• 자원환경지질
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• 제54권2호
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• pp.285-297
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• 2021

전세계적으로 해체 대상 원자력 시설이 증가하고 있으며, 이러한 원자력 시설을 해체하게 되면 수십만 톤의 콘크리트, 토양, 금속 등의 폐기물이 발생한다. 따라서 고상 방사성 폐기물 감용 및 재활용 기술에 대한 기존 연구를 면밀히 검토할 필요가 있다. 폐콘크리트 미분말은 소성 및 분쇄와 같은 추가적인 공정을 통하여 재수화 반응이 일어나며, 시멘트 수화 반응 및 고화체 압축강도에 영향을 미치는 주요 화합물인 aluminate (C3A), C4AF, C3S, ��-C2S가 생성된다. 기존 연구를 통하여 폐콘크리트 미분말을 재생 시멘트로 재활용할 수 있음을 확인하였으나, 골재의 혼입으로 인한 고화체의 강도 저하와 같은 문제점에 대한 해결방안은 현재까지 연구되지 않았다. 이러한 문제점을 보완하기 위하여 산업부산물인 고로슬래그, 비산회를 성분 조정재로 혼합하여 재생 시멘트의 성능을 증진시키는 연구가 수행되었으며, 고화체의 압축강도가 증진되는 것을 확인하였다. 그러나, 폐토양을 재활용한 비소성 시멘트의 제조에 대한 연구는 많이 수행되지 않았다. 폐토양 내 함유된 일라이트와 제올라이트는 방사성 핵종에 대한 흡착능이 우수하며, 이를 고화재로 재활용하면 원전 해체 폐기물의 부피를 저감함과 동시에 방사성 폐기물을 안전하게 담지할 수 있는 효과를 도출할 수 있다. 이러한 이유에서 폐토양 내 점토 광물을 이용한 비소성 시멘트의 제조에 대한 연구가 필요하다. 본 연구에서는 기존에 수행된 국내외 연구를 통하여 원전 해체 폐기물인 콘크리트의 재생 시멘트로서 재활용 가능성 및 개선 방안과 더불어 폐토양 내 점토 광물을 이용한 비소성 시멘트 제조에 대한 연구 필요성에 대하여 고찰하였다.

• 터널과지하공간
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• 제31권5호
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• pp.333-359
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• 2021

고준위방사성폐기물 처분시스템에서는 처분용기 인근에서 용기 금속 물질의 부식 등 여러 이유로 인해 수소, 라돈 등의 기체가 발생할 수 있다. 기체 발생 속도가 투수계수가 낮은 벤토나이트 완충재 공극에서의 기체 확산 속도보다 커질 경우, 형성된 기체가 축적된다. 기체 압력이 증가하여 유입 압력에 도달하면 완충재 내부로 기체의 팽창 흐름 및 이류가 발생하게 된다. 기체의 급격한 팽창 흐름 발생 시 방사성 핵종이 완충재 외부로 유출될 가능성이 있으므로, 처분시설의 설계 과정에서 점토 기반 물질에서의 기체 유동의 영향성 및 공학적방벽의 건전성을 평가하기 위해 기체 이동 현상에 대한 거동 특성을 명확하게 규명할 필요가 있다. 전세계적으로 벤토나이트 완충재 내 기체 이동 현상 규명을 위한 실험적 연구와 이를 모사할 수 있는 전산 수치 모델 개발 연구가 활발히 진행되고 있다. 본 기술보고에서는 현재까지 수행된 기체 주입 시험 및 전산 수치모델 관련 주요연구를 소개하고 향후 기체 이동 현상 규명을 위한 연구 수행 방향에 대해 정리하였다.

• 방사성폐기물학회지
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• 제8권1호
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• pp.77-84
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• 2010

상용원자로에서 발생하는 산화물 사용후핵연료의 부피감용과 재활용을 위하여 산화물을 금속으로 환원시키는 공정에 대한 연구가 수행되어 왔다. 다양한 환원법 중에서, 한국원자력연구원은 LiCl-$Li_2O$ 용융염을 반응매질로 사용하는 전해환원공정을 현재 개발 중이다. 파이로 공정의 전단부에 해당하는 전해환원 공정은 PWR 산화물 연료 주기를 소듐냉각 고속로의 금속연료 주기에 연결시켜 준다. 이 논문은 금속전환 공정을 개발/개선하고, 용량 증대를 수행한 한국원자력연구원의 노력을 요약한다.

• Journal of Nuclear Fuel Cycle and Waste Technology
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• 제1권1호
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• pp.57-63
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• 2013

Natural green rust (GR) can retard the migration of anions through geological media because it has a Layer Double Hydroxyl (LDH) structure with a positive charge. In this study, the sorption behaviors of anions such as selenite ($Se(IV)O{_3}^{2-}$), selenate ($Se(VI)O{_4}^{2-}$), and iodide ($I^-$) onto green rusts with different structures, i.e., GR($Cl^-$) and GR($CO{_3}^{2-}$), were investigated by conducting batch sorption experiments in an anoxic condition. Experimental results showed that selenite was mostly sorbed onto GR($CO{_3}^{2-}$) and then partly reduced to metal selenium, Se(0). However, little selenate and iodide was sorbed onto GR($CO{_3}^{2-}$) while some iodide was sorbed onto GR($Cl^-$). It is presumed from the experimental results that the major sorption mechanism of $SeO{_3}^{2-}$ and $I^-$ onto green rusts is the anion exchange reaction with the anions existing in the interlayer of the rusts. Green rust, therefore, can play an important role in the retardation of anions migrating through deep geological environments owing to its LDH structure with a high anion exchange capacity.

• 방사성폐기물학회지
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• 제21권1호
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• pp.9-22
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• 2023

Spin-off pyroprocessing technology and inert anode materials to replace the conventional carbon-based smelting process for critical materials were introduced. Efforts to select inert anode materials through numerical analysis and selected experimental results were devised for the high-throughput reduction of oxide feedstocks. The electrochemical properties of the inert anode material were evaluated, and stable electrolysis behavior and CaCu generation were observed during molten salt recycling. Thereafter, CuTi was prepared by reacting rutile (TiO₂) with CaCu in a Ti crucible. The formation of CuTi was confirmed when the concentration of CaO in the molten salt was controlled at 7.5mol%. A laboratory-scale electrorefining study was conducted using CuTi(Zr, Hf) alloys as the anodes, with a Ti electrodeposit conforming to the ASTM B299 standard recovered using a pilot-scale electrorefining device.

• 한국재료학회지
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• 제33권10호
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• pp.385-392
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• 2023

A solution combustion process for the synthesis of hollandite (BaAl₂Ti₆O₁₆) powders is described. SYNROC (synthetic rock) consists of four main titanate phases: perovskite, zirconolite, hollandite and rutile. Hollandite is one of the crystalline host matrices used for the disposal of high-level radioactive wastes because it immobilizes Sr and Lns elements by forming solid solutions. The solution combustion synthesis, which is a self-sustaining oxi-reduction reaction between a nitrate and organic fuel, generates an exothermic reaction and that heat converts the precursors into their corresponding oxide products in air. The process has high energy efficiency, fast heating rates, short reaction times, and high compositional homogeneity. To confirm the combustion synthesis reaction, FT-IR analysis was conducted using glycine with a carboxyl group and an amine as fuel to observe its bonding with metal element in the nitrate. TG-DTA, X-ray diffraction analysis, SEM and EDS were performed to confirm the formed phases and morphology. Powders with an uncontrolled shape were obtained through a general oxide-route process, confirming hollandite powders with micro-sized soft agglomerates consisting of nano-sized primary particles can be prepared using these methods.

• 방사성폐기물학회지
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• 제22권2호
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• pp.201-210
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• 2024

Because most spent nuclear fuel storage casks have been designed for low burnup fuel, a safety-significant high burnup dry storage cask must be developed for nuclear facilities in Korea to store the increasing high burnup and damaged fuels. More than 20% of fuels generated by PWRs comprise high burnup fuels. This study conducted a structural safety evaluation of the preliminary designs for a high burnup storage cask with 21 spent nuclear fuels and evaluated feasible loading conditions under normal, off-normal, and accident conditions. Two types of metal and concrete storage casks were used in the evaluation. Structural integrity was assessed by comparing load combinations and stress intensity limits under each condition. Evaluation results showed that the storage cask had secured structural integrity as it satisfied the stress intensity limit under normal, off-normal, and accident conditions. These results can be used as baseline data for the detailed design of high burnup storage casks.

• 방사성폐기물학회지
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• 제22권1호
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• pp.67-80
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• 2024

Fundamental aspects of creating passivation layers for corrosion resistance in nuclear engineering applications, specifically the ability to form complete layers versus porous ones, are being explored in this study. Utilizing a laser ablation technique, 1,064 nm fire at 10 Hz with 60 pulses per shot and 0.5 mm between impact points, aluminum samples are treated in an attempt to create a fully formed passivation layer that will be tested in a LiCl-KCl eutectic salt. By placing these samples into an electrochemical environment mimicking a pyroprocessing system, corrosion rates, resistances and material characteristics are tested for one week and then compared between treated and untreated samples. In initial testing, linear sweep voltammetry indicates corrosion current density for the untreated sample at -0.038 mA·cm^-2 and treated samples at -0.024 mA·cm^-2 and -0.016 mA·cm^-2, respectively. This correlates to a control sample corrosion rate of -0.205 mm·yr^-1 and treated rates of -0.130 mm·yr^-1 and -0.086 mm·yr^-1 for samples 1 and 2. In addition, electrochemical impedance spectroscopy circuits show application of a longer-lasting porous passivation layer on the treated metal, compared to the naturally forming layer. However, the current technique fails to create a uniform protection layer across the sample.

• 방사성폐기물학회지
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• 제17권3호
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• pp.279-298
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• 2019

사용후핵연료의 효율적 관리를 위하여 한국원자력연구원에서 수행 중인 파이로 공정으로부터 발생되는 폐기물 처리기술에 대한 최근 연구동향을 종합적으로 고찰하였다. 파이로 폐기물 처리기술은 처분 대상 폐기물의 감용 및 포장, 저장과 최종 처분에 적합한 고화체 제조를 목표로 하고 있다. 한국원자력연구원에서 수행 중인 파이로 폐기물 처리 기술개발 접근 방향은 공정 흐름으로부터 발생한 폐기물내 주요 핵종들을 분리하고 회수한 물질 등을 재사용함으로서 폐기물 발생량을 최소로 하며 동시에 분리한 핵종을 별도로 고화처리하는 것이다. 폐기물 처리 주요 기술 특성은 먼저 전해환원용 원료물질 제조를 위하여 전처리 고온 열처리 공정을 사용하며, LiCl 과 LiCl-KCl 염으로부터 핵종을 분리하고 회수염의 재사용 및 핵종 함유량을 증대시킨 최종 고화체 제조 기술을 개발하는 것이다. 따라서 실험실 규모 실험 결과를 토대로 최근에는 공정 용량 증대를 위한 자료 확보를 목적으로 공학규모 시험을 수행 중에 있다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제55권7호
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• pp.2604-2612
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• 2023

Spent nuclear fuel and long-lived radioactive waste must be carefully handled before disposing them off to a geological repository. After the pre-storage period in water pools, spent nuclear fuel is stored in casks, which are widely used for interim storage. Interim storage in casks is very important part in the whole cycle of nuclear energy generation. This paper presents the results of the numerical study that was performed to evaluate the thermal behavior of a metal-concrete CONSTOR RBMK-1500 cask loaded with spent nuclear fuel and placed in an open type interim storage facility which is under fire conditions (steady-state, fire, post-fire). The modelling was performed using the ANSYS Fluent code. Also, a local sensitivity analysis of thermal parameters on temperature variation was performed. The analysis demonstrated that the maximum increase in the fuel load temperatures is about 10 ℃ and 8 ℃ for 30 min 800 ℃ and 60 min 600 ℃ fires respectively. Therefore, during the fire and the post-fire periods, the fuel load temperatures did not exceed the 300 ℃ limiting temperature set for an RBMK SNF cladding for long-term storage. This ensures that fire accident does not cause overheating of fuel rods in a cask.