• Journal of Nuclear Fuel Cycle and Waste Technology(JNFCWT)
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• v.14 no.3
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• pp.289-295
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• 2016

Kori Unit 1, the first PWR (Pressurized Water Reactor) plant in Korea, began its commercial operation in 1978 and will permanently shut down on June 18, 2017. After moving the spent fuels to SFP (Spent Fuel Pool) system, Kori Unit 1 will perform a full system chemical decontamination to reduce radiation levels inside the various plant systems. This paper will describe the operation concept of the full system chemical decontamination for Kori Unit 1 based on experiences overseas.

• Journal of Nuclear Fuel Cycle and Waste Technology(JNFCWT)
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• v.8 no.2
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• pp.91-97
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• 2010

As nuclear power plants are getting older, interests on a decontaminating process are increasingly attracting more attention. Chemical decontamination is crucial to lower the production of radioactive waste and radiation dose rate. Prior to this, oxidizers and detergents for target material should be chosen so as to decontaminate major systems and components of a nuclear power plant chemically. In order to decontaminate it properly, it is crucial to have information about the chemical composition and crystalline structure of CRUD, analyzing its samples from the target or the decontamination system with components. However, there is no program which enables the extraction of samples directly from the object or the decontamination system with components carrying genuine radioactivity. Therefore, it is limited to samples from corrosion products carrying partial radioactivity as a resource. The composition of CRUD varies considerably depending on refueling cycle because it is closely related to the constituent of basic material. After settling a target, it is crucial to analyze and obtain analytical information about CRUD as a decontamination target. In this paper, various technologies for manufacturing simulated CRUD are introduced as alternatives to unattained samples. A metal oxide or metal hydroxide was used to synthesize simulated cruds having chemical compositions and crystalline stricture similar to the actual one by 12 different methods. CRUD 4(metal oxides in the autoclave vessel) and CRUD 10(metal oxides in a crucible after hydrazing pretreatment)were chosen as the best method for Type 1 and Type 2.respectively. As these CRUD can be synthesized easily without using any specialized equipment or reagents in a short time and in large quantities, they are expected to stimulate the development of decontaminating agents and processes.

• Proceedings of the Korean Institute of Surface Engineering Conference
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• 2017.05a
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• pp.135-135
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• 2017

제염기술은 원자력발전소의 순환계통장치 및 기기류의 방사성 오염물질을 제거하는 기술이다. 현재 국내 원전의 설계 수명 및 유지보수 시기가 도래함에 따라, 작업 전 작업자의 방사선 피사량을 극소화하기 위한 제염 기술이 주목을 받고 있다. 제염 방법에는 크게 기계적 제염과 화학약품을 사용하는 화학제염이 있다. 그 중 화학제염은 복잡한 구조의 제염 대상물에 대한 큰 효과 및 간단한 공정 때문에 주로 사용되고 있다. 제염 시 방사성 산화물과 오염성분을 제거하기 위해 강산 또는 강알칼리의 화학용액이 사용된다. 강한 화학약품을 사용함으로써 큰 제염효과를 얻을 수 있는 반면, 금속 재료의 부식에 대한 구동력도 커지게 된다. 금속 재료의 경우, 강한 부식성 환경에서 공식(pitting corrosion) 및 입계부식(intergranular corrosion)형태의 손상이 크게 발생하기 때문에, 제염공정 시 사용되는 화학용액에 대한 재료의 건전성 검증이 반드시 필요하다. 본 연구에서는 원전기기용 재료인 니켈합금강 Inconel600의 화학제염 시 시험공정 3가지에 대한 부식손상 특성을 규명하였다. 산화공정은 $HMnO_4$ 실험용액을 공통으로 사용하였으며, 산화공정 종료 후 환원공정은 각 시험공정에 따라 환원공정 1은 2000ppm $H_2C_2O_4$, 환원공정 2는 1500ppm $H_2C_2O_4$ + 500ppm $H_8C_6O_7$, 그리고 환원공정 3은 3000ppm $H_2C_2O_4$ 실험용액을 각각 투입하여 수행하였다. 산화, 환원공정을 1Cycle로 하여 온도 $75^{\circ}C$로 유지된 용액에 각 2시간씩 침적하였다. 각 시험공정 별로 총 5Cycle을 실시하였다. 각 시험공정 Cycle종료 후 시험편을 취외하여 무게감량측정, SEM(Scanning electron microscope)분석, 3D현미경분석 그리고 타펠분극 실험을 실시하였다. 각 분석결과를 토대로 하여, 니켈합금 Inconel600에 대한 화학제염 시 시험공정에 따른 부식특성을 규명하였다.

• Proceedings of the Korean Radioactive Waste Society Conference
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• 2009.06a
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• pp.63-64
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• 2009

변환시설의 해체 시 발생한 해체폐기물은 2009년 현재까지 약 354톤이며, 이들 중 탱크, 배관, 반응기, 펌프류 동의 해체금속폐기물이 약 191톤으로 54% 를 차지하고 있다. 이들 해체금속폐기물은 제염 처리공정을 통하여 전량 자체처분폐기물로 전환시키는 것을 목표로 두고 있다. 이는 오염된 금속류를 효과적으로 제염한 다음 자체처분시킴으로서 방사성폐기물에 대한 처분비용을 저감할 수 있기 때문이다. 해체금속폐기물 중 스테인레스강 해체폐기물은 질산 용액을 사용한 초음파화학제염공정으로 제염한 후 자체처분폐기물로 53톤을 전환하였다. 탄소강 해체물의 경우 스팀제염공정으로 제염한 결과 제영 효율은 좋았으나 변환시설 가동 중 유지 보수를 위하여 페인팅을 하였던 해체물의 경우 페인트를 제거하지 않을 경우 스팀제염장치로는 제염이 안 되었다. 탄소강 해체금속폐기물은 약 117톤 발생하였으며, 이들 중 모터, 펌프 등을 제외한 제염 대상 폐기물은 약 80톤이며, 이들을 용융 제염 및 감용을 위하여 기초 연구를 수행한 결과를 바탕으로 약 180kg/batch 용량의 금속용융제염 설비를 제작 설치하여 탄소강 해체금속폐기물 용융제염 처리를 수행 중에 있다. 금속용융은 장치가 간단하고 폐기물 처리량이 비교적 적고 단속적인 운전에 매우 효과적인 고주파 유도로를 사용하였다. 용융장치는 고주파 발진장지와 용해로체로 구성된 고주파 유도설비와 냉각계통으로 구성된다. 고주파발진장치는 철제 200kg을 용해할 수 있는 용량을 갖추었으며, 실험 및 실제 처리 등 용해로체의 크기 변경이 필요할 경우에는 고주파발진기의 출력 주파수를 변경할 수 있게 하였다. 용융 장치의 발진기 부분의 입력전원은 3상, 440V, 60Hz 이며, 출력전원은 200kW, 출력주파수는 lkHz, 3kHz, 5kHz로 구성되어 있으며, 회당 180kg 의 폐기물을 용융할 시에는 3kHz로 고정하여 사용하였다. 용해로체 부분 중 고주파유도가열부는 heating coil 및 절연부로 구성되어 있고, 그 외 support frame과 lever로 구성되어 있다. 용해로체와 고주파 발진장치의 냉각을 위한 냉각설비는 냉각기와 냉매의 저장을 위한 저장조로 구성되어 있으며, 냉각기의 용량은 20RT 이다. 용융로체의 직경은 약 28cm로 크기가 큰 해체물의 장입이 어려워 작은 크기로 세절을 해야만 하며，용융로의 용량을 증가시킬 경우 해체물을 작은 크기로 세절하는 비용을 절감할 수 있을 것이다. 용융 중 시료 채취는 매 배치마다 수행하였으며, 그림3과 같은 시료 채취용 주형 틀에 국자모양의 채취기로 채취하였다. 해체물의 용융시 ingot를 생성하기 위해서 주형틀에 용융물을 장입하기 전 시료를 채취하였다 그림4는 생성된 ingot이며, 이들의 방사능 농도는 배치마다 차이는 있지만 최대 0.05 Bq/g 이하로 나타나 자체처분 폐기물로 전량 전환 가능하였다 그림5 는 해체물에 함유된 우라늄과 불순물을 제거한 슬래그로 방사능농도는 약 12Bq/g 으로 나타났으며, 이들의 발생량은 약 3wt% 정도로 폐기물 발생량이 작았다. 따라서 금속폐기물의 경우 용융제염으로 처리할 경우 폐기물 발생량을 최대로 줄일 수 있어 처리 효율이 기타 처리 공정보다 효율적인 것으로 판단된다.