원자력발전소 증설에 따라 핵연료 피복관의 생산량이 증가 할 것으로 예상되며, 튜브 제조 시 발생되는 지르코늄(Zr) 스크랩 역시 증가 할 것으로 판단된다. 지르코늄(Zr) 정련기 대용량화와 회수율 향상을 위한 사전 연구로서 LiF-KF-ZrF4 불화물의 염에서 다전극을 이용하여 전해정련실험을 실시하였다. LiF-KF-ZrF4염에서는 -0.8 V(vs.Ni)에서 환원전위가 관찰되었으며, 분극 거동 관찰 결과 전극의 개수가 증가할수록 셀의 저항이 낮아져 인가전류량이 증가하였다. 6개의 다 전극을 이용하여 정련 실험을 한 결과 가장 낮은 전류밀도인 25.64 mA/cm2조건에서 98%의 회수율로 가장 높은 회수율은 보였다. XRD 및 TG 분석 결과 순수한 Zr이 회수되었으며, ICP 분석결과 양극재의 기본 불순물 함량을 포함한 순도 97.8% 보다 낮은 불순물의 함량을 포함한 순도 99.92%의 Zr을 나타내었다. 폭 20 mm 높이 65 mm의 전극 6개를 사용시 전력소모율은 7.15 kWh/Kg으로 크롤 공정대비 39.7% 전력을 소모하게 된다. 다 전극 사용 시 단일 전극 사용에 비해 인가전류와 셀 효율 및 회수율 증대로 대용량화를 위한 효율적인 기술로 판단된다.
월성원자력환경센터 중저준위방사성폐기물 처분시설은 서로 다른 방식의 처분시설이 혼재하고, 월성 원자력발전소와도 인접해있다. 이와 같은 높은 복잡성으로 인해 처분시설 안전성 평가 시 보다 면밀한 현상이해가 필요하다. 기존 1단계 사일로 처분시설의 성능평가모델들에 포함된 불필요한 보수성을 줄이고 복합처분시설에 대한 보다 실제적인 성능을 파악하기 위해서는 다차원 수리/핵종이동 모델이 필요하다. 이와 함께 향후 복합처분시스템의 특성에 기인한 다양한 불확실성을 관리하고 파라미터의 중요도를 분석하기 위해 많은 계산이 필요할 것으로 예상하며, 이를 위해 보다 효율적인 성능평가 모델이 요구된다. 본 논문에서는 두 요건을 충족시키기 위해 수리성능 모델과 핵종이동 모델을 연계한 2단계 천층처분시설의 근계영역 2차원 통합성능평가 모델을 개발하였다. 수리 및 핵종이동은 PORFLOW와 GoldSim 전산 코드를 이용해 평가하였으며, GoldSim 핵종이동 모델은 PORFLOW 핵종이동 모델과의 벤치마크를 통해 검증하였다. GoldSim 모델은 계산효율이 뛰어났으며 기존의 모델에 비해 핵종이동거동을 이해하는데 용이하였다.
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.
본 연구에서는 연안 환경에 대한 대표적인 지상 원격 관측 기기인 Ocean Radar를 이용하여 장기파랑관측을 수행하였다. 지상에 설치한 기기로부터 이루어지는 원격 관측은 소수의 현장 기기 개수로는 관측할 수 없는 넓은 범위의 해역을 통시에 관측할 수 있고 또한 높은 빈도의 지속적인 관측이 가능한 장점이 있다. 장기관측을 위한 Ocean Radar는 과거 지진해일에 의한 피해가 발생하고, 원자력 발전소가 위치한 한국 동해안의 삼척지역에 대해 장기관측을 수행하였으며, 원격관측의 적용성을 검토하기 위해 수압식 파고계를 설치하여 각각의 조사자료를 비교하였다. 원격파랑관측은 연구대상해역 전면에 독일 Helzel사에서 개발된 Array type의 HF-RADAR인 WERA (WavE RAdar)를 2개소에 설치하여 자료를 취득하였으며, 장기간 연속된 관측된 자료의 취득률을 분석해본 결과, Ocean Radar 가 설치된 두 Site의 중심에서 약 24km이며, 약 27km의 범위 내에서는 Wave 자료가 90% 이상 취득되었으며, 시계열로 분석한 결과, 결측된 시간이 전체 계측기간의 1% 미만이다. 직접관측방식인 수압식 파고계와 관측자료를 비교한 결과, RMS 편차는 20cm 이내이며, 상관계수가 0.84 ~ 0.87로 높은 상관관계를 가지는 것으로 분석되었다. 따라서, 금회적용한 Ocean Radar는 기존의 파랑 계측 장비를 대체하여 장기간 면적 파랑관측이 가능할 것으로 생각된다.
우리나라에서 발생하는 사용후핵 연료를 CANDU형과 PWR형 2종류로 구분한다. PWR형 사용후핵 연료의 경우 적절한 공정을 거쳐 원료물질로 다시 사용할 수 있는 물질을 많이 포함하고 있어 재활용 공정을 고려할 수 있다. CANDU형 사용후핵 연료는 천연 우라늄을 원료물질로 사용하고 있어 재활용 가능성이 거의 없으므로 직접 처분을 고려하고 있다. 본 논문에서는 PWR형과 CANDU형 사용후핵연료 모두를 직접 처분하는 개념으로 개발한 한국형 사용후핵연료 처분시스템을 바탕으로 CANDU형 사용후핵연료 처분 시스템을 향상시키는 방안을 도출하고자 하였다. 이를 위하여, 현재 원자력발전소에서 사용하고 있는 사용후핵연료 60 다발(Bundle) 용량의 저장바스켓을 포장 활용하는 방안으로 처분용기 개념을 개선하였다. 이들 개선한 처분용기를 기반으로 하여 사용후핵연료의 심지층 처분시스템에 있어서 주요한 제한요건인 폐기물로부터 발생된 열로 인하여 완충재의 온도가 $100^{\circ}C$를 넘지 않도록 하는 요건을 만족시키면서 효율을 향상시킨 처분시스템 개념을 제시하였다. 제시한 처분 시스템 개념들은 장기저장 및 회수성이 용이한 방안을 도입한 개념과 개선한 처분용기를 1개 처분공에 2단으로 처분하는 것으로서 이들 개념을 기존 한국형 처분시스템과 효율성 측면 에서 비교 분석하였다. 본 연구를 통하여 얻은 CANDU 사용후핵연료 처분개념은 단위면적당 열효율, U-density, 처분면적, 굴착량, 완충재 및 폐쇄 물질량을 30~40 %까지 효율을 향상시킬 수 있었다.
제3차 전력수급기본계획에 근거하여 현재 운영중이거나 계획중인 원자력발전소에서 발생할 사용후핵연료의 양과 특성을 추정하였다. 본 연구에서 고려된 대상 특성은 핵연료집합체에 대한 제원, 핵연료봉 배열, 무게, $^{235}U$ 초기 농축도 및 방출연소도이다. 이들은 파이로공정 시설을 설계하는데 필수적인 것이다. 2077년말까지 가압경수로 사용후핵연료의 예상발생량은 약 23,000 tU이 될 것으로 보인다. $^{235}U$ 초기 농축도 4.5 wt.% 이하를 갖는 사용후핵연료의 비율은 전체 발생량의 약 95%를 차지할 것이며, 16$\times$16 배열을 갖는 핵연료집합체는 74%를 차지할 것 같다. 현재 사용후핵연료의 평균연소도는 45 GWd/tU인데 반해, 2010년대 중 후반 이후 발생할 사용후 핵연료의 평균연소도는 55 GWd/tU이 될 것 같다. 이상의 결과에 따라 파이로공정 시설의 설계를 위한 기준 사용후핵연료를 도출하였다. 예상 사용후핵연료는 21.4 cm $\times$ 21.4 cm의 단면적, 453 cm의 길이, 672 kg의 질량, 4.5 wt.%의 $^{235}U$ 초기 농축도 및 55 GWd/tU의 방출연소도를 갖는 16$\times$16 한국표준형연료가 타당할 것으로 판단된다.
원자력발전소내 습식저장중인 사용후핵연료의 건식저장을 위해서는 캐니스터 내부에 사용후핵연료를 옮겨 담은 이후, 건식저장 캐니스터 내장품이나 사용후핵연료 다발의 부식방지 및 피복관의 열화방지를 위해 모든 수분은 제거해야 한다. 캐니스터 내부의 수분을 제거하는데 사용할 수 있는 기체강제순환 건조시스템 개발을 위한 연구개발이 진행중이다. 본 연구에서는 기체강제순환 건조시스템 설계, 제작을 위한 예비설계를 수행하였다. 예비설계에는 캐니스터 내부 잔존수분 제거를 위한 건조사례조사, 건조관련 규격이나 표준, 건조합격기준, 건조장치구성, 현장요구분석, 습식저장중인 사용후핵연료 특성을 포함하였다. 예비설계를 통하여 기체강제순환 건조시스템의 설계 개념도와 P&ID를 도출하였고, 이를 활용하여 건조시스템 제작을 위한 상세설계를 수행할 것이다.
본 연구는 홍조 16종에 대해서 경남 양산군 대송리의 자연개체군을 대상으로 사분포자체 및 과포자체의 출현시기를 파악하였다. 그 결과 G. furcata가 춘$\cdot$하계에 L. intermedia, L. undulata, R. intricata는 하계에, C. dasyphylla, H. charoides는 추계에, C. affinis, P lanceolata, C. ocellatus, A. polyneurum, G. flabelliformis, G. intermedia, C. parvula, C. Paniculatum는 하계와 추계에 사분포자 및 과포자를 형성하여 뚜렷한 계절성을 보였다. 조사대상 16종 중에서 G. flabelliformis, G. intermedia, R. intricate에서는 과포자상(carposporic phase)만 관찰되었고, P. telfairiae, H. charoides, C. parvula, C. Paniculatum에서는 사분포자상(tetrasporic phase)만이 관찰되었다. 이 중 G. flabelliformis는 고수온역인 고리 원자력 발전소취수구에서는 사분포자상만이, 또 C. paniculatum는 과포자상만이 형성되어 자연개체군의 생활사는 불안정하며, 또 수온에 의해 지역적으로 제한됨을 시사하였다. 또한 과포자상 및 사분포자상을 갖는 종 중에서 C. affinis는 과포자상이 우세한 종이며, G. furcata, C. ocellaltus, C. dasyphylla, S. latiuscula는 사분포자상이 우세하였다. 또 C. affinis, C. ocellatus, A. polyneurum, C. dasyphylla, L. intermedia, L. undulata에서는 과포자상의 출현후 1개월 이내에 사분포자상이 출현하는 것으로 나타났다. 생식세포의 형성시기와 생체량의 변동은 생식세포를 형성하는 시점에서 생체량이 극대화되고, 생식세포를 방출하면서 생체량이 점차 감소하는 것으로 나타났다.
원자력 발전소에서 발생되는 제염폐수에 함유된 Oxalic acid와 Citric acid를 고급산화방법(Advanced Oxidation Process) 중의 하나인 $UV/H_2O_2$를 적용하여 이들 물질의 분해특성 및 최적처리조건을 파악하고자 하였다. 이를 위하여 각각의 물질에 대하여 $H_2O_2$나 UV를 단독사용할 경우, pH 및 과산화수소의 주입량 변화, Oxalic acid와 Citric acid의 농도변화에 따른 분해특성에 대하여 조사하였다. $H_2O_2$나 UV만으로도 완전분해가 가능한 반면 Citric acid는 같은 파장의 UV만으로는 분해가 잘되지 않는 것으로 조사되었다. 또한 과산화수소와는 두 물질 모두 반응성이 없는 것으로 조사되었다. 산화공정에서 반응속도상수, 반응시간, 제거효율, 과산화수소 소모량 등에 대한 결과를 종합한 결과 Oxalic acid의 경우 pH 4 이하의 낮은 pH에서, Citric acid는 pH 4~6 정도의 약산성 부근에서 높은 분해효율을 나타내는 것으로 조사되었다. 최적 pH에서는 과산화수소의 주입량이 증가할수록 두 물질 모두 제거효율이 증가하는 것으로 조사되었으나 과산화수소의 주입량이 200 mg/L 이상을 초과하는 경우에는 과산화수소에 의한 OH radical trap에 의하여 제거효율이 감소하는 것으로 조사되었다. 이상의 결과 $UV/H_2O_2$ 광분해에 의한 Oxalic acid와 Citric acid의 처리시 pH 4에서 과산화수소 주입량 200 mg/L일 경우 가장 효율적인 것으로 조사되었다.
본 논문에서는 원전용 계측 제어기기를 진단하고 유지 보수하기 위한 무선통신기술의 국내외 적용 사례, 프로토콜(Wi-Fi, Zigbee, Z-wave, WirelessHart 등) 및 그에 따른 전파특성을 조사하였다. 또한, 원전 내 무선통신기술 적용시 우려되는 전자파 간섭(EMI/RFI)과 관련하여 국내 규제지침 KINS/RG-N03.09(개정 2판)에서 승인한 RG. 1.180(Regulatory Guide 1.180 rev.1), MIL-STD 461E, 및 IEC 61000-4의 차이를 분석하였다. 추가적으로 기존의 EMC 관련 규제에 포함되어 있지 않았던, 실내 환경에서의 구조적 특징, 전파산란 및 차폐효과, 실내 감쇄모델을 고려한 전자파 영향성 평가요소에 대해서도 연구하였다.
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[게시일 2004년 10월 1일]
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