원자력연구시설에 대한 해체비용 산정은 해체계획 수립하는 데 중요한 작업이다. 해체비용 산정은 해체활동 단계와 해체 시설의 구설요소에 맞게 해체작업을 분류하여 계산을 해야 한다. 본 논문에서는 원자력연구시렁 해체비용 산정을 위하여 해체작업 활동을 분류하고 비용자료의 기준이 되는 비용항목을 계층적으로 세분화하여 구성하는 방법과 작업지연을 유발하는 비용영향 요인인 작업 난이도 인자에 대한 산출방법을 마련하였다. 이렇게 함으로써 해체활동 단계 및 작업에 대한 비용 항목별 분류 및 산정이 가능할 뿐만 아니라 원자력연구시설 해체비용 산정 방법론 및 프로그램을 개발하는데 활용할 예정이다.

The characteristics of the metal melting and radionuclide distribution of the radioactive has been investigated in a lab-scale arc furnace. The slag former based on the constituents of silica, calcium oxide, aluminum oxide, borate and calcium fluoride additions was used for melting of the stainless and carbon steel. In the melting of the stainless steel, the amount of slag formation increased with an increase of the concentration of the slag former. But the effects of the slag basicity on the amount of stag formation showed a local maximum value of the slag formation with an increase of the basicity index in the melting of the stainless steel as well as in the melting of the carbon steel. With an increase of the amount of slag former addition, the trends of the cobalt distribution into the ingot and the stag depended on the kind of slag former used in the melting of the stainless steel while the effect of the slag basicity on the distribution of the cobalt was not clarified in the melting of carbon steel. Tn the melting of the carbon steel, the strontium was captured at up to $50\%$ into the slag phase. Cesium was completely eliminated from the melt of the stainless steel as well as the carbon steel and distributed to the dust phase.

가상의 연구로 해체 시설 환경을 설계하는데 필요한 단위 프로그램들의 특성을 검토한 후 결과 자료를 바탕으로 해체 디지털 목업 시스템의 설계가 완료되었다. 단위 프로그램들은 해체 데이터베이스 시스템 모듈 연구로 시설과 제염 및 해체 장비를 3차원으로 모델링하는 모듈, 3차원으로 방사능 오염 분포도를 묘사하는 모듈, 그리고 해체 일정 및 해체 비용을 평가하는 모듈 등으로 구분된다. 독립적으로 운영되는 이들 단위 모듈들을 통합된 시스템으로 만들기 위해 단위 모듈들의 아키텍쳐 설계 연구가 수행되었다. 연구 결과 다양한 모듈들로 구성된 해체 디지털 목업 시스템을 통합된 환경에서 시나리오를 시험 평가할 수 있도록 하기위해 연구로 시설의 제염 및 해체 활동을 시각적으로 보여줄 수 있는 가시화(visualization) 모듈과 해체 일정 및 해체 비용을 평가하고 분석하는 시뮬레이션(simulation) 모듈로 해체 디지털 목업 시스템의 아키텍쳐를 구현하였다.

유리화공정 고온영역에서의 방사성 배기체 유동해석을 통하여 해석에 적합한 모델을 개발하였다. 개발된 모델을 이용한 수치해석을 통하며 유리화공정 원형설비에 영향을 미치는 인자를 파악하였는데, 저온용융로. 배관냉각기 및 고온필터 등의 세 단계로 나누어 해석을 수행하였다. 저온용융로의 경우 폐기물 처리용량에 따른 해석과 저온용융로 내부 과잉산소 공급 비에 따른 연소지연 가능성에 대한 수치해석을 수행하였다. 배관냉각기의 경우에는 각종 수치 모델 및 외벽 열전달계수를 확보하였으며 또한 방사성 핵종의 거동을 모사할 수 있는 수치적 모델을 개발하였다. 이러한 방법론을 적용하여 핵종의 열교환기 내부에서의 응고 특성에 대하여 고찰하였다. 수평 유입형식의 인입관이 있는 일반적인 형상과 유입구가 필터 내부에 수직으로 있는 고온필터의 수치해석을 통하여 인입관의 위치에 따른 고온필터의 작동 특성을 비교하였다.

In PSR on the Kori 3&4 NPP, The low level radioactive waste resin from SGBD demineralizer is more than $65\%$ of total waste resin in NPP So, it needs to be improved. The secondary cooling water pH control methods are used ammonia-AVT from the first. According to changing ETA which is better than ammonia, SGBD cation load is increased about 2-3 times. Waste resin product is also increased in proportion to the SGBD cation load. To reduce the waste volume, new cation resin exchange criteria is confirmed that demineralizer is almost saturated.

삼중수소를 사용하는 자발광유리관의 제조에 필요한 4가지 핵심 기술 중 레이저를 이용한 밀봉/절단기술을 개발하였다. 상용 제품을 분석한 결과 유리관의 재질은 pyrex 이었고 레이저는 유리가공에 적절한 펄스형 이산화탄소 레이저를 사용하였다 유리관의 밀봉/절단에 영향을 미치는 인자들로는 레이저빔의 강도 지속시간 조사 방법, 유리관 내부의 압력 등이었다. 전 공정은 2단계로 이루어져 1단계에서는 삼중수소를 주입하고 유리관의 양단을 밀봉하였으며 2단계에서는 삼중수소가 봉입된 유리관을 원하는 길이로 밀봉/절단하였다. 각 공정에서 유리관의 밀봉은 defocusing된 레이저빔을 사용하였으며 절단은 focusing된 빔을 사용하였다. 밀봉/절단 후에는 잔여 열응력에 의한 파열을 방지하기 위하여 열처리를 하였다.

하나로에서 발생하는 방사성폐기물은 물리적 특성에 따라 고체, 액체 및 기체 방사성폐기물로 분류된다. 고체 방사성폐기물은 방문객 및 종사자들의 원자로실에 출입하여 업무를 수행하는 과정에서 발생하며, 액체 방사성폐기물은 계통의 누설, 보수작업, 실험장비 설치 등의 원자로 운영과정에서 주로 발생한다. 본 논문에서는 2005년도 하나로 시설의 방사선 관리 구역인 원자로실에서 발생된 고체, 액체 방사성폐기물의 발생량과 이들의 저감화를 위하여 취한 조치를 기술하였다.

국내 중${\cdot}$저준위 방사성폐기물 처분을 위한 처분부지 확보 및 관련업무가 활발히 진행 중이다. 방사성폐기물 처분을 위해서는 방사성폐기물의 물리화학적, 방사학적 상태 및 건전성 등을 확보하여야 하며 폐기물 발생자는 이러한 정보를 처분사업자에게 제공해야한다. 또한 처분 안전성을 확보하기 위하여 방사성폐기물 인수기준(Waste Acceptance Criteria : WAC) 및 처분부지 특성을 고려한 세부인수기준(Site Specific Waste Acceptance Criteria : SWAC)이 필요하며 방사성폐기물을 이 기준에 적합하게 처리${\cdot}$생성${\cdot}$관리 및 인도하여야 한다. [1] 이를 위해서는 각각의 방사성폐기물에 대한 특성평가를 수행하여야 하나 원자력발전소의 경우 방사성폐기물 발생량이 많아 현실적으로 어려움이 있다. 이러한 문제점을 해결하기 위해 IAEA 및 해외 주요 국가는 방사성폐기물 인증체계(Waste Certification Program : WCP) 및 품질보증체계(Quality Assurance Program : QAP)를 개발하여 활용하고 있으며[2,3] 이를 바탕으로 국내 방사성폐기물의 안전한 처분을 위해 과기부고시 2005-18호 '중저준위 방사성폐기물 인도규정' 및 세부인수기준(시안)을 만족할 수 있는 방사성폐기물 인증프로그램을 개발하였다. 또한 방사성폐기물 인증체계 조기 도입 및 운영을 위해서 상용원전 관련 절차서 개정 및 실무자 교육을 추진 중이다.

지하매질에서 핵종이동현상을 가시적으로 관찰할 수 있는 실험실규모 실험장치를 개발하여 이동실험을 수행하였다. 이 실험장치는 $50{\times}50cm$ 규모 화강암과 아크릴상층부로 구성되어있다. 실험에는 삼중수소, 음이온, 수착성양이온 뿐만 아니라 이동경로를 관찰할 수 있는 유기염료도 포함하였다. 시간에 따른 물질이동양태를 사진을 찍어 컴퓨터에 저장하였다. 또. 이동과정을 모사하고 단위공정별로 분석해 볼 수 잇는 이동모델도 개발하였다. 컴퓨터모사를 통해 균열내 흐름장에서 압력과 유속분포를 계산하고, 균열내 이동양태와 유출곡선을 계산해 실험결과와 비교 평가하였다.

중저준위 방사성폐기물 중 장반감기핵종의 농도가 처분시설의 인수기준을 초과하는 경우에 대비한 처분방안이 필요하다. 본 논문에서는 장반감기 중저준위폐기물의 처분을 수행하고 있거나 계획하고 있는 대표적인 국가들의 사례를 정리하였으며, 각 국의 사례를 중심으로 장반감기 중저준위 방사성폐기물의 처분방안 설정을 위한 기본절차를 도출하였다. 국내에서도 장반감기 중저준위 방사성폐기물의 처분을 위한 활발한 논의가 필요하다고 하겠다.

본 연구에서는 사전연구로부터 사용후 핵연료의 처분용기 원형모델로 제안된 처분용기의 전체 크기와 배열을 평가하기 위하여 일련의 공학적 분석을 수행하였다. 그러한 노력의 결과 용기 내부 저장통의 배열형태와 외곽쉘과 상하부뚜껑의 두께와 같은 새로운 설계변수를 도출하였다. 공학적 분석 작업에는 처분용기의 기계구조 해석 결과를 근거로 도출된 용기의 규격자료에 대한 방사선 안전성 측면에서의 타당성을 검토하기 위하여 방사선차폐 해석과 핵임계 해석 등이 수행되었다. 처분용기 내부 삽입체의 직경변화에 따른 구조안정성 해석 결과에 따르면, 직경 102cm일 때 극한 외압조건은 물론 정상적인 외압조건 하에서도 최대 Von Mises 응력이 안전계수 2.0을 만족하는 것으로 나타났다. 이 경우에도 핵임계 및 방사선차폐 해석 결과 안전기준치를 만족시키며, 무게는 20톤 가량 줄어드는 효과가 있는 것으로 나타났다.

가압경수로형 사용후핵연료 처분용기에 대한 개념설계 및 안전성분석이 완료되어 이를 상용화하기 위한 단계로서 처분용기의 국내 제작성을 분석하였다. 용기의 내부구조물 제작성 확인을 위하여 실규모 용기의 직경 1/2, 길이 1/5인 소규모 용기를 설계하였다. 직경에 비해 길이가 크게 줄어 주조시 예상되는 사용후핵연료 바스켓의 변형을 관찰하기에는 적합하지 알았으나 이에 대한 문제는 향후 용기 규또를 확대하며 해결하여야 할 것으로 판단되었다. 용기의 제작 공정에 대해 검토하고 절차를 수립하였다 처분용기 내부구조물은 주조를 통해 제작할 계획이며. 이를 위한 주형틀 개념을 제시하였다. 개념설계 된 소규모 용기에 대해 구조 해석을 수행하고, 구조 해석 견과로부터 시험용기의 강도 시험을 위한 시편 채취 위치를 선정하였다. 용기 제조 후 시험 방안을 수립하였다.

본 연구는 핵연료주기 기술개발에 있어서 우리나라가 연구개발 사업을 추진하는 데 도움이 될 수 있도록 국제원자력기구(IAEA) 프로그램의 2004년도 IAEA 프로그램의 추진실적과 2005년도 수행사업을 살펴보고 $2006{\~}2007$년도 주요이슈와 기획방향을 제시하였다 아울러 핵연료주기 기술개발과 관련하여 현재 수행중인 기술협력 사업을 고찰함으로써 동 프로그램의 신규 참여를 확대하고자 한다 본문에서 제시된 추진실적 고찰 추이분석 및 향후 프로그램 전망 등이 향후 국제공동연구 확대를 위한 원자력정책 수립에 활용될 수 있기를 기대한다.

고연소도 PWR 사용후연료 건식저장용기의 전복사고조건에 대한 해석 검증을 위한 1/3 축소모델의 시험을 실시하였다. 전복해석은 전각각도에 따른 위치에너지와 동일한 운동에너지를 가지는 초기각속도를 이용하여 결정된 각 점에서의 속도를 충돌직전 모델에 대한 초기경계값으로 입력하여 해석하였다. 전복각도 $50^{\circ}$에 대한 l/3 시험모델 전복시험를 실시하였다. 전복시험에 따른 캐니스터의 구조적 건전성을 확인하기 위하여 육안검사 및 비파괴검사를 실시하였다 시험에서 취득한 변형률과 가속도를 해석결과와 비교하여 해석에 대한 검증을 실시하였다. 전복충격에 의하여 저장용기의 뚜껑에 변형이 발생되었지만 캐니스터의 구조적 건전성의 손상은 없었다. 전복해석은 보수적인 결과를 보여줌을 알 수 있었다.

나노 규모의 1차원 양자 구조물을 이용한 전자선 차폐 가능성에 관한 이론적 배경과 한계를 정리한다. 나노 구조물을 이용한 전자선 차폐는 차폐재의 경량화와 소형화에 크게 기여할 것으로 예상되나, 실용화를 위해서는 아직 연구되어야 할 분야가 많다. 임의의 1차원 포텐셜 장벽을 대상으로 양자투과계수 계산을 실행하여, 나노 구조물의 전자선 차폐와 관련된 문제점들을 살펴본다.

원전 주변의 주민에 대한 방사선량의 대부분을 음식물 섭취에 의한 내부피폭이 차지하고 있다 그러나 우리나라 원전에 적용하고 있는 음식물 섭취량은 1989년 한국원자력연구소가 고리원전 주변지역을 대상으로 현장조사한 결과로 최근의 식습관 변화를 적절히 반영하지 못하고 있다. 보건복지부에서는 국민건강증진법에 의거 매 3년마다 전국 규모의 국민의 식품 및 영양 섭취실태 조사를 실시하고 있다 따라서 이러한 정부 조사자료를 활용하여 주기적으로 음식물 섭취량 자료를 갱신할 수 있는 방안을 모색할 필요가 있다. 국내원전에 적용하고 있는 음식물 섭취량 자료를 개선하기 보건복지부 국민영양조사 결과를 분석하고, 원자력발전소 주변 주민을 대상으로 현장 조사를 실시하였다.

방사선방호 신개념(ICRP-60)이 국내에서 법제화되어 2003년부터 시행됨에 따라 원자력발전소에 대한 보다 엄격해진 방사선방호 기준이 적용되고 있다 특히, 중수로 원자력발전소의 경우 $^{14}C$와 삼중수소로 인한 방사선작업종사자에 대한 방사선 위해가 경수로 원자력발전소보다 상대적으로 의기 때문에 작업종사자의 내부피폭 선량을 정확하게 측정하고 평가하여 내부피폭을 예방하는 노력이 필요하다. 본 보고서에는 중수로 원자력발전소에서 발생된 $^{14}C$의 체내 흡입으로 인한 방사선 작업종사자의 내부피폭 선량평가 방법을 정립하기 위해 예비적으로 $^{14}C$로 인한 인체대사모델을 분석하였고 $^{14}C$에 대한 내부피폭 선량평가 방법을 기술하였다.

과학기술부고시 2003-12호 "원자로시설부지 수문 및 해양특성 조사평가 기준" 이 신규 제정되어, 원전 액체 방사성 유출물에 대한 삼차원적인 해양확산 평가 필요성이 커지고 있다. 한국수력원자력(주)와 전력연구원은 신고리, 신월성, 신울진 원 전등 다수의 신규원전 건설이 계획 또는 추진되고 있는 동해안을 대상으로 광역 및 부지별 입지특성을 반영한 해양확산 평가기술을 개발하고 있다. 동해안의 해수유동은 동해 해수순환에 의해 영향을 받기 때문에 원전 주변의 방사성 물질의 해양확산을 보다 정확히 평가하기 위해서는 동해 해수순환에 대한 이해가 선행되어야한다. 따라서 본 연구에서는 일본 큐슈대학교 응용역학연구소에서 개발한 RIAMOM 모델을 근간으로 동해 해수순환 모델링을 수행하였다. 모델 영역은 $126.5^{\circ}E{\~}142.5^{\circ}E$ $33^{\circ}N{\~}52^{\circ}N$, 수직층은 20개로 나누었다. 이 모델은 JODC, KNFRDI, 그리고 ECMWF로 부터 구하였다. 모델링 결과, 동해 해수순환을 비교적 잘 모의하고 있는 것으로 나타났다. 향후 모델링 결과를 정량적으로 평가하기 위해 인공위성 추적 부이를 이용하여 확산 검증 실험을 실시할 예정이다.

IP-2형 운반용기는 정상운반조건의 낙하시험을 거친 후에 방사성내용물의 유실 또는 분산이 없고 외부표면에서의 방사선량률이 $20\%$ 이상 증가할 수 있는 차폐능력의 상실이 없어야 한다. 차폐체의 두께가 큰 경우에는, 볼트체결방식을 사용하면 IP형 운반용기로 많이 사용되고 있는 ISO 컨테이너에서의 문을 사용하는 경우보다 방사성내용물의 유실 또는 분산이 일어나지 않을 것이다. 본 연구에서는 볼트체결방식의 IP-2형 운반용기에 대한 낙하시험을 실시하기 전에, 낙하방향에 따른 볼트인장력과 볼트체결력을 시험으로 평가하는 방법을 알아보기 위하여 예비시험모델을 제작하여 시험 및 평가하였다. 바닥과 뚜껑방향의 수직낙하, 수평낙하, 4방향의 경사낙하 등 총 7가지 낙하방향으로 자유낙하를 실시하였다. 낙하충격에 의한 볼트인장력은 힘센서를 이용하여 측정하였고, 볼트체결력은 낙하시험 전의 체결토르크에서 낙하충격 이후의 풀림토르크의 변화를 이용하여 알아보았다.