aim of analyzing the major component elements in both aqueous and solid samples.(omitted)

하나로에서 생산되는 방사성 동위원소를 생산단계에서 소비단계까지의 유통체계를 확립하기 위해서는 방사성동위원소를 안전하게 운반하기 위한 운반용기를 개발하여야 한다. 따라서, 원자력연구소에서는 Ir-192 110 ci용 밀봉선원 조사기를 개발하고 있다. 이 조사기는 국내ㆍ외 방사성물질 운반용기관련 법규의 운반용기 분류기준에 의하면 B형 운반용기로 분류된다. B형 운반용기는 관련법규에서 규정하고 있는 $800^{\circ}C$ 열 조건에서 30분 이상 동안 견딜 수 있는 능력을 갖추어야 한다.(중략)

국가 장기 전원개발 계획 수립에 있어서 객관적인 환경영향의 평가는 매우 중요하다. 원자력발전은 방사성 물질을 배출하는 반면, 화석연료에 의한 발전은 지구온난화 물질을 배출하는 특성을 지니고 있다. 전과정 평가방법은 연료의 채굴, 수송, 가공, 연소 그리고 폐기의 전체 과정에 걸친 환경 부하를 정량적으로 평가하는 수단이다. 본 연구는 우리나라에서 수행된 원자력발전원을 포함한 여러 전력 생산시스템에 대하여 전과정 평가방법(LCA: Life Cycle Assessmnet)을 통한 환경영향을 비교하고, 앞으로 수행되어야 할 방향을 제시하는 데 목적이 있다.(중략)

사용후 연료 건식 저장 용기가 낙하, 토네이도, 미사일, 홍수 및 지진으로 인한 사고에 대하여 전복이 발생되었을 때 강체 평면과 충돌에 의한 충돌 하중시의 구조 응력 평가하였다. 이를 위해 저장 용기의 무게 중심이 한계를 넘었을 때의 초기 전복 시작각을 무게 중심을 계산을 통해 구하였다. 상용 코드를 사용하여 전복 응력 해석 수행시 저장 용기의 강체 운동에 의하여 계산 시간이 길어지는 데, 이런 계산 시간을 줄이기 위해 일차 충돌 직전까지의 모델의 속도와 각속도 계산식을 이론적인 방법으로 구하여 해석 초기 조건으로 사용하는 방법에 대하여 제안하였다.(중략)

원자력시설의 정상운영시 방사성물질이 기체 및 액체상의 형태로 소외로 배출되며, 일정기간별로 배출된 핵종별 총량을 이용하여 주민피폭선량 평가를 수행함으로써 규제요건의 준수 여부를 확인한다. 이러한 원자력시설 주변 주민피폭선량평가에 적용되고 있는 주요 입력자료인 음식물섭취자료 등은 1988년 원자력연구소의 현장조사, 실험, 문헌조사 등을 통하여 결정되었으나 시간이 지남에 따라 일부자료의 경우 최신경향을 반영할 수 있도록 개정이 요구된다.(중략)