• 방사성폐기물학회지
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• 제3권2호
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• pp.77-84
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• 2005

실증용 UO$_{2}$ pellet 산화로의 실증을 위한 제한된 핫셀 공간 안에서 사용후 핵 연료를 취급하는 산화로는 소형화 하여야 하고, 사용후 핵 연료 분말은 UO$_{2}$ pellet 산화로 장치로부터 비산되지 않아야 한다. 본 연구에서는 분말의 최종속도를 구하기 위하여 Stokes식과 밀도비식을 제안하였다. U$_{3}$O$_{8}$ 의 최종속도 SiO$_{2}$ 의 최종속도를 사용하여 예측하였고, 비산방지를 할 수 있는 최적유량을 결정하였다. SiO$_{2}$ 의 이론 최종속도 식을 검증하고, U$_{3}$O$_{8}$ 과 관계식을 예측하기 위하여 아크릴 장치를 만들었다. 목업시설 에 설치 된 산화로에서 제안된 이론최종속도식 인 Stokes식 의 20 L/min과 밀도비식의 14.5 L/min을 적용하여 U$_{3}$O$_{8}$ 분말의 필터감지에 의해 검증하였다. 그 결과 밀도비식에 의한 14.5 L/min은 U$_{3}$O$_{8}$ 이전혀 검출되지 않았고, Stokes식의 20 L/min에서는 평균 7$\mu$m 의 입도분말이 검출되었다. 따라서 UO$_{2}$ pellet 산화로에서 U$_{3}$O$_{8}$이 비산되지 않는 최적유량은 14.5L/min임을 알 수 있었고, 제안된 밀도비식이 바람직함을 알 수 있었다.

• 방사성폐기물학회지
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• 제9권3호
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• pp.169-179
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• 2011

우리나라에서 운영하는 원자력발전소는 PWR형과 CANDU형 2종류가 있으며, 원자력발전에 의한 지속적인 에너지 공급을 위하여 이들로부터 발생하는 사용후핵연료에 대한 안전관리는 매우 중요한 인자이다. 사용후핵연료 처분을 위한 연구는 1997년부터 시작하여 한국형 사용후핵연료 처분시스템을 개발하였으며, 현재는 개발된 기술에 대한 실증 및 처분시스템의 효율향상을 위한 연구를 진행하고 있다. 또한, PWR형 사용후핵 연료의 경우 사용후핵연료 재활용 공정을 거쳐 원료물질로 다시 사용하는 연구가 진행 중이므로, 이들 공정으로부터 발생하는 고준위폐기물을 처분하는 방안을 강구하고 있다. 이에 따라 본 논문에서는 PWR형과 CANDU형 사용후핵연료 모두를 직접 처분하는 개념으로 개발한 한국형 사용후핵연료 처분시스템을 바탕으로 CANDU형 사용후핵연료 처분 시스템의 처분효율을 향상시키는 방안을 도출하고자 하였다. 이를 위하여, 한국형 사용후핵연료 처분시스템의 CANDU 사용후핵연료 처분용기를 개선하여 현재 원자력발전소에서 사용하고 있는 사용후핵연료 60 다발(Bundle) 용량의 저장바스켓을 포장 활용하는 개념을 도출하고, 열해석을 통하여 처분시스템 완충재의 온도가 $100^{\circ}C$를 넘지 않도록 하는 요건을 만족하는 처분터널 및 처분공 간격을 정하여 이들에 대한 처분시스템 개념을 도출하였다. 이렇게 설정된 개념들을 단위면적당 열효율, 우라늄밀도(U-density), 처분면적, 굴착량, 완충재 및 폐쇄 물질량 측면에서 분석하여 처분효율이 가장 높은 방안을 제안하였다. 본 연구의 결과는 추후 실제 부지특성자료와 연계하여 PWR 사용후핵연료 재활용공정으로부터 발생한 고준위폐기물 처분시스템과 함께 복합 처분장 설계에 활용될 것이다.

• 방사성폐기물학회지
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• 제9권3호
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• pp.131-139
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• 2011

연구는 $Na_2CO_3-H_2O_2$ 탄산염 용액의 숙성시간에 따른 안정성을 U의 산화 용해액, Cs/Re의 선택적 침전 여과액 및 U의 산성화 침전 여과액으로 구분하여 검토하였다. 숙성시간에 따른 산화 용해액 내 조성 변화는 거의 없었으며, Cs/Re의 선택적 침전에도 아무 영향이 없이 산화 용해액으로부터 순차적으로 Re과 Cs의 침전제거가 가능하였다. 그러나 U의 산성화 침전에서는 산화 용해액이나 Cs/Re의 선택적 침전 여과액을 장시간 동안 숙성시킬 경우 U이 uranyl peroxocarbonato complex에서 uranyltricarbonate로 일부 전환되어 U의 침전회수를 감소시켰다. 그러므로 99% 이상의 U을 회수하기 위해서는 산화 용해액 및 Cs/Re의 선택적 침전 여과액의 숙성시간을 각각 7일 이내에서 처리하는 것이 효과적이다. 그리고 SF 의 산화/용해${\rightarrow}$Cs과 Re(/Tc)의 선택적 침전${\rightarrow}$ U의 산성화 침전 등을 순차적으로 수행하여, 산화/용해에서는 대부분의 U과 FP 중 일부가 함께 용해 되었으며, 함께 용해된 FP 중 Re과 Cs은 각각 TPPCl 및 NaTPB로 99% 이상을 침전제거할 수 있었다. 그리고 산성화 (pH 4) 침전에서는 U을 거의 100% 침전회수 하여 $Na_2CO_3-H_2O_2$ 탄산염 용액에서 침전법으로 SF로부터 U 만의 회수 타당성을 확인하였다.

• 방사성폐기물학회지
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• 제5권1호
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• pp.39-52
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• 2007

사용후핵연료의 건식 재가공을 위한 핵연료 원격 제조공정중 분말제조를 위한 산화 및 OREOX(산화 환원공정)열처리 공정으로부터 $^{85}Kr$ 및 $^{14}C$ 핵분열기체의 방출거동을 정량적으로 평가하였다. 특히 사용후핵연료의 평균 연소도가 $27,000{\sim}65,000\;MWd/tU$ 범위내에서 연소도 변화에 따른 핵분열기체의 방출 분율은 측정한 실험결과와 ORIGEN 코드로부터 계산된 초기 inventory를 상호 비교하여 구하였다. $500^{\circ}C$ 1차 산화공정(voloxidation)에서 $^{85}Kr$ 및 $^{14}C(^{14}CO_2)$의 시간에 따른 방출거동은 $UO_2$ 핵연료의 $U_3O_8$으로의 분말화 정도와 밀접한 관련이 있는 것으로 보이며, 입계(grain-boundary)에 분포된 핵분열기체가 대부분 방출되는 것으로 여겨진다. 산화분말을 이용한 OREOX 공정으로부터 핵분열기체의 높은 방출율은 $700^{\circ}C$의 환원공정에서 온도 증가에 의한 기체 확산 및 $UO_2$으로의 환원에 의한 U 원자 이동성 증가에 의존하며 주로 inter-grain 및 intra-grain에 분포된 핵분열기체가 방출된 것으로 판단된다. 일차 산화공정시 $^{85}Kr$ 및 $^{14}C$ 핵분열기체의 방출 분율은 핵 연료 연소도가 증가함에 따라 높게 나타났고 방출 분율 범위는 총 inventory의 $6{\sim}12%$정도며, 산화분말의 OREOX 공정처리시 잔류 핵분열기체 대부분이 방출되는 것으로 보인다. 아울러 사용후핵 연료로부터 핵분열기체의 제거를 위해서는 고온 환원분위기보다는 산화에 의한 분말화가 더 효과적인 것으로 여겨진다.

• 방사성폐기물학회지
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• 제15권1호
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• pp.35-44
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• 2017

감마분광분석 시스템 상에서는 $^{226}Ra$(186.2 keV)과 $^{235}U$(185.7 keV)가 방출하는 감마선 에너지의 피크 중첩이 발생한다. $^{226}Ra$의 직접분석을 위해서는 중첩된 피크로부터 $^{235}U$의 기여를 제거해주거나 보정상수를 이용하여 실제 $^{226}Ra$의 방사능 값으로 보정 해주어야 한다. $^{235}U$가 방출하는 다른 감마선 피크를 참조하여 $^{235}U$의 기여를 제거할 경우 복잡한 수계산이 필요하며, 참조피크에서 기인하는 큰 불확도로 인해 높은 정량한계를 갖는다. 반면에 보정상수를 이용하여 $^{226}Ra$을 평가할 경우 간단한 계산으로 평가가 가능하며, 간접측정시 요구되는 $^{222}Rn$의 용기건전성과 방사평형 복구기간이 필요하지 않아 $^{226}Ra$의 신속 측정시 유용한 방법이다. 따라서 해당 방법을 통해 원료물질 3종과 공정부산물 3종, 총 93여개 시료에 대해서 보정상수로 산출된 $^{226}Ra$의 방사능 농도와 방사평형 된 $^{214}Bi$의 방사능 농도의 비교를 통해 유효성을 확인하였다. 대부분 ${\pm}20%$ 내에서 유효하였지만 인산석고의 경우 약 50%의 오차를 보였다. 이는 보정상수를 유도하기 위한 가정 중 $^{238}U$과 $^{226}Ra$의 방사평형 관계가 달라진 것으로 판단된다. 특이성을 반영한 보정상수를 적용하여 $^{226}Ra$의 방사능 농도에 대한 유효성을 평가한 결과 약 ${\pm}10%$로 좀 더 정밀한 결과를 얻을 수 있었다. 본 연구에서 산출된 보정상수를 통한 $^{226}Ra$의 방사능 농도 평가 방법은 복잡한 수계산이 필요하지 않고 용기선택으로부터 자유로우며 방사평형 복구를 위한 기간이 필요하지 않아 원료물질 및 공정부산물의 $^{226}Ra$의 신속한 농도 분포 평가시 유효한 방법이다.

• 방사성폐기물학회지
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• 제4권3호
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• pp.255-263
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• 2006

$UO_2$ 펠릿 20 kg HM/batch용 분말화 장치는 차세대관리 공정의 금속전환로 안으로 균질화된 분말을 공급하기 위하여 $UO_2$ 펠릿을 산화하여 $U_3O_8$으로 분말화하는 장치이다. 본 연구에는 $UO_2$ 펠릿 20 kg HM/batch용 분말화 장치 설계모델을 제시하고, 실증용 분말화 장치를 제작하여 검증실험을 수행한다. 분말화 장치 설계모델은 내부구조, 성능, 가열로 위치와 크기 등이 고려된다. 실험 방법은 $UO_2$ 펠릿 20 kg HM/batch용 분말화 장치 설계 모델에 따라 기존의 3단 메시 분말화 장치를 이용하여 분말의 메시 투과시험과 온도변화 특성 실험을 하여 장치 내부구조를 결정한다. $UO_2$ 펠릿 20 kg HM/batch의 산화 반응도 실험과 가열로 위치별 온도 분포를 측정하고 장치의 성능과 가열로의 영 역 위치를 결정한다. 장치 크기를 결정하기 위하여 산화전의 20kg의 $UO_2$ 펠릿과 산화후의 $U_3O_8$ 부피를 측정한다. 이상의 결과를 토대로 실증용 분말화 장치를 설계. 제작하고, 검증을 위하여 산화도, 분말특성 및 분석 등을 수행하였다. 산화반응 실험결과 에서 기존장치에 비하여 분말의 메시 투과율이 향상되었으며, 기존의 3단 메시 장치의 $UO_2$ 펠릿산화시간이 13시간 소요된 것에 비하여 8시간으로 단축되었다. $U_3O_8$ 분말 특성 분석결과, 평균 입도가 $40{\mu}m$이었다. 제작된 $UO_2$ 펠릿 20 kg HM/batch용 분말화 장치 성능과 설계모델 예측 값은 대체로 잘 일치되었다.

• 방사성폐기물학회지
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• 제7권1호
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• pp.1-7
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• 2009

본 논문은 국내에서 가동되고 있는 3개 로형의 원자로 냉각재로부터 유기 및 무기 $^{14}C$의 특성을 평가하는데 초점을 맞추었다. 주목적은 국내 원전 부지에서 환경으로 방출되는 $^{14}C$에 대한 신뢰할 만 한 특성을 평가하는데 있다. $^{14}C$는 방사성핵종 인벤토리 중 가장 중요한 핵종중의 하나로서 처분장에서의 방출 시나리오에서 가장 중요한 선량 기여 핵종중의 하나이다. $^{14}C$는 반감기가 5,730 년인 순수 베타방출체로써 환경으로의 이동성이 높을 뿐 아니라 생물학적인 유용성이 높다. 최근의 연구결과에 의하면, 유기화합물 형태의 $^{14}C$는 환원환경 하에서 원자로 냉각재내에서 주종을 이루고 있는 것으로 밝혀졌으며 그 외의 유기화합물인 formaldehyde, formic acid 및 acetate도 함께 형성되는 것으로 알려졌다. 그러나 정지화학 처 리 기간인 산성 산화환경 하에서는 산화성 탄소형태로 바뀌면서 $^{14}CO_2$나 $H^{14}CO_3^-$형으로 바뀌어 지는 것으로 나타났다. 본 연구에서는 원자력발전소의 다양한 처리계통의 시료에 대해 유기 및 무기화학형의 $^{14}C$ 농도를 측정, 평가하였다 원자로 계통 내에서의 $^{14}C$ 인벤토리는 약 3.1 GBq/kg로 나타났으며 냉각재 계통 내에서는 주로 유기화학형 이 주종을 이루고 있었으며 무기화학형은 10% 이내인 것으로 나타났다 용액중의 $^{14}C$ 측정은 기상과 액상으로 분리하여 분석하였다. 정상 운전 중에는 유기화학형의 $^{14}C$가 주종을 이루고 있지만 발전소의 배기구를 통해 방출되는 $^{14}C$의 화학형은 온도, pH, 체적제어탱크의 방출 및 정지화학 처리에 따라 화학형이 달라지고 있는 것으로 나타났다.

• 방사성폐기물학회지
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• 제10권3호
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• pp.189-197
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• 2012

KURT 지하수의 지구화학적 특성을 조사하기 위하여 단열충전광물과 지하수의 지구화학적 성분이 조사되었다. KURT내의 시추공들로부터 얻어진 시추코아로부터 방해석(calcite), 일라이트(illite), 로먼타이트(laumonite), 녹니석(chlorite), 녹염석(epidote), 몬모릴로나이트(montmorillonite), 카올리나이트(kaolinite) 및 일라이트와 스멕타이트(smectite)의 혼합층상광물 등이 감정되었다. 시추공 DB-1, YS-1, YS-4에서 채취한 대부분의 지하수는 pH 8이상의 알칼리 환경을 보여주었으며 YS-1을 제외한 두 관측공의 전기전도도는 약 2$200{\mu}S/cm$를 나타냈으며 이들 시추공에서 천부지하수는 $Ca-HCO_3$ 와 $Ca-Na-HCO_3$ 유형 이였으며 심부 250m이하에서는 $Na-HCO_3$ 유형을 나타냈다. DB-1 공의 심부지하수에서 낮은 용존산소량(DO)와 Eh값의 감소를 측정하였으며 이는 환원환경을 지시한다. KURT의 지하수 시료의 $Cl^-$ 이온의 농도는 5 mg/L 이하이며 전 샘플링구간에서 커다란 변화 없이 일정하게 나타났다. 이러한 현상은 KURT 지역의 천부와 심부지하수가 혼합(mixing)되어 $Cl^-$의 농도가 깊이에 따라 큰 변화가 없는 것으로 해석된다. 지하수 시료의 ${\delta}^{18}O$과 ${\delta}D$ 분석 값은 각각 -10.4~-8.2‰과 -71.3~-55.0‰의 범위로 지하수가 순환수 기원임을 보여준다. 긴 순환경로를 거친 심부지하수의 수소, 산소 동위원소 값은 천부지하수에 비해 감소하며 이러한 값은 일반적으로 높은 불소농도를 동반하였다. 이는 불소함량이 높은 지하수가 물-암석 반응에 의해 생성되었음을 보여준다. KURT 지역에서 채취한 지하수의 $^{14}C$를 이용한 연대측정분석에서 지하수의 체류시간(residence time)이 약 2,000~6,000년으로 측정되었다. 이러한 체류시간은 KURT 지역의 화강암에 존재하는 지하수가 다른 유럽의 화강암지역(예, 스트리파 지역, 스웨덴)보다 상대적으로 지하수의 연령이 오래되지 않은 것으로 측정되었다.

• 방사성폐기물학회지
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• 제17권4호
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• pp.375-387
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• 2019

본 연구에서는 최근 개발중인 360 다발 장전용량의 중수로 사용후핵연료 운반용기에 대한 설계기준연료의 방사선원항 평가와 용기외부에서의 방사선량률 계산을 수행하였다. 그리고 국·내외 방사선적 안전성평가와 관련한 기술기준 부합여부를 판단하고 결과의 적합성을 제시하였다. 방사선원항으로 작용하는 설계기준연료 선정을 위해 월성원전에서 운영중인 운반 용기 및 두 가지 방식의 건식저장시설에 적용된 설계기준연료의 사양 및 특성을 조사하였다. 각 운반·저장 시스템 별 설계 기준연료의 연소도, 최소 냉각기간 및 중간저장시설로의 운반시점 등을 바탕으로 연소도 7,800 MWD/MTU와 최소 냉각기간 6년을 설계기준연료로 설정하였다. 설계기준연료의 방사선원항은 SCALE 전산코드의 ORIGEN-ARP모듈을 이용하여 평가하였다. 운반용기의 방사선차폐평가는 MCNP6 전산코드를 이용하였으며, 기술기준에서 요구하는 운반용기 외부에서의 방사선량률 평가를 정상 및 사고조건으로 구분하여 수행하였다. 방사선량률 평가결과, 정상운반조건의 운반용기 표면 및 운반용기 표면 2 m 이격지점에서 계산된 최대 방사선량률은 각각 0.330 mSv·h^-1와 0.065 mSv·h^-1로 도출되어 선량률 제한치인 2.0 mSv·h^-1와 0.1 mSv·h^-1를 모두 만족하는 결과를 도출하였다. 또한 운반사고조건하 운반용기 표면 1 m 지점에서의 최대 방사선량률은 0.321 mSv·h^-1로서 기술기준인 10.0 mSv·h^-1 미만으로 평가되어, 대용량 중수로 사용후핵연료 운반용기는 방사선적 안전성을 확보하는 것으로 나타났다.

• 방사성폐기물학회지
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• 제8권4호
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• pp.319-327
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• 2010

공학적 안전설비 공기정화계통과 관련된 실험 수행을 위해 원자력등급 ESF 공기정화계통 시뮬레이터를 설계, 제작, 검증하였다. 영광 5,6호기 주제어실 공기정화계통의 공급자 정보, 도면 등을 기준으로 실사를 통해 치수를 확인하여 3D CAD 모델을 작성하였다. 모델과 현장 계통의 실측 유량을 기준으로 CFD 분석을 수행하였다. 공기정화계통으로 유입되는 공기는 $30^{\circ}C$, 유동형태는 균일한 것으로 가정하고, 검사 기록지에 의한 주제어실 ESF 공기정화계통의 유량이 12,986 CFM이고, $610{\times}610mm^2$의 HEPA 필터가 9개 설치되어 있으므로 HEPA 필터 단면를 지나는 유속은 1.83 m/s이다. 주제어실 공기정화계통 모델링시 공기 유동이 흐르지 않는 필터 테두리 지지대를 고려하여 현장과 유사한 유동현상을 모사하였다. 약 8 m/s로 기록된 활성탄 흡착기 하단의 공기유동은 별도의 분석을 통해 7 m/s 이상의 유속이 모사되도록 CFD 분석하였다. 연료건물 비상배기계통 및 비상노심냉각계통 기기실 배기정화계통의 공기정화계통에 대해서도 CFD 분석한 결과, 시뮬레이터의 유속을 조절하면 세가지 ESF 공기정화계통을 모두 모사할 수 있음을 확인하였다. CFD 분석 후 시뮬레이터를 원자력등급으로 제작하였고, 본 실험에 착수하기 전에 공기유동 분포도실험을 통해 시뮬레이터의 신뢰도를 검증하였다. 검증결과 중급 필터를 장착한 상태에서 시뮬레이터의 필터 지지대 부분을 제외한 내부에서 공기유동이 고르게 분포함을 확인하였고, 제작된 시뮬레이터는 Reg. Guide 1.52(Rev.3) 개정 내용 확인을 위한 실험에 사용되었다.