2009년 4월 29일 신월성원전 건설현장에 해수가 유입되어 건설 중에 있던 구조물과 건축 재료가 해수에 침수되는 사고가 발생하였다. 이 후 지역의 대표들이 신월성침수사고 조사위원회를 구성하여 침수된 구조물의 안전성과 보수가 필요한 부분을 정량적으로 평가하고 그 결과를 발표하였다. 본 논문에서는 침수사고의 개요와 조사위원회의 구성과정 및 활동 그리고 조사위원회의 의미 등을 살펴보고 이 때 월성원전감시기구의 역할 등을 고찰하여 원전주변지역 주민의 의식변화와 이에 따른 관련기관의 역할을 기술하였다.

Recently, several industrial countries using the fission energy have given attention to the Gen-IV SFR (sodium-cooled fast reactor) for achieving sustainable nuclear energy systems. In this context, an SFR is currently developed at the design concepts study stage in the Republic of Korea [Kim & Hahn 200909]. The sustainability of systems means economic, environment-friendly, proliferation-resistant, and safer systems. More specifically, this sustainability can be accomplished in terms of resource recycling and radioactive waste reduction. In the present work, the objective of fuel cycle cost modeling is to identify the impact of various conceptual options as a cost reduction measure for the Gen-IV SFR at the design concepts study stage. It facilitates the selection of several reasonable fuel cycle pathways for the future Gen-IV SFR from an economic viewpoint.

The preliminary quantitative analysis of proliferation resistance for the five nuclear fuel cycles demonstrated that the thermal MOX fuel cycle is most vulnerable to proliferation due to the presence of pure $PuO_2$ in the fuel cycle, while the once-through fuel cycle has the highest proliferation resistance. The innovative next generation fuel cycles such as Pyro-SFR and Wet-SFR were found to have similar levels of proliferation resistance to that of the DUPIC fuel cycle which is believed to have proliferation resistance strong enough for commercial deployment. The sensitivity analysis also demonstrated the effectiveness of the proposed methodology in applying to existing and/or newly developing nuclear fuel cycles so as to improve the proliferation resistance characteristic of the fuel cycle systems.

From the OT cycle analysis results, the nuclear power demand grows to ~70 GWe in 2150. The SF and TRU out-core inventories in 2150 will be 186500 t and 2100 t, respectively. The MOX fuel cycle gives 84% and 9% lower values for the SF and out-core TRU inventories, respectively.

시멘트 고화체 중의 Sr-90 분석을 위한 시료 전처리 방법을 실험을 통하여 확립하였다. 시멘트 고화체 중의 Sr-90 과 같은 베타방출 핵종을 분석하기 위해서는 고화체 시료를 건조, 분쇄, 산처리, Sr-90 분리 및 LSC 를 이용한 Sr-90의 방사능 측정을 해야 한다. 이를 위하여 인수 고화체 시료를 전 처리 하기 전, SRM 1887a portland cement 를 사용하여 여러 산 처리 방법을 통하여 각 원소들의 회수율을 알아보았다. SRM 시료를 통하여 얻은 조건을 참조하여 실제 고화체 시료 5g 씩 3회의 7개 시료들을 전 처리하여 ICP-AES 를 통하여 각 원소들의 회수율을 비교하였다. 또한, 전처리 후 Sr 분리에 Sr-resin (Eichrom)를 이용하기 위해서는 Sr-resin 사용 시 많은 영향을 주는 칼슘의 량을 미리 알아야 한다, 이를 위하여 시멘트 고화체 중 50% 가까이 함유되어 있는 칼슘 량을 반 정량적으로 알아내기 위한 방법을 확립하였다.

조사 핵연료 및 구조재료의 핫셀시험을 위한 조사재시험시설은 고방사능물질의 시험 및 취급과정에서 발생한 각종 방사성 물질에 오염된 공기를 정회하기 위한 특수 공기조화설비를 운영하고 있다. 시설의 배기 계통은 핫셀 계통 및 핫셀 이외의 계통으로 니눠지고 있다. 그 중 핫셀 구역 이외의 공기는 1차적으로 프리필터와 HEPA 필터로 구성된 AFU(Air Filtering Unit)로 정화하여 외부에 방출하는 MUP(Medium Under Pressure) 시스템을 채용하고 있다. 외부에 방출하는 배기의 오염을 최소화하기 위하여 설치된 AFU에 대한 풍량 측정 및 HEPA필터의 성능시험을 실시하였으며, 그 결과에 대하여 고찰하였다.

"방사성폐기물 고화체의 물성시험"에 사용되는 시편을 실험실적으로 제조한 소규모 모의 고화체 시편과 고화공정에서 직접 채취한 소규모 시편, 200L 드럼으로부터 코아시편을 채취 가공하여 만든 시편과 같이 3종류가 있다. 고화공정에서 발생되는 고화체는 일반적으로 200 L 드럼에 주입되며, 고화체의 균일성 정도는 고화공정의 특성, 폐기물/고화매질 혼합비, 200 L 고화체 드럼의 냉각방식에 따라 다르다. 따라서, 실험실에서 제조한 시편과 공정에서 채취한 소규모 시편을 실제 고화공정을 대표할 수 없으며 또한 실제 발생된 고화체의 조성과도 동일하다고 볼 수 없다. 따라서 200 L 실드럼에서부터 코아시편을 채취하여 만든 시편이 고화공정과도 고화체를 대표할 수 있는 시편으로 볼 수 있다. 기 발생고화체(시멘트와 파리핀 고화체 및 잡고체 폐기물)의 영구처분을 위하여 과기부 고시 05-18호 "폐기물 인도기준" 규정과 한국방사성폐기물관리공단의 중 저준위 방사성폐기물 인수기주(안)의 준수 여부를 평가하기 위하여 각 원전의 대표 드럼에 대하여 특성평가시험인 압축강도, 침출, 침수, 열 순환, 내방사성 영향시험을 수행하기위해 실 드럼으로부터 원통형 코아시편을 채취하여 이를 시험검사에 필요한 시험시편으로 가공한 후 표준 특성시험법을 이용하여 물성들을 평가하며 특성평가시험을 위한 시편으로는 L/D=2, L/D=1인 두 종류의 시편을 가공하였으며 압축, 침수, 열순환 및 방사선조사시편은 L/D=2 시편을 제조하였고 침출시험시편은 L/D=1인 시편을 채취하였다.

사용후 핵연료의 건식처리 시 핵연료 다발을 절단하여 voloxidation 즉 휘발산화처리를 하면 고온에 의해 분리가 가능한 핵분열생성물의 분리와 우라늄의 산화에 의한 부피팽창으로 핵연료가 쪼개져서 입도가 작아지고 또한 핵연료가 피복재에서 쉽게 박리되게 된다. 그 결과 폐기물 처리 시에 발열핵종으로 폐기물의 저준위화시에 분리가 요망되는 Cs-137이 분리되는 장점이 있어 습식 재처리에 있어서도 바람직하다. 건식처리에 있어서는 voloxidation 으로 처리된 피복재에는 금속 지르코늄에 불순물로 함유된 우라늄의 의한 방사화 생성물과 피복재 표변에 부착/침투한 방사화 생성물이 방사능을 갖게 된다. 이러한 부착된 TRU 잔류물은 통상 1% 미만으로 알파핵종의 방사능이 원자로에서 배출시에는 고준위 기준치의 약 100배 수준이었다가 30년 냉각후에는 약 1/10 수준으로 저준위화 된다. 지르코늄 금속중에 불순물로 함유된 우라늄의 방사화로 생기는 방사능은 고준위 기준치의 10% 를 넘지 않아서 피복재의 저준위화시에 고려할 필요가 없다. 발생열은 방출시에 고준위 기준치의 약 30 배 수준에서 5년 냉각후에는 기준치 미만이 되며 30년후에는 1/8000 정도로 저준위화 된다. 사용후 핵연료를 습시처리시에 발생하는 고준위 폐기물 중 약 1/4 가 피복재 (hull) 임을 고려하면 피복재의 저준위화는 사용후 연료의 건식처리에 있어서도 필수적인 과정이다. 특히 미국의 고준위 폐기물 처분장 Yucca Mt.의 포기와 우리의 고준위 폐기불 처분장이 공론화되는 싯점에서 저준위화는 매우 필요한 기술이다. 피복재는 방사성 물질의 침투두께가 0.01mm 미만이 대부분으로 저준위화에는 표면제염에 의한 저준위화가 주로 연구되어왔다. 표면제염에 의한 저준화는 이온 빔, laser에 의한 방법, dry ice 분사에 의한 방법이 시도되었다. 염소기체를 이용하여 지르코늄의 산화막을 제거하고자 하였으나 이 산화막이 안정적이어서 표변의 연마, 아크릴 칼의 사용, 표면을 눌러서 처리하는 등 전처리하여서 염소기체 반응에 의한 표면제거 실험이 가장 효과적임이 실험적 결과이었다. 이러한 전처리로 방사능을 1/100 수준으로 낮춘다고 하더라도 지르코늄 금속중에 불순물로 함유된 우라늄의 방사화에 의해 중저준위 폐기물의 범주에서 벗어나지 않으므로 재활용에는 제한이 있다. 또한 전처리(표면제염)하여 분리되는 고준위는 다른 고준위 염폐기물과 함께 처리하여 발열 핵종을 제거하면 중저준위화가 가능하다. 저준위화 된 hull폐기물에는 지르코늄 금속에 불순물로서 함유되어있는 우라늄에 의한 방사능을 갖는데 이들의 제거나 분리는 지르코늄 합금 피복재 원료물질에 불순물로 함유하는 우라늄의 함량을 낮추는 것과 유사한 문제이다. 현재까지 지르코늄합금 피복재에 우라늄이 불순물로 함유된 것을 사용함으로 원자로내에서 방사화되어서 방사능을 갖게 되는 것은 피할 수가 없다. 따라서 저준위화 처리된 피복재는 장기 보관으로 방사능을 감쇠시켜서 재활용하도록 한다. 처리 방법으로는 초고압 압축저장, 시멘트 고화, 합성암석에 의한 고화법 등으로 장기간 보관 후에 금속으로서 재활용한다.

킬레이팅 고분자를 메조기공 탄소 표면 위에 흡착시킴으로써 금속이온과 착물을 형성할 수 있는 기능성 나노구조체를 제조하였다. 악티늄족 원소를 단일입자 내에 영구처분을 위한 예비연구로서 Eu을 대용물(surrogate)로 사용하여 기능성 나노 구조체에 주입한 후 메조기공 입구를 고분자반응을 통해 봉쇄함으로써 Eu의 단일입자 내 고정화를 시도하였다. 시간에 따라 침출현상을 분석한 결과, 고분자로 메조기공을 blocking 하였을 때 Eu의 침출현상이 크게 완화되는 것을 확인하였다. 이는 시멘트화나 유리화 등과 같은 고비용 공정을 거치지 않고도 단일입자 내 유해 금속의 영구처분이 가능하다는 것을 의미한다. 더 나아가, 이러한 접근방법은 지지체로 메조기공 탄소에 국한되지 않고 실리카와 같은 다른 메조기공 금속산화물에 적용될 수 있다는 점에서 큰 강점이 있다.

가압 경수로에서 53,000 MWd/tU으로 연소된 사용후 핵연료의 PCI 영역에 대해 방사선 차폐형 성분 분석기기( Shielded EPMA)를 사용하여 반경방향에 대한 성분분포를 분석하였다. PCI 영역에서 산화층의 두께는 13um 이었으며, 핵분열생성물의 침투 두께는 시료에서 약 10 um 이내로 나타났다. 이 두께에 침투된 핵종의 총 농도는 1~2 wt%로 관찰되었다. 주요핵종은 Cs 0.5~0.7 wt%, Mo 0.2~0.3 wt%, Pd, Ru, Nd, Ce등이 0.1~0.2 wt% 로 관찰되었다.

카드뮴 증류공정을 개발하기 위해 세륨을 TRU 대용원소로 선정하고 증발조 도가니 크기에 맞게 성형한 후 거동을 조사하였으며, 실험은 등온 및 비등온 방법을 이용하였다.

본 연구에서는 공학규모 카드뮴 증류장치를 개발하기 위하여 실험실 규모의 수직형 카드뮴 증류장치를 제작하고, 이를 시운전하였다 공탑 실험에서는 증류탑에 온도분포를 잘 조절할 수 있었으며, 응축조의 냉각성능의 보완이 필요하였다. 이 장치를 이용하여 카드뮴 금속의 증류실험을 수행하였으며, 향후 차드뮴-우라늄 합금의 증류거동을 조사할 계획이다.

전기화학적 환원 기술을 이용한 고온 용융염 전해환원의 결과 생산되는 금속전환체는 다공성 특성에 의해 전해환원의 매질인 용융염을 함유하게 된다. 전해환원과 후속 전기화학 공정인 전해정련의 전해질은 각각 LiCl과 LiCl-KCl 공융염으로 상이하기 때문에 이렇게 금속전환체에 포함된 LiCl 염이 동반되어 전해정련 공정에 도입될 경우 전해정련 공정의 공융염 조성을 어긋나게 한다. 이에 따라 금속전환체의 잔류염은 효과적으로 제거되어야 하며 공정으로 감압 증류에 의한 잔류염 제거 공정이 고려되고 있다. LiCl은 증기압이 비교적 낮기 때문에 감압의 고온 조건이 공정에 필요하다. 그러나 상평형도 분석 결과 전해환원 공정에서 산화물을 담아 음극으로 사용되어 환원된 금속전환체와 함께 도입되는 SUS 재질의 바스켓과 사용후핵연료 금속전환체의 주된 원소인 우라늄과는 공융할 수 있기 때문에 LiCl 증발 온도는 $720^{\circ}C$ 이하로 유지되어야 한다. 이와 같은 조건에서 LiCl 증발 속도를 높이기 위해서는 감압 조건이 필수적이다. 본 연구에서는 감압조건에서 LiCl 휘발 실험을 위해 폐쇄형 및 개방형 반응기를 제작하여 압력 조건 및 Ar 유량 등에 따른 LiCl 휘발율을 측정하였다. 증발된 LiCl은 일정 감압 조건에서 분말형으로 냉각부위에 회수 될 수 있었으나 완전 진공 조건에서는 결정형으로 냉각 부위에 응축되는 것으로 확인 되었으며 일정 진공 조건에서는 Ar 유량에 따라 증발량이 의존하지 않는 것으로 나타났다. 연구 결과 증발염의 취급 빛 이송을 위해 분말형 회수를 목표로 설정할 수 있었으며 공정조건으로 일정 수준의 감압 조건을 제시하였다. 이 후 후속 연구로 장치의 대형화 및 증발 속도 향상을 위한 추가적인 연구가 계획되어 있으며 연구 결과에 기초하여 공학규모 파이로 공정 시설인 PRIDE에 도입될 장치의 기초 설계 자료를 생산할 예정이다.

산화물 형태 사용후핵연료의 효율적 처분 혹은 재활용을 위한 연구 가운데, 고온의 LiCl 용융염 중에서 전해환원하여 금속으로 환원시킨 후, 환원된 금속을 고온의 LiCl-KCl 용융염에서 전해정련하는 연구가 국내외적으로 활발하게 진행되고 있다. 전해환원을 위해 일정 농도 $Li_2O$가 LiCl 용융염에 첨가되며 $Li_2O$ 농도가 높으면 반응 재질의 부식성이 크게 증가하므로 일반적으로 우라늄 산화물은 1wt% 이하의 $Li_2O$ 농도에서 전해환원 된다. 우라늄 산화물의 전해환원 전위는 $Li_2O$의 전해환원 전위 보다 표준 상태를 기준으로 공정온도인 650 $^{\circ}C$ 에서 약 70 mV 정도 낮기 때문에 전해환원 과정에서 $Li_2O$ 의 환원으로 Li 금속이 생성될 가능성이 있으며 우라늄 산화물은 대부분 직접 전해환원 되지만 일부 Li에 의해 화학적으로 환원되기도 한다. 전해환원 공정에서 환원되지 않은 희토류 산화물은 전해정련 공정에서 $UCl_3$와 반응하여 $UO_2$를 생성시켜 공정 효율을 떨어뜨린다. 따라서 전해환원 공정에서 가능하연 최대한 희토류 산화물을 금속으로 환원시키는 조건을 찾아내는 것이 바람직하고 이를 위해서 우선 전해환원 공정에서 희토류 산화물의 화학적 거동의 이해가 요구된다. 본 연구에서 열역학적 검토를 통하여 희토류 산화물의 환원 조건을 조사한 결과 희토류 산화물은 매운 낮은 $Li_2O$ 농도에서 Li에 의해 환원되고, 1wt% 이하의 $Li_2O$ 농도에서는 Sc와 Lu의 산화물이 $Li_2O$와 복합산화물을 형성하고 이들 복합산화물은 Li에 의해 환원되지 않는 것으로 나타났다. 또한 희토류 원소 별로 희토류 원소 산화물의 Li에 의한 환원 조건으로서 평형상태에서의 $Li_2O$ 농도 즉 환원 임계 $Li_2O$ 농도를 실험적으로 측정하였으며 1wt% $Li_2O$ 농도 이하에서 열역학적 해석과 동일하게 Sc와 Lu만이 복합산화물을 형성하여 Li에 의해 직접환원 되지 않는 것으로 관찰되었다.

In this work, a quantitative method of the sequential separation of $^{90}Pu,\;^{90}Sr$ and $^{241}Am$ nuclides was developed in environmental soil samples using by an anion exchange resin connected with a Sr Spec resin. The sequential methods of Pu, $^{90}Sr$ and $^{241}Am$ nuclides can reduce analysis cost and time. With the sequential methodupdated in this study, the activity concentrations of $^{239,240}Pu,\;^{90}Sr$ and $^{241}Am$ in the IAEA reference materials were close to the reference values reported by the IAEA.

CFD 방법을 이용하여 건식저장 용기내 사용후핵연료 열전달 해석을 수행한 결과 연료봉의 붕괴열에 의한 내부 유체의 자연대류 현상과 상세 핵연료 온도분포를 예측할 수 있음을 확인하였다. 향후에는 다양한 시험조건에서 복사열전달을 포함한 정밀한 CFD 계산을 수행하여 피복관 온도분포의 예측치를 실험결과와 비교할 예정이다.