권호 표지

방사성폐기물학회지 (Journal of Nuclear Fuel Cycle and Waste Technology(JNFCWT)) (Journal of Nuclear Fuel Cycle and Waste Technology(JNFCWT))

한국방사성폐기물학회 (Korean Radioactive Waste Society)

  • 계간
  • /
  • 1738-1894(pISSN)
  • /
  • 2288-5471(eISSN)

과학기술표준분류

  • 원자력 ＞ 핵연료주기/방사성폐기물 관리 기술

Aim & Scope

Journal of Nuclear Fuel Cycle and Waste Technology (JNFCWT) is a quarterly journal publishing peer-reviewed papers in various research areas associated with the nuclear fuel cycle and radioactive waste management. The journal is managed by the Korean Radioactive Waste Society. JNFCWT provides a forum for all stakeholders in the field of nuclear fuel cycle and radioactive waste management aiming at sharing and disseminating state of the art technical information, lessons learned from industrial experiences, and discussions on current socio-political issues. JNFCWT publishes the results of original research in the format of review articles, commentaries, and technical notes. From Volume 1 (2003) to Volume 11 (2013), this journal was published as the Journal of the Korean Radioactive Waste Society. It was renamed to the Journal of Nuclear Fuel Cycle and Waste Technology (JNFCWT) in 2013. As of 2019, the journal is listed in the SCOPUS of Elsevier. JNFCWT covers the following fields related to the nuclear fuel cycle and radioactive waste management as follows: 1. Policy, Safety, and Regulation of Nuclear Fuel Cycle / Non-proliferation, Safeguards, and Nuclear Security 2. Treatment, Transportation, and Storage of Spent Nuclear Fuel / Molten Salt Chemistry and Technology 3. High-Level Waste Immobilization and Disposal Technologies 4. Low- and Intermediate-Level Radioactive Waste Management 5. Decommissioning and Environmental Remediation 6. Radiation Protection, Shielding, and Environment 7. Radiochemistry and Nuclear Chemistry

http://www.krs.or.kr KSCI KCI SCOPUS

제11권4호

  1. 박연진;김초롱;신원식;최상준 259
    https://doi.org/10.7733/jnfcwt-k.2013.11.4.259 PDF KSCI KPUBS HTML
    무기 이온교환제인 ammonium molybdophosphate(AMP)와 자성을 가지는 산화철(iron oxides, IO)을 혼합하고, 유기 지지체인 polyacrilonitrile(PAN)을 결합하여 AMP/IO-PAN 복합체를 합성하였으며 액체 방사성폐액 내 방사성 핵종의 처리 적용성을 평가하였다. 합성된 AMP/IO-PAN 복합체의 물성을 X-선 회절분석(XRD), 퓨리에 변환 적외선 분광분석(FT-IR), 주사전자현미경(SEM), 입도분석기(PSA), 비표면적 및 공극 분석, 자성 측정(MPMS) 분석을 통해 파악하고, 코발트, 스트론튬, 세슘에 대한 흡착 성능을 평가하였다. 10wt%의 산화철이 함유된 AMP/IO-PAN 복합체의 자성 측정 결과, 2.038 emu/g으로 나타났다. 10wt%의 산화철이 함유된 AMP/IO-PAN 복합체의 Langmuir 모델로 예측한 코발트, 스트론튬, 세슘에 대한 최대흡착량($Q^0$)은 각 0.097 mmol/g, 0.087 mmol/g, 0.655 mmol/g으로 나타났다. 0, 10, 20, 30wt%의 산화철이 함유된 AMP/IO-PAN 복합체의 Langmuir 모델로 예측한 세슘에 대한 최대흡착량($Q^0$)은 각각 0.702 mmol/g, 0.655 mmol/g, 0.602 mmol/g, 0.559 mmol/g으로 나타났으며, 첨가된 산화철의 양이 증가할수록 AMP/IO-PAN 복합체의 세슘 흡착량이 감소하였다.
  2. 이윤지;황두성;이기원;정경환;문제권 271
    https://doi.org/10.7733/jnfcwt-k.2013.11.4.271 PDF KSCI KPUBS HTML
    원자력 발전소와 연구시설의 해체 시 다량의 오염된 방사성 콘크리트 폐기물이 발생한다. 현재 국내에는 연구로 1, 2호기의 해체와 제염사업이 진행 중이며, 약 800여 드럼 (200 L)의 콘크리트 폐기물이 발생하였다. 이들 방사성 콘크리트 폐기물은 최종처분을 위해 200 L 드럼에 덩어리 크기의 콘크리트를 채우고, 시멘트 모르타르 형태로 제조한 입자상 폐기물로 빈 공간을 채우며 혼용 고정화 및 안정화하는 일련의 과정이 필요하다. 이에 본 연구에서는 콘크리트 폐기물, 물, 시멘트의 최적의 혼합비율을 찾고, 처분장 폐기물 인수기준에 준하기 위한 고화체의 특성을 평가하였다. 모르타르 유동도, 고화체 압축강도, 침출에 대한 안정성, 열 저항성 등의 인자에 따라 평가한 결과, 콘크리트 폐기물, 물, 시멘트의 배합비 75:15:10wt%에서 평가인자 기준에 도달하였으며, 콘크리트 폐기물 75%에 미분말 콘크리트 폐기물을 최대 40wt%까지 포함시켜 시멘트 고화체를 제조한 경우에도 압축강도를 만족하였다. 입자의 충진 밀도의 증가로 scale-up실험에서는 75:10:15wt%의 배합비에서 작업도 및 압축강도 범위를 만족하였다.
  3. 고낙열;정종태;김경수;황영택 281
    https://doi.org/10.7733/jnfcwt-k.2013.11.4.281 PDF KSCI KPUBS HTML
    KURT(KAERI Underground Research Tunnel) 부지 부근에 가상의 처분장을 설정하고, 해당 부지의 세 지점에서 방사성폐기물로부터 누출된다고 가정한 방사성 핵종의 이동 시간을 계산하였다. 핵종의 이동 경로는 핵종 누출 지점에서 천부 지하수대까지로 설정하고 KURT 주변 지하수 유동계 모의를 통해 결정하였다. 세 지점은 지하수가 빠르게 유동하는 구조(highly water-conductive feature)를 지나가기 때문에 천부 지하수까지 도달하는데 상대적으로 적은 시간이 걸리는 지점으로 선정되었다. 핵종의 이동 시간은 TDRW(Time-Domain Random Walk) 기법을 통해 계산하였다. 지하수 내의 핵종의 이동 시간을 계산하기 위해, 이류(advection)와 분산(dispersion) 이외에 암반 기질(rock matrix)로의 확산(diffusion)과 기질 내부에서의 흡착(sorption)이 고려되었고, 핵종의 붕괴 및 변환에 의한 영향도 몇 개의 붕괴 사슬(decay chain)을 이용하여 계산에 반영하였다. 계산 결과를 보면, 지표 부근의 천부 지하수에 도달하는 핵종의 시간당 이동량(mass flux)은 복수의 이동 경로뿐만 아니라 핵종의 반감기와 암반 기질 내에서의 핵종의 흡착 분배 계수에 크게 영향을 받는 것으로 나타났다. 따라서 보다 안정적이고 불확실성이 감소된 심지층 처분장의 안전성 평가를 위해 우선적으로 필요한 사항으로는, 장반감기 핵종에 대한 평가가 이동 과정 이외에 저장 용기에 들어있는 상태에서부터 면밀하게 이루어져야 하고, 암반 기질에서 발생하는 핵종의 흡착 과정이 심부 현장 조건을 반영하여 평가되어야 할 것으로 생각된다.
  4. 미키다디 살레히;김창락 293
    https://doi.org/10.7733/jnfcwt-k.2013.11.4.293 PDF KSCI KPUBS HTML
    처분공 처분 개념은 아프리카의 방사성폐기물관리 방안의 향상을 위해서 남아프리카에너지주식회사(NECSA)에서 처음으로 제시되었다. 초기에 방사성폐기물의 지층처분방안이 고려되었으나, 지하수를 방사성폐기물 오염으로부터 보호하는 방안과 토양과 지하 암석의 균열지대를 통한 방사성 물질의 이동에 대한 조사가 불가피하게 필요했다. 이러한 이유로 처분공 처분개념이 연구되었다. 처분공 처분 개념은 폐기된 밀봉선원을 상대적으로 좁은 직경(260 mm)의 처분공 시설을 통해 처리 및 처분한다. 탄자니아는 장반감기 및 단반감기의 폐기된 밀봉선원을 방사성폐기물관리시설에 저장하고 있으며 폐기된 밀봉선원의 방사능은 1E-6 Ci 에서 8.8E+3 Ci의 범위로 분포한다. 그러나 영구 처분 문제는 여전히 해결하지 못하고 있다. 본 연구에서는 처분부지 면적이 적고, 이에 따라 인간침입 위험이 줄어드는 처분공 처분개념을 제시하였다.
  5. 윤수현;김창락 303
    https://doi.org/10.7733/jnfcwt-k.2013.11.4.303 PDF KSCI KPUBS HTML
    사용후핵연료의 지층처분의 대안으로 심부시추공을 설치하여 지하 3-5 km 구간에 사용후핵연료를 처분하는 개념이 여러나라에서 제시된 바 있다. 특히 미국 샌디아국립연구소의 최근 연구 결과를 분석하고, 국내 적용을 위한 한국형 캐니스터 디자인과 심부시추공 디자인 개념을 처분 소요 면적과 함께 제시하였다.
  6. 정강일;방제헌;박진백;윤정현 311
    https://doi.org/10.7733/jnfcwt-k.2013.11.4.311 PDF KSCI KPUBS HTML
    우리나라 중저준위 방사성폐기물 최종 처분시설인 월성원자력환경관리센터의 폐쇄 후 안전평가 컴퓨터 프로그램의 신뢰성 확보를 위해 MASCOT와 검증프로그램으로 SAFE-ROCK와 GOLDSIM을 선정하여 정상시나리오에 대하여 안전평가를 수행하였다. 각 프로그램의 장단점을 비교/분석하였으며, 각 프로그램 별 구획 간의 선량 및 누출량을 평가하였다. 그 중 방사성핵종 $^{129}I$와 $^3H$가 MASCOT와 SAFE-ROCK 프로그램에서는 비슷한 경향을 보여주었지만, GOLDSIM 프로그램에서는 상이한 결과를 나타냈다. 이는 각 프로그램의 근계지역 내 핵종이동방정식의 해석과정의 차이와 개별 프로그램의 한계로 인해 다른 결과값을 보여주는 것으로 분석되었다. GOLDSIM 프로그램의 경우, 선원항 구획에서 초기 핵종누출량은 time-scale에 민감하게 반응한다는 사실도 확인할 수 있었다. 안전평가 프로그램은 처분환경에서 발생하는 핵종거동 및 이동에 대한 실제현상을 예측하기 위해 모델링을 거치지만, 전산프로그램의 특성과 실제현상에 대한 데이터가 제한적이므로 결과에 차이가 발생하게 된다. 이러한 차이점은 다양한 프로그램을 이용한 결과와 상호비교를 통해 알아내며 그 원인을 지속적으로 분석하는 연구개발과정을 필요로 하고 있다.
  7. 은희철;최정훈;조인학;박환서;박근일 325
    https://doi.org/10.7733/jnfcwt-k.2013.11.4.325 PDF KSCI KPUBS HTML
    사용후핵연료 파이로프로세싱에서 발생하는 LiCl-KCl 공융염폐기물의 부피를 최소화하고 최종적으로 잔류하는 폐기물을 비교적 낮은 온도에서 안정한 형태로 고화하고자 희토류 핵종 염화물을 함유한 LiCl-KCl 공융염을 이용하여 인산화/증류 및 세라믹 고화의 일련공정을 수행하였다. LiCl-KCl 공융염 내 희토류 염화물은 혼합인산화제($Li_3PO_4-K_3PO_4$)를 이용한 인산화 및 공융염 감압증류공정을 통하여 99% 이상을 인산화물 형태로 전환/분리할 수 있었고, 분리한 희토류 인산화물은 고화매질로서 LIP(Lead Iron Phosphate)를 이용하여 $1,050^{\circ}C$에서 균질하고 치밀한 형태의 고화체로 제조할 수 있었으며, 최종적으로 발생하는 방사성 폐기물 부피를 10% 이하로 감용할 수 있음을 확인하였다.
  8. 김주성;국동학;심지형;김용수 333
    https://doi.org/10.7733/jnfcwt-k.2013.11.4.333 PDF KSCI KPUBS HTML
    최근 국내에서도 원전 부지 내에 건설된 습식저장조의 용량이 곧 포화될 것으로 예상되어 사용후핵연료의 건식저장에 관한 논의가 활발하다. 이 논문에서는 앞으로 다양하게 논의될 저장시스템의 안전성과 함께 장기 건식저장 시 발생하는 사용후핵연료의 특성 및 건전성 변화에 대해 이제까지 국내외에서 연구 보고된 내용들을 면밀히 검토하고 향후 추구해야 할 연구방향을 제시하고자 하였다. 조사 결과 건식저장 기간 동안 진행될 수 있는 여러 피복관 열화기구 중에서 가장 대표적인 기구는 크립 변형과 수소화물에 의한 영향이었으며, 이들이 사용후핵연료 장기 건식저장 시 규제기술기준의 주요 근간을 이루고 있는 것으로 분석되었다. 한편 과거에는 피복관의 크립 변형이 가장 중요한 열화기구로 평가되었으나, 최근의 연구 결과를 통해 수소화물에 의한 영향이 더 심각한 것으로 드러났고 이는 미국의 규제기준과 새로운 온도 범위를 제시하고 있는 일본의 규제기준에서 확인할 수 있었다. 그러나, 아직까지 수소화물에 의한 영향이 발생하는 응력과 온도 조건을 명확히 규명할 수 있는 연구 자료가 충분하지 못하며, 나아가 사용후핵연료의 취급 시 거동에 대한 연구도 지속적으로 수행해야 할 부분으로 드러났다. 따라서 국내 사용후핵연료 특성에 맞는 건식저장조건을 수립하기 위해서는 국내에서도 본격적인 연구를 통해 이들 자료에 대한 충분한 생산과 평가 및 분석이 뒤따라야 할 것으로 판단된다.