Radioisotopes have been widely used throughout industry to optimize processes, solve problems and improve product quality. A gamma scanning technique using radiation via sealed source (Co-60) was carried out in order to investigate vertical density profile of catalyst regenerator of RFCCU. Also through the radiotracer experiments, the flow characteristics of catalyst was measured. The catalyst samples were irradiated with neutron in HANARO reactor to produce lanthanum-140 to be used as radiotracer for tracing the catalyst itself in catalyst regenerator of RFCCU. The radiotracer was monitored around the catalyst regenerator using collimated NaI scintillation detectors. The results of the experiments were used to diagnose the performance of the RFCCU.
본 연구에서는 광화학반응법을 이용하여 오존 발생기로서의 역할과 광원으로서의 기능을 동시에 수행할 수 있는 U자형 Lamp(Olamp)를 사용한 오존 발생기를 설계 및 제작하여 Olamp의 방전 특성, 스팩트럼 특성, 조도특성, 오존생성특성 및 살균특성을 연구검토한 결과 다음과 같은 결론을 얻을 수 있었다.(1)Olamp의 스펙트럼특성을 조사한 결과 오존을 생성하는 단파장 자외선과 조명으로 활용가능한 가시광선이 방사됨을 확인할 수 있었다.(2)Olamp의 조도는 한국산업표준규격 조도 기준에 의하여 "어두운 분위기중의 시식별작업 및 간헐적인 시작업"에 사용가능한 조도 특성을 얻을 수 있었다. (3)원료가스의 유량이 작을수록 오존생성농도는 상승하고 오존 발생량은 감소하였으며, 유량이 동일할 때 모의 공기를 사용한 경우보다 산소를 사용한 경우가 오존생성농도 및 오존발생량이 상승하였다.(4)오존발생량 및 오존생성수율은 초기 오존생성농도가 높을수록 상승하였다.(5)액상에서의 용존오존농도 특성은 반응장치의 교반속도 및 오존생성속도가 높을수록 상승하였다.(6)대장균(Escherichia coli)에 대한 살균특성을 조사한 결과, 97[%]이상의 살균 특성을 얻을 수 있었다. 얻을 수 있었다.
공학적 안전설비 공기정화계통의 규제지침인 Reg. Guide 1.52(Rev.3)의 변경사항중 성능시험과 관련한 운전가능성 시험시간 단축, HEPA 필터 현장누설시험용 시험물질 변경 및 활성탄 성능시험 Methyl Iodidie 투과허용율 상향 변경을 영광 5,6호기에 적용하고자, 모사실험장치와 현장 설비를 활용하여 기술적 타당성을 확인하는 실험을 수행하였다. 10시간 이상의 장시간 운전가능성 시험을 통해 계통내 습분을 제거하여도 시험후 1~4일만에 회복됨을 확인하여 운전가능성 시험은 기기적 운전가능성 점검에 적합한 매월 15분 이상의 시험을 수행하는 것이 타당함을 확인하였다. HEPA 필터 현장누설시험용 시험물질 변경을 위해 DOP와 PAO의 에어로졸 입자크기, 발생량, 누설인지도를 비교한 결과 PAO는 원전에서도 DOP 대체시험물질로 사용 가능함을 확인하였다. 베드깊이 4 인치 이상의 활성탄여과기에 대한 Methyl Iodide의 투과율 허용치가 0.175 %에서 0.5 %로 상향 변경된 것은, ASTM D3803(1989)으로의 활성탄 성능시험 방법 변경에 따른 것으로서, $30^{\circ}C$ 상대습도 95 %에서의 Methyl Iodide 투과허용율 0.5 %가 사용 중 활성탄의 성능을 시험하기에 충분히 보수적인 시험방법임을 확인하였다. 본 실험 결과를 바탕으로 영광 5,6호기는 인허가변경을 완료하였다.
국내 원자력발전소에서는 사용후핵연료 저장용량의 확대를 위해 사용후핵연료저장조에 조밀저장대를 설치하고 있지만 한빛원전은 2024년에 포화가 예상된다. 또한 10개의 원자력발전소가 2029년까지 설계수명에 도달하게 된다. 하지만 원전운영과 해체를 위한 국내 사용후핵연료 관리정책은 아직 결정되지 않은 상황이다. 미국의 경우 원전해체시 사용후핵연료를 중간 저장시설 또는 영구처분장으로 이송하기 전까지 임시적으로 독립된 사용후연료저장조(이하 'SFPI') 방식을 운영하는 사례가 있다. SFPI는 원전해체시 운전정지 후 사용후핵연료를 저장하는데 있어서 방사선 노출 저감, 운영비용 절감, 안전성 보강 등의 효과를 기대할 수 있다. 따라서 이 논문에서는 미국의 SFPI 운영경험, 시스템, 적용규정 등에 대한 사례연구를 수행하였다. 결론적으로 SFPI 국내 적용을 위해서는 사용후핵연료저장 계통의 설계변경 범위 및 예상 소요비용 확정, 원전 해체계획에 설비개선 계획 반영제출, 주기적안전성평가(PSR) 방법 등을 활용한 안전성 평가(운영기간 10 년), 설계변경을 위한 운영 변경허가 신청, 규제기관 심사 및 허가 취득, 설계변경 수행, 규제기관의 확인점검, SFPI 운영을 위한 교육 및 시운전, SFPI 운영 및 정기검사, SFPI 해체 등의 절차가 필요하다.
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.
파이로그린공정의 염폐기물처리과정에서 발생되는 주요 산화물 형태의 폐기물에는 희토류폐기물이 있으며 주요 구성 핵종은 Y, La, Ce, Pr, Nd, Sm, Eu, Gd 등 8종이다. 최종적인 희토류폐기물의 형태는 산화물 형태로 발생된다. 본 연구에서는 붕규산 유리계 내에서 희토류 산화물의 유리화 타당성을 평가 하기 위하여 6종의 유리조성을 개발하였다. 희토류 8핵종 혼합에 대한 solubility는 $1,200^{\circ}C$에서 25wt% 미만, $1,300^{\circ}C$에서 30wt% 미만 waste loading으로 온도 상승에 따라 증가하는 것으로 나타났으며 liquidus temperature는 균질한 유리가 형성된 20wt% waste loading에서 $950^{\circ}C$ 이하로 평가되었다. 희토류 산화물의 유리매질 내 solubility 이상에서는 희토류-oxide-silicate 결정이 생성된 유리세라믹을 이차상으로 형성하였으며 20~25wt% waste loading의 표면균질성이 양호한 유리는 용융온도 $1,200{\sim}1,300^{\circ}C$ 범위에서 점도 100 poise 이하, 전기전도도 1 S/cm 이상으로 유도가열식 저온용융로설비에서의 운전 용이성이 매우 양호한 것으로 평가되었다. 개발된 유리조성에 대한 기타 물리 화학적 특성 평가를 위한 실험들이 향후 수행될 예정이다.
유동층 비중차 분리기를 이용하여 혼합 폐 이온교환수지에서 폐 양이온수지와 폐 음이온수지로 분리하였으며, 원소분석과 열분석으로 분리가 잘 되었음을 확인하였다. 비중차 분리를 통해 얻은 수백 미크론의 구형 알갱이 형태의 폐 양이온수지와 폐 음이온수지 각각을 볼밀로써 24시간 습식 분쇄하여 적정 입도 이하의 입자가 균일하게 분산된 고농도 슬러리를 얻은 다음, 희석하여 $COD_{cr}$, 농도 25,000ppm의 시료를 준비하였다. 실험실 규모의 소형 초임계수산화(Super Critical Water Oxidation, SCWO) 장치(반응기 용량 : 220 mL)로써 화력발전소에서 발생한 폐 양이온수지와 폐 음이온수지에 대해 최적의 분해조건을 확립한 다음, 파일럿플랜트(반응기 용량 : 24 L)로 scale-up 실험을 수행하였다. 우선 화력발전소의 폐수지로서 파일럿테스트를 실시한 다음, 원자력발전소의 폐수지로써 파일럿테스트를 수행하여 최적의 분해조건을 설정하였다. 실험실 규모의 소형 SCWO 장치와 파일럿플랜트의 설계 및 운전에서 얻은 경험을 바탕으로 원자력발전소 내에 설치 가능한 규모로 상용설비(처리용량 : 150kg/h)를 설계 중에 있다.
울진원자력발전소 주변의 환경시료 해조류에서 검출된 766 keV 감마선에너지 피크를 여러 연구기관에서 $^{95}Nb$ 핵종에서 방출된 것으로 해석하고 있다. 그러나 원전의 액체폐기물 처리설비의 장치개선으로 $^{95}Nb$ 배출량이 현격히 감소하였음에도 불구하고 지속적으로 환경시료에서 $^{95}Nb$ 핵종이 검출되고 있는 현상에 대해서 보다 더 정밀한 기술적인 검토가 필요하였다. 이에 측정 스펙트럼을 정밀 분석한 결과, 766 keV 감마선에너지 피크와 $^{234}Th-^{234}mPa$ 붕괴 계열의 다른 감마선에너지 피크(63, 92 및 1001 keV)들이 동시에 같이 검출되고 있으며, 이들 4종의 감마선에너지 피크 계수율의 시간에 대한 변화로부터 계산된 반감기가 $^{234}Th-^{234}mPa$ 붕괴 계열의 방사평형시 방사능반감기 24.1 일과 매우 비슷한 값을 나타내었다. 또한 766 keV 와 1001 keV 피크의 상대적인 계수율의 비가 $^{234}mPa$의 감마선방출율의 상대적인 비 0.35와 매우 비슷한 값을 나타내었다. 따라서 이러한 점에서 지금까지 $^{95}Nb$ 핵종에서 방출된 것으로 판단했던 766 keV 감마선에너지 피크는 자연방사성핵종인 $^{234}mPa$ 핵종에서 방출된 것으로 판단된다.
본 연구에서는 사용후핵연료 회수성과 처분밀도를 향상시킨 새로운 CANDU 사용후핵 연료처분시스템의 열해석을 수행하였다. 제안된 CANDU 사용후핵연료 처분방식 에서는 사용후핵연료의 회수성을 향상시키기 위해 일정 기간 동안 터널에 자연대류를 이용하여 저장하며, 처분밀도 향상을 위해 개선된 CAHDU 사용후핵연료 처분용기를 이용하고 있다. 제안된 CANDU 사용후핵연료 처분방식의 열적 안전성을 검토하고자 ANSYS 10.0 CFX 코드를 사용하여 시스템 전체의 정상상태 열 해석을 2단계로 나누어 수행하였다. 1단계에서는 터널간격이 처분터널 내부 온도에 미치는 영향을 분석하기 위해 터널 간격에 따른 처분터널 내벽온도 변화를 계산하였다. 계산 결과 99%의 붕괴열이 대류에 의해 냉각되는 것을 확인하였고, 이로 인해 터널 간격은 처분터널 내부 온도에 거의 영향을 주지 않았다. 2단계 계산에서는 터널간격 60 m에서 환기 설비를 고려한 처분터널의 내벽온도를 계산하였고, 이 결과는 처분터널 내부 처분용기의 표면온도를 구하기 위해 사용되었다. 계산결과, 처분용기의 표면온도는 최대 $119^{\circ}C$, 평균 $79.9^{\circ}C$로 계산되었다. 처분용기 최대온도에 따른 처분용기 내부 바스켓 피복재 최대온도는 $140.9^{\circ}C$로 계산하였으며, 이는 피복재 열적 특성을 고려하였을 때 충분한 열적 안전성을 가지고 있다고 판단되었다.
수소의 소규모 분산 생산 기술은 본격 적 인 수소 인프라가 도입되기 전에 연료전지 자동차의 수소 충전용이나 분산 발전형 연료전지의 수소 공급을 위해 필요하다. 생산 용량은 수소 기준으로 $20{\sim}100 Nm^3/hr$ 정도로 현재로선 천연가스의 수증기 개 질법이 가장 경제적인 공정으로 알려져 있다. 소규모 생산에 따른 열효율 저하를 줄이 기 위해 단위 공정들이 통합된 컴팩트 개질 시스템의 개발이 필요하다. 연료전지 자동차용 수소 인프라 조기 구축을 위하여 수소충전소 구축과 국산화 천연가스 수증기 개질기 개발을 병행하여 진행하였다. 수소 충전소 구축 부분은 충전소 부지 확보, 건물 건축, 각종 유틸리 티 설치의 토목 부분과 천연가스 개질형 수소 제조 유닛 설치, 수소 압축, 저장, 디스펜싱 시스템 설치를 포함하고 있으며 고압 설비에 대한 인허가 대응 및 안전대책 작업도 진행하였다. 구축된 수소충전소는 향후 연료전지 자동차 연계 실증 프로그램에 활용할 수 있다. 국산화 핵심 기술 개발을 위하여 열 및 시스템 통합 설계에 의 해 천연가스 수증기 개질기를 제작하고 내부 열교환 구조에 따른 개질기의 성능을 평가하였다. 개발된 개질기는 개질온도 $720^{\circ}C$, 수증기 대 카본 비 2.7의 운전조건에서 $23Nm^3/h$ 이상의 수소 생산이 가능하였으며 73% 이상의 개질 효율을 나타내었다. 개발된 천연가스 수증기 개질기는 향후 수소 정제용 PSA(Pressure Swing Adsorption) 시스템과 연계하여 수소충전소 국산화 엔지니어링 설계 패키지 개발의 핵심 기 술로 사용할 계획이다.시간 정도 운전한 후 시스템을 정지하였다 메탄 전환율과 일산화 탄소 농도, 열효율을 모니터링 하고 있으며, 현재까지 초기 성능을 그대로 유지하고 있다. 앞으로 일일시동-정지 운전 시험을 지속하면서 초기 시동 특성 및 부하 변동에 따른 응답 특성 개선, 그리고 연료전지와의 연계 운전을 실시할 예정이다 한다. 단위 전지 운전 온도 $130^{\circ}C$, 상대습도 37%의 운전 조건에서도 상당히 우수한 전지 성능을 보임에 따라 고온/저가습 조건에서 상용 Nafion 112 막보다 우수한 막 특성을 나타냄을 확인하였다.소/배후방사능비는 각각 $2.18{\pm}0.03,\;2.56{\pm}0.11,\;3.08{\pm}0.18,\;3.77{\pm}0.17,\;4.70{\pm}0.45$ 그리고 $5.59{\pm}0.40$이었고, $^{67}Ga$-citrate의 경우 2시간, 24시간, 48시간에 $3.06{\pm}0.84,\;4.12{\pm}0.54\;4.55{\pm}0.74 $이었다. 결론 : Transferrin에 $^{99m}Tc$을 이용한 방사성표지가 성공적으로 이루어졌고, $^{99m}Tc$-transferrin의 표지효율은 8시간까지 95% 이상의 안정된 방사성표지효율을 보였다. $^{99m}Tc$-transferrin을 이용한 감염영상을 성공적으로 얻을 수 있었으며, $^{67}Ga$-citrate 영상과 비교하여 더 빠른 시간 안에 우수한 영상을 얻을 수 있었다. 그러므로 $^{
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[게시일 2004년 10월 1일]
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