2005년말 현재, 전세계 32개국에서 443기의 원자력발전소가 운영되고 있다. 현재 전체발전량은 약 3,000 TWh이며 전세계 전력공급의 약 16 퍼센트를 차지하고 있다. 2004년말 사용후핵 연료는 전세계 원전의 발전용량 368 GWe에서 매년 11,000 tHM 정도 발생되고 있으며 현재 운영중인 대부분의 원전이 가동정지가 예상되는 2020년에는 445,000 tHM까지 예상되고 있다. 이러한 관점에서, 사용후핵 연료 관리는 전체 IAEA 회원국에게는 그들이 취하고 있는 후행핵 연료주기 정책과 전략에 관계없이 국제협력 등을 통해 가까운 장래에 시급히 그리고 반드시 해결해야 할 필수 사안임이 분명하다. 지난 2006년 5월 15일부터 2주간 제2차 방사성폐기물안전협약 체약국회의가 오스트리아 IAEA본부에서 개최되었다. 동 회의에서 사용후 핵연료에 대한 국가 정책 및 전략, 그리고 그들의 현황, 향후 전망, 정책에 일차적으로 고려한 인자와 이행내용 등이 심층논의되었으며, 향후 개별 국가의 노력 및 국제협력의 방향 등이 확인되었다. 본 논문에서는 상기협약에서 논의된 사용후핵 연료 관리에 대한 국가정책 및 향후 추세 둥을 자세히 기술하였다. 또한 주요국가의 최근 이행내용도 요약정리 하였다.
고리원자로의 핵연로비 추정을 위한 가격 모델을 수립하고 이를 기초로 MITCOST-II 전자계산 code를 써서 고리 발전소의 전수명에 걸친 핵연료주기비를 계산하였다. 사용후 연료를 재처리 하지 않는다는 간단한 핵주기를 가정하였는데 평균 단위 핵연료비는 7.332 mills/Kwhe으로 추정되었으며 이중 우라늄 원광비와 농축비가 85% 이상을 차지하고 있음을 알아내었다. 또한 원광가격과 농축가격의 변동 및 발전소 가동율의 변화에 따른 영향을 계산했으며 그 결과 핵연료비가 원광가격 변동에 매우 민감하게 변화한다는 사실도 알아내었다. 따라서 경제적으로 전력을 생산하기 위해서는 적기에 염가로 우라늄을 확보할 수 있도록 노력을 기울여 야 한다고 제안하였다.
국내 원자력발전은 현재 두 번째로 큰 전력 공급 방법이며 원전의 수 역시 증가되는 것으로 계획되어 있다. 그러나, 원자력발전에 의해 발생되는 사용후핵연료에 대해서는 아직 명확한 관리 정책이 확립되어 있지 않다. 원자로 이 후 핵물질 흐름과 관련된 후행 핵연료주기는 사용후핵연료 관리를 위한 기술들의 집합이다. 따라서, 사용후핵연료 관리 정책은 핵연료주기 선택과 함께한다. 핵연료주기 선택의 중요 항목은 경제성으로 이는 사적비용과 함께 외부비용을 더해 결정되어야 한다. 직접비용 인 사적비용과 달리 간접비용인 외부비용에 대한 연구는 원전에 집중되어 있으며 핵연료주기에 대한 연구는 없는 상황이다. 본 연구에서는 핵연료주기에 적용할 수 있는 외부비용 항목들을 도출하고 정량화를 시도하였다. 핵연료주기 외부비용 평가를 위해 고려될 수 있는 핵연료주기로 OT(직접처분), DUPIC(PWR-CANDU 연결), PWR-MOX(PWR 습식재처리), Pyro-SFR (파이로 처리와 고속로 연계)의 네 가지를 선정하였다. 원자력발전의 외부비용 평가에 고려되었던 항목들을 분석하여 핵연료주기에서 에너지 공급 안보비용, 사고위험비용과 수용성 비용을 외부비용 항목으로 도출하고 추산하였다.
Demand for RW transportation is expected to increase due to the continuous generation of RW from nuclear power plants and facilities, decommissioning of plants, and saturation of spent fuel temporary storage facilities. The locational aspect of plants and radiation protection optimization for the public have led to an increasing demand for maritime transportation, necessitating to apprehend the overseas and domestic current status. Given the potential long-term radiological impact on the public in the event of a sinking accident, a pre-transportation exposure assessment is necessary. The objective of this study is to investigate the overseas and domestic RW maritime transportation current status and overseas dose assessment cases for the public in sinking accident. Selected countries, including Japan, UK, Sweden, and Korea, were examined for transport cases, Japan and the U.S were chosen for dose assessment case in sinking accidents. As a result of the maritime transportation case analysis, it was performed between nuclear power plants and reprocessing facilities, from plants to disposal or intermediate storage facilities. HLW and MOX fuel were transported using INF 3 shipments, and all transports were performed low speed of 13 kn or less. As a result of the dose assessment for the public in sinking accident, japan conducted an assessment for the sinking of spent fuel and vitrified HLW, and the U.S conducted for the sinking of spent fuel. Both countries considered external exposure through swimming and working at seashore, and internal exposure through seafood ingestion as exposure pathway. Additionally, Japan considered external exposure through working on board and fishing, and the U.S considered internal exposure through spray inhalation and desalinized water and salt ingestion. Internal exposure through seafood ingestion had the largest dose contribution. The average public exposure dose was 20 years after the sinking, 0.04 mSv yr-1 for spent fuel and 5 years after the sinking, 0.03 mSv yr-1 for vitrified HLW in Japan. In the U.S, it was 1.81 mSv yr-1 5 years after the sinking of spent fuel. The results of this study will be used as fundamental data for maritime transportation of domestic RW in the future.
제2차 전력수급기본계획에 의거 2017년까지 계획된 원자로만을 대상으로 심지층 처분시스템 설계 시 필요한 국내 사용후핵연료의 발생량, 제원적 특징, 초기농축도 및 방출연소도 등에 대하여 현재 및 미래 현황을 파악하고 예측하였다. 2057년까지 PWR 및 CANDU 사용후핵연료 발생량은 각각 20,500 및 14,800 MTU로 나타났다. 초기 농축도에 대해서는 4.5 wt.% 이하를 갖는 사용후핵연료가 96.5%를 차지하는 것으로 나타났다. 사용후핵연료의 평균 방출연소도는 90년대 후반에는 36 GWD/MUT 전도, 2000년대 초반에는 40 GWD/MTU를 나타냈으며, 2000년대 중 후반부터는 45 GWD/MTU가 될 것으로 나타났다. 광범위한 분석 및 예측 결과, 총 처분물량을 대표할 수 있는 가상적인 기준 사용후핵 연료는 16 6 한국표준형연료, 단면적 $21.4cm\times21.4cm$, 길이 453cm, 무게 672 kg, 초기 농축도 4.5 wt.%, 방출연소도 55 GWD/MTU로 나타났다.
Boyarintsev, Alexander V.;Stepanov, Sergei I.;Chekmarev, Alexander M.;Tsivadze, Aslan Yu.
Nuclear Engineering and Technology
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제52권1호
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pp.109-114
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2020
This work presents the results of laboratory scale tests of the CARBOFLUOREX (CARBOnate FLUORide EXtraction) process - a novel technology for the recovery of U and Pu from the solid fluorides residue (fluorination ash) of Fluoride Volatility Method (FVM) reprocessing of spent nuclear fuel (SNF). To study the oxidative leaching of U from the fluorination ash (FA) by Na2CO3 or Na2CO3-H2O2 solutions followed by solvent extraction by methyltrioctylammonium carbonate in toluene and purification of U from the fission products (FPs) impurities we used a surrogate of FA consisting of UF4 or UO2F2, and FPs fluorides with stable isotopes of Ce, Zr, Sr, Ba, Cs, Fe, Cr, Ni, La, Nd, Pr, Sm. Purification factors of U from impurities at the solvent extraction refining stage reached the values of 104-105, and up to 106 upon the completion of the processing cycle. Obtained results showed a high efficiency of the CARBOFLUOREX process for recovery and separating of U from FPs contained in FA, which allows completing of the FVM cycle with recovery of U and Pu from hardly processed FA.
미국의 고급 연료 사이클 이니셔티브 (AFCI) 추진에 이어, 동적 연료 시뮬레이션을 사용하여 글로벌 연료 사이클 이니셔티브 (GFCI)에 대한 분석 제안이 조사되었다. 정치적, 경제적 측면은 핵물질의 특정 특성으로 인해 동시에 고려된다. 미국의 고급 연료 사이클 이니셔티브 (AFCI) 추진에 이어, 동적 연료 시뮬레이션을 사용하여 글로벌 연료 사이클 이니셔티브 (GFCI)에 대한 분석 제안이 조사되었다. 정치적, 경제적 측면은 핵물질의 특정 특성으로 인해 동시에 고려된다. 사용된 핵연료의 미국의 고급 연료 사이클 이니셔티브 (AFCI) 추진에 이어, 동적 연료 시뮬레이션을 사용하여 글로벌 연료 사이클 이니셔티브 (GFCI)에 대한 분석 제안이 조사되었다. 정치적, 경제적 측면은 핵 물질의 특정 특성으로 인해 동시에 고려된다. 사용된 핵연료 (SNF)는 핵 확산 금지 조약 (NPT) 면제 국가와 NPT 제외 국가에 의해 재처리로 처리된다. 그렇지 않으면, 열처리 및 저장소는 NPT 제한 없이 수행 될 수 있다. 또한 국제 무역은 에너지 생산이 GFCI의 주요 이슈인 경제적 측면으로 간주된다. 동적인 시뮬레이션은 2050 년까지 이루어졌다. 국제 무역의 결과는 점차적으로 증가하는 모습을 보여준다. 또한 원자력 발전소 운영은 단계적으로 증가하고 있음을 보여준다.
Pyroprocessing is the optimal means of treating spent metal fuels from metal fast fuel reactors and is proposed as a potential option for GNEP in order to meet the requirements of the next generation fuel cycle. Currently, efforts for research and development are being made not only in the U.S., but also in Asian countries. Electrorefining, cathode processing by distillation, injection casting for fuel fabrication, and waste treatment must be verified by the use of genuine materials, and the engineering scale model of each device must be developed for commercial deployment. Pyroprocessing can be effectively extended to treat oxide fuels by applying an electrochemical reduction, for which various kinds of oxides are examined. A typical morphology change was observed following the electrochemical reduction, while the product composition was estimated through the process flow diagram. The products include much stronger radiation emitter than pure typical LWR Pu or weapon-grade Pu. Nevertheless, institutional measures are unavoidable to ensure proliferation-proof plant operations. The safeguard concept of a pyroprocessing plant was compared with that of a PUREX plant. The pyroprocessing is better adapted for a collocation system positioned with some reactors and a single processing facility rather than for a centralized reprocessing unit with a large scale throughput.
The thermal stability of carbohydrazide, hydrazine nitrate, acetohydroxamic acid in nitric acid solutions has been studied at atmospheric pressure and above atmospheric pressure. The volumes of gaseous products of thermolysis and the maximum rate of gas evolution have been determined at atmospheric pressure. It has been shown that, despite the high rate of gas evolution and large volumes of evolved gases, the conditions for the development of autocatalytic oxidation are not created. Exothermic processes are observed in a closed vessel in the temperature range of 50-250 ℃. With an increase in the concentration of nitric acid, the temperatures of the onset of exothermic effects for all mixtures decrease, and the values of the total thermal effects of reactions increase, to the greatest extent for solutions with carbohydrazide.
The interaction between UN and CdCl2 in the LiCl-KCl molten eutectic was studied at 1023 K. The chlorination was monitored by sampling and recording the redox potential of the medium. At 1023 K the chlorination of UN with cadmium chloride in the molten LiCl-KCl eutectic proceeds completely and results in the formation of uranium chlorides. The melts of the LiCl-KCl-UCl3 or LiCl-KCl-UCl4 compositions can be obtained by the end of experiment depending on the presence of metallic cadmium in the reaction zone. The higher the concentration of the chlorinating agent, the faster the reaction rate. At [CdCl2]/[UN] = 1.65 (10% excess) the reaction proceeds to completion in about 7.5 h. At [CdCl2]/[UN] = 7 the complete chlorination takes 2.5-3 h.
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[게시일 2004년 10월 1일]
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