• 제목/요약/키워드: Spent Fuel Integrity

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사용후핵연료 지하 처분장 배치를 위한 처분공 및 처분터널 간격 분석 (Analysis of the Disposal Tunnel and Disposal Pit Spacing for the Spent Fuel Repository Layout)

  • 이종열;이양;최희주;최종원
    • 방사성폐기물학회지
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    • 제4권4호
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    • pp.393-400
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    • 2006
  • 고준위폐기물 심지층 처분장 설계시 주요한 고려인자는 완충재의 건전성 유지를 위하여 폐기물로부터 발생되는 열로 인하여 완충재의 온도가 $100^{\circ}C$를 넘지 않도록 하는 것이다. 본 연구에서는 이러한 요건을 만족하는 고준위폐기물 심지층 처분장 배치를 위하여 처분터널 및 처분공 간격에 대한 분석을 수행하였다. 이를 위하여, 기준 처분개념을 바탕으로 사용후핵연료의 냉각기간 및 처분터널/처분공 간격을 다양하게 설정하여, 처분시스템에서의 열적 안정성 해석 및 결과를 비교분석하였다. 분석결과, 처분장 열적 요건을 만족하는 배치는 처분터널의 간격 보다는 처분공 간격을 조절하여 배치하는 것이 유리한 것으로 판단되었다. 본 연구의 결과는 심지층 처분시설 설계시 활용될 것이다. 향후, 정확한 부지특성 자료를 통한 상세한 분석이 수행되면, 분석결과의 불확실성을 줄일 것이다.

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국내 원자력시설 및 핵연료 주기에 따른 핵감식 표지물질 활용에 대한 고찰 (A Literature Review on Application of Signature Materials in Nuclear Forensics according to Domestic Nuclear Facilities and Fuel Cycle)

  • 전여령;권다영;한지영;최우철;김용민
    • 한국방사선학회논문지
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    • 제15권1호
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    • pp.37-43
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    • 2021
  • 국내에는 다수의 원자력시설이 존재하며, 지리적으로 비핵화 대상국인 북한을 주변국으로 두고 있다. 변화하는 국제 정세에 따른 선제적 대응으로 대상시설에 대한 핵감식 데이터를 구축할 필요가 있다. 이를 위해 국내 원자력시설 및 핵연료 주기를 고려하여 핵물질 및 기타 방사성물질의 기원 또는 출처를 파악하는데 사용되는 표지물질을 제시하였다. 국내에서는 경수로 및 중수로를 운용하고 있으며 각각 핵연료로 농축 우라늄과 천연우라늄을 사용한다. 국내 선행핵연료주기에서 표지물질은 중수로형 원자력발전소의 연료인 천연우라늄과 우라늄 농축과정의 UF6으로 생각할 수 있다. 국내 후행핵연료주기는 재처리 과정을 제외된 비순환 주기를 채택하고 있어 주요 표지물질은 사용후핵연료가 된다. 해당 물질들에 대해 IAEA 문헌에서 권고하는 표지물질의 시그니처 중요도를 판단하고 조사 항목을 제시하였다. 향후 핵감식에서 핵물질 관리에 대한 무결성 입증과 국가 핵감식 역량을 높이기 위한 핵감식 라이브러리 구축을 위해 국내 원자력시설과 핵연료주기를 고려한 표지물질을 파악하고 해당물질 별 시그니처 데이터를 확보해야 할 것으로 생각된다.

콘크리트의 염화물이온 확산성상에 미치는 온도의 영향 (Influence of Temperature on Chloride Ion Diffusion of Concrete)

  • 소형석;최승훈;서중석;서기석;소승영
    • 콘크리트학회논문집
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    • 제26권1호
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    • pp.71-78
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    • 2014
  • 사용후핵연료의 중간저장시설인 콘크리트 캐스크(cask)는 해안부근에 입지할 가능성이 크기 때문에 염해에 대한 문제가 크게 우려된다. 그리고 염해에 의한 철근의 부식 및 균열발생은 철근콘크리트구조물의 방사선 차폐기능뿐 아니라 구조성능 저하의 주요 원인이기 때문에 염해에 대한 평가는 매우 중요한 사항이다. 특히 염해환경과 함께 콘크리트 캐스크 내부에서는 사용후핵연료의 발열에 의해 $60^{\circ}C$정도의 고온 환경이 예상되기 때문에 고온에서의 염해에 대한 검토가 요구되지만, 기존 콘크리트 구조물의 염해평가에서는 온도에 대한 영향이 전혀 고려되어 있지 않아 고온에서 염해에 노출된 철근콘크리트구조물들의 내구설계 및 수명예측을 위해 참고할 만한 자료가 거의 없다. 이 연구에서는 다양한 온도환경에서의 염수(NaCl)침지시험을 통해 콘크리트의 염화물이온 확산계수를 측정하고 염화물이온 확산계수와 온도의 관계를 규명하고자 하였다. 실험 결과, 콘크리트의 염화물이온 확산계수는 온도의 증가에 따라 현저히 증대하여 고온환경에서의 염해 발생가능성이 매우 큰 것으로 조사되었다. 또한 크리트의 염화물이온 확산계수는 물시멘트(W/C)비가 낮아질수록 감소하였고, 이 경향은 온도가 증가(고온환경)하여도 동일하게 나타났다. 염화물이온 확산계수의 온도의존성은 아레니우스식(Arrhenius equation)으로 나타내어졌고 회귀분석 결과, 확산계수의 대수 값은 절대온도의 역수와 선형관계를 나타내었다. 또한 온도의존성을 나타내는 활성화에너지(activation energy)는 물시멘트(W/C)비가 낮을수록 높게 나타났다.

감마선 및 엑스선의 피이크 분석 (Peak Analysis of Gamma-ray and X-ray)

  • 김승곤;허영회;박광준
    • Journal of Radiation Protection and Research
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    • 제9권1호
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    • pp.33-42
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    • 1984
  • 핵분열(核分裂) 및 방사화생성물(放射化生成)物)에서 방출(放出)하는 여러가지 감마선들은 핵연료(核燃料)를 파괴(破壞)하지 않고도 추출(抽出)할 수 있는 많은 정보(情報)를 포함(包含)한다. 그러나 반도체(半導體) 검출기(檢出器)에서 얻은 복잡한 스펙트럼에서 이러한 정보를 추출(抽出)하기가 용역(容易)하지 않기 때문에 전산(電算)코드의 사용(使用)이 필요(必要)하게 된다. 본(本) 연구(硏究)에서는 그동안 국제적(國際的)으로 널리 보급(普及)되어 사용(使用)되는 감마선 분석(分析) 프로그램들의 장점(長點)을 취하여, 감마선은 물론 X-선(線)의 스펙트럼도 피팅 (fitting)하여 피이크의 중심과 면적을 정확(正確)히 계산(計算)할 수 있는 전산코드 CAERI를 개발(開發)하였다. CAERI는 FORTRAN으로 쓰여있고, 특히 고유복사선폭(固有輻射線幅)(natural line width) 을 무시할 수 없는 X-선(線)의 피이크 표현함수(表現函數)인 Voigt 함수(函數)에 대해서는, 다른 X-선(線) 분석(分析) 프로그램들이 사용(使用)한 간단한 근사식(近似式) 대신에, 더욱 정확(正確)한 무한급수근사식(無限級數近似式)을 사용하였다. 특히 CAERI 는 U이나 Pu과 같은 중원소(重元素)의 핵종분석시(核種分析時)에 직면(直面)하는 감마선과 U이나 Pu의 X-선(線)이 임의(任意)로 간섭(干涉)하며 공존(共存)하는 복잡한 스펙트럼까지도 취급(取扱)할 수 있다. $^{177m}Lu$감마선과 $^{235}U\;U_{\alpha}$X-선(線)의 시험(試驗)스펙트럼을 피팅하여, 다른 프로그램들의 피팅결과와 비교했을 때 좋은 일치(一致)를 보았다.

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CANDU 사용후핵연료 저장바스켓 설계 개선안 도출 (Design Enhancement of CANDU S/F Storage Basket)

  • 최우석;서기석;박완규
    • 방사성폐기물학회지
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    • 제10권2호
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    • pp.105-115
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    • 2012
  • 월성원자력본부의 조밀건식저장시설인 MACSTOR/KN-400의 인허가 과정에서 사고조건에 대한 바스켓의 안전성 평가를 위한 실증시험의 필요성이 제기되었다. 실증시험을 위한 낙하시험시설을 한국원자력연구원에 설치하고 바스켓 낙하 실증시험을 수행하였다. 실증시험 결과 실린더 내 적재 바스켓의 상부 용접부가 낙하 바스켓과 충돌하여 파손되고 누설이 발생하였다. 기존 바스켓이 실증시험에서 누설율 성능요건을 만족하지 못함에 따라 바스켓의 설계 개선안 도출이 필요하게 되었다. 설계 개선을 위한 방향을 선정하고 이에 기초하여 6 종류의 설계 개선안을 도출하였다. 개별 설계 개선안에 대하여 구조해석 및 시편시험을 수행하였다. 구조해석 및 시편시험의 결과를 바탕으로 최종설계안을 확정하였다. 최종설계안은 바스켓의 중앙 포스트의 높이를 감소하여 낙하 바스켓과의 충돌속도를 감소시키는 설계안이었다. 최종설계안에 대한 시험모델을 제작하여 낙하실증시험을 재수행한 결과 모든 성능요건을 만족하였다.

고준위방사성폐기물 심층처분에 미치는 황산염과 황화물의 영향에 대한 고찰 (A Review of the Influence of Sulfate and Sulfide on the Deep Geological Disposal of High-level Radioactive Waste)

  • 김진석;이승엽;이상호;권장순
    • 자원환경지질
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    • 제56권4호
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    • pp.421-433
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    • 2023
  • 원자력발전소의 사용후핵연료(Spent Nuclear Fuel: SNF)에 대한 최종처분은 지하 심부의 지질학적 저장소에서 이루어진다. 사용후핵연료를 감싸는 금속처분용기는 주철과 구리 등으로 제작되어 방사성핵종을 장기간 격리할 예정이며, 공학적방벽과 천연방벽으로 구성된 다중방벽처분시스템에 의해 보호를 받도록 설계된다. 지하 심부의 환경(심층처분환경)은 점차 무산소의 환원환경으로 바뀌게 되며, 이러한 환경에서 구리처분용기의 부식을 일으킬 수 있는 유력한 물질 중 하나는 황화물이다. 황화물에 의한 응력균열부식은 구리처분용기의 안정성을 크게 저하시켜 처분장의 장기안전성에 큰 영향을 미칠 수 있다. 심층처분환경에는 황산염이 다양한 형태로 존재 또는 유입될 수 있으며, 황산염환원미생물에 의해 황화물로 전환되어 구리처분용기의 부식에 기여할 수 있다. 완충재와 뒤채움재의 유력한 후보물질인 벤토나이트에는 주로 석고(CaSO4)와 같은 산화형태의 황산염 광물이 포함되어 있다. 심층처분환경 내에 미생물이 생장할 만한 공간이 있고 유기 탄소 등 전자공여체가 충분히 공급된다면 미생물 활동에 의해 황산염이 황화물로 환원될 수 있다. 하지만 근계영역에서 생성된 황화물과 지권으로부터 유입되는 황화물 중 대부분은 완충재에 의해 차단되어 극히 일부만이 처분용기에 도달할 것이다. 처분환경에서 존재가능한 황화철 광물 중 하나인 황철석은 용해과정에서 황산염을 발생시켜 구리처분용기의 부식에 기여할 수 있다. 하지만 황철석의 극히 낮은 용해도로 인해 산화 생성물의 양은 매우 적을 것이고 포화된 벤토나이트의 낮은 수리전도도로 인해 처분용기로 산화 생성물의 이동은 제한될 것이다. 우리는 심층처분환경에서 황산염의 존재와 환원 그리고 황화물과 황철석의 형성 및 거동 특성 등에 관한 주요 연구 사례 등을 종합적으로 분석, 정리하였고, 고준위방사성폐기물 처분장의 장기안전성에 대한 황산염과 황화물의 영향을 이해하고자 하였다.