부산 금정구일대의 암석, 토양 및 토양가스 내 주요 환경방사성 핵종들($^{40}K$, $^{228}Ac$, $^{226}Ra$, $^{222}Rn$) 및 U의 분포 특성에 대하여 연구하였다. 연구지역의 화강암질 암석들에서 환경방사성 핵종들의 방사능은 $^{40}K$>토륨붕괴계열>우라늄붕괴계열 순으로 낮게 나타나 화강암질 암석에서 U에 비해 Th이 상대적으로 많이 부화됨을 잘 나타내고 있다. 그러나 암석 내 U 농도 및 $^{226}Ra$ and $^{228}Ac$ 방사능은 암석의 분화단계를 잘 반영하지 못하고 있다. 잔류토양 내 환경방사성 이 핵종들의 방사능과 U의 농도는 모암에 비해 높게 나타나며. 토양가스, 토양 및 암석에서 환경방사성 핵종들의 분포는 낮은 정의 상관관계를 보인다. 이러한 사실들은, 토양가스 및 토양에서 환경방사성 핵종들의 방사능은 모암에 의한 영향보다, 암석의 풍화작용과 토양형성작용 동안 이들 핵종들과 모핵종들의 용탈 및 흡착 등의 거동 특성에 의한 영향을 더 크게 받음을 시사한다.
중성자와 우라늄의 핵반응에 의해 생성된 핵분열생성들의 물리적 특성을 이용하며 원자로 내의 핵연료 상태를 해석하는 모델을 개선하였다. 이 모델에서는 고체 핵연료 내에서 특정핵종의 핵분열 생성물의 생성과 이것이 원자로 냉각재까지 방출되는 과정을 계산하고 추적하여 방사능농도와 결함 핵연료봉의 수를 관계짓는 방정식의 계수들을 결정한다. 핵분열생성들의 거동은 이탈(knock out)과 이동(migration) 두 부분으로 나누어 해석하였으며 트램프 우라늄의 영향을 분리할 수 있도록 하였다. 실측자료로는 가압 경수형 원자로인 고리 원자력발전소 1호기의 1차 냉각재를 분석해서 얻은 I-131과 I-133의 방사능 강도를 이용하였다. 이 실험자료와 위 방정식에서 구한 방사능 강도로부터 구한 결함 핵연료의 수는 제 3 주기에서 $9.34{\pm}1.13$개 제 6 주기에서 $0.294{\pm}0.092$개로 나타났다.
디옥소우라늄(VI) (우라닐) 이온과 질산 이온과의 상호작용을 산소-17 핵자기공명분광법으로 연구하였다. $UO_2NO_3{^+}$의 우라닐 산소 원자(이후 우라닐 산소)의 산소-17 공명신호는 우라닐 이온의 그것보다 낮은 자기장에서 나타났다. $UO_2NO_3{^+}$의 안정도상수를 5, 15, 25, $35^{\circ}C$에서 질산 이온 농도에 따른 산소-17 화학적 이동의 변화로부터 구했으며, 그 값은 이온강도에 따라 달랐다. 안정도상수의 온도 의존성으로부터 계산한 열역학적 파라미터는 다음과 같다: ${\Delta}H=-(27.2{\pm}1.7)kJ\;mol^{-1}$와 ${\Delta}S=-(110{\pm}7)JK^{-1}mol^{-1}$. 우라닐 이온과 여러가지 음이온의 배위자와의 1:1 착물형성 반응에 대한 엔탈퍼와 엔트로피 사이에는 직선관계가 있었다.
우라늄 변환시설 내의 lagoon 슬러지의 처리 공정에서 발생하는 고농도 질산염 폐액의 처리를 위해 질산염 폐액의 열역학 및 열분해 특성을 조사하였다. 열역학적 특성은 고농도 질산염 폐액의 조성을 바탕으로 COACH와 GEMINKI II를 사용하여 조사하였으며, 열분해 특성은 TG/DTA, XRD 분석을 통하여 실제 질산염 폐액에 대하여 조사하였다. 폐액 내 함유 성분 중 $NH_4NO_3$는 $^250{\circ}C$에서 모두 분해되었으며, 잔류물의 대부분을 차지하는 $NaNO_3$는 $730^{\circ}C$에서 분해되는 것으로 나타났다. $NaNO_3$의 분해생성물인 불안정한 $Na_2O$를 안정한 화합물로 변화시켜 주기 위하여 $Al_2O_3$를 첨가할 경우 $NaNO_3$는 $450^{\circ}C$의 낮은 온도에서 분해 가능하였다. 이 같은 열역학 및 열분해 특성을 바탕으로 고농도 질산염 폐액의 처리 공정도를 제시하였으며, 특성 자료는 공정 모사의 기초 자료로 활용될 것이다.
IAEA자료에 의하면 원자력 발전용 원자로는 1998년말 현재 세계 32개국에서 434기가 운전중이며, 총 출력은 3억 4889만kW인 것으로 나타났고, 이는 세계 총 발전량의 17%를 담당하는 것으로 확인되었다. 그러나 농축 우라늄 고체 핵연료를 사용하는 발전로 개념은 근본적으로 핵물질 SEU(Slightly Enriched Uranium)를 생산하기 위한 235U 농축과 노내에서 238U의 중성자 포획으로 전환.생성되는 Pu의 누적에 따른 핵확산 우려, 고준위 방사성 폐기물로 취급되는 사용후 핵연료 처리.처분에 관한 정책적.기술적 장기 전망의 불확실성, 그리고 설계기준사고인 LOCA로부터 중대사고로 이어지는 안전성 문제 등이 대두되고 있다. Th$^{233}$ /U용융염 핵연료주기를 이용하는 발전로 개념은 원자력 발전이 안고있는 고유문제들을 배제 또는 완화할 수 있는 방안으로 고려되고 있다.(중략)
본 연구에서는 고밀집 섬유다발체 내에 수은과 금속이온을 함유한 수용액을 동시에 주입시켜 최소 공간에서 최대한의 수은전극 면적을 갖는 수직형 순환식 수은 모세관 다발체 전극 전해반응 장치가 개발되었다. 이장치의 특성과 안정성을 평가하기 위해 수은과 수용액의 유량 변화에 따른 철(III)과 우라늄(IV)이온의 환원 voltammogram 이 측정되었다. 본 연구에서 개발된 수직형 순환식 수은 모세관 다발체 전극 전해계는 정확히 제어되는 수용액 유량조건에서 수용액내의 금속이온의 산화수 상태 및 농도의 연속적인 분석 및 전해반응 기구 해석에 효과적으로 사용될 수 있음을 알 수 있었다.
가돌리니아 첨가 우라니아에 대한 점결함 모델이 순수 우라니아의 점결함구조를 바탕으로 하여 개발되었다. Gd 도펀트는 금속이온자리에 -1 유효전하를 지니고, 주위의 산소침입형을 밀어내어 산소침입형의 자리를 감소시킨다. 산소 공공 농도가 증가하면 Gd 도펀트는 산소공공과 집합체를 형성하게 된다. 이 점결함 모델은 Gd 도펀트의 양의 증가에 따른 산소포텐샬의 증가와 산소 대금추비율이 2일때 급속한 산소포텐샬 변화를 설명하여, 현존하는 실험값과 좋은 일치를 보였다.
라돈은 암석이나 토양 같은 지각물질에서 발생되는 우라늄($^{238}$ U) 붕괴계열인 라듐($^{226}$ Ra)의 붕괴과정에서 생성된다. 라돈($^{222}$ Rn)은 붕괴하면서 $\alpha$방사선을 방출한다. $\alpha$ 붕괴에 의하여 $^{218}$ Po, $^{214}$ Po, $^{214}$ Bi 등의 자핵종(Radon daughter)을 생성하며, 이 과정에서 인체의 세포를 죽이거나 염색체를 손상시킬 수 있으며, 폐암의 발생 위험률을 높이는 것으로 보고되었다$^{1)}$ . 라돈은 건물의 균열, 연결부위, 혹은 배수관이나 오수간, 주변의 틈을 통해서 실내로 유입된다. (중략)
발암성 물질로 알려진 라돈($^{222}Rn$)은 원래 불활성기체로 자연계에 널리 존재하는 자연방사능으로 암석이나 토양 같은 지각물질에서 발생하는 우라늄($^{238}U$) 붕괴계열인 라듐($^{226}Ra$)의 붕괴과정에서 생성되는 방사성 가스이다. 라돈($^{222}R$)은 $\alpha$붕괴에 의하여 $^{218}Po$, $^{214}Po$등의 자핵종(Radon daughter)을 생성하며, 최종적으로 납($^{210}Pb$)으로 변한다 라돈이 폐에 흡입되면 붕괴하면서 $\alpha$방사선을 방출하는데, 이것이 인체의 세포를 죽이거나 염색체를 손상시킬 수 있으며, 폐암의 발생 위험률을 높이는 것으로 보고되었다. (중략)
본 연구에서는 원전연료 가공시설에서 발생한 콘크리트 폐기물을 자체처분 하기 위란 국내 규제요건을 검토하였고, 매립 및 재활용에 따른 작업자 및 일반인의 방사선학적 위해도를 평가하기 위해 RESRAD Ver. 6.3, RESRAD BUILD Ver. 3.3 전산코드를 사용하여 피폭선량을 평가하였다. 피폭선량 평가 결과에 따라 유도된 처분제한치는 콘크리트 폐기물 매립의 경우 0.1071Bq/g (3.5% 농축우라늄), 재활용의 경우 $0.05515Bq/cm^2$(5% 농축우라늄)이었다. 또한, 자체처분대상 콘크리트 폐기물의 제염 후 잔류방사능을 조사한 결과, 표면오염도는 전체평균이 $0.01Bq/cm^2$(알파방출체), 콘크리트 폐기물 표면에서 채취한 시료의 방사성핵종 분석결과 $^{238}U$은 0.0297Bq/g, $^{235}U$의 농축도는 2w/o 이하였고, 인위적 오염으로 예상되는 $^{238}U$의 농도는 0.0089Bq/g 이었다. 따라서, 자체처분 대상 콘크리트 폐기물의 매립 및 재활용시 일반인 및 작업자에게 미치는 방사선학적 위해도는 원자력관계법령에서 정하는 처분제한치(개인선량 $10{\mu}Sv/yr$, 집단선량 $1man{\cdot}Sv/yr$) 이하임을 확인하였다.
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[게시일 2004년 10월 1일]
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