본 연구는 사용 후 핵연료의 금속전환 공정에서 발생되는 폐용융염을 고형화하는 방법으로 실리카 함유 무기물을 이용하여 폐용융염을 열적, 수화학적 안정한 화합물로 전환하는 방법을 제안하였다. 실리카 함유 무기물(SAP)은 일반적인 sol-gel process로 합성되었으며, $SiO_2,\;Al_2O_3$ 및 $P_2O_5$로 구성된다. 제조된 SAP을 $650-850^{\circ}C$에서 폐용융염과 반응시켜 각 금속염화물에 대한 반응특성 및 열안정성을 조사하고, PCT 침출시험법을 이용하여 수화학적 안정성을 평가하였다. LiCl은 $LixAlxSi1-_xO_{2-x}$와 $Li_3PO_4$로, CsCl는 CS-aluminosilicate와 $CS_2AlP_3O_{10}$로, $SrCl_2$는 $Sr5(PO_4)_3Cl$로, $CeCl_3$는 $CePO_4$로 전환되었다. 9시간 동안 반응시킨 후, 금속염화물의 전환율은 $90{\sim}99%$였으며, $1100^{\circ}C$까지 열감량은 1wt%이하로 TGA(Thermo Gravimetric Analysis)로 확인하였다. Cs 및 Sr의 침출속도는 $10^{-2}{\sim}10^{-4}g/m^2\;day$로 매우 높은 내침출특성을 나타내었다. 이상의 결과로부터, SAP으로 명명된 안정화제(stabilizer)는 금속염화물로 구성된 폐용융염에 대해 매우 효과적인 것으로 판단된다. SAP을 이용한 폐용융염의 고화처리방법은 후속적인 안정성의 검증과정을 통하여 폐용융염의 최종처분부피를 최소화할 수 있는 대안적인 고화방법으로 고려될 수 있을 것으로 기대 된다.
산업활동으로 인해서 발생하는 제강슬래그와 최근 선진국에서 환경개선 및 오염방지를 위한 용도로 활용하고자 활발히 연구되고 있는 제올라이트 등의 다공성 재료를 오염된 하천의 정체수역에 설치하여 저비용으로 수질을 개선시킬 수 있는 기법은 폐기물의 재이용 측면과 하천수질개선 측면에서 매우 필요하다. 현재 제철소에서 발생하는 부산물인 제강슬래그의 화학적성분은 주로 CaO, $SiO_2$, $Al_2O_3$, $Fe_2O_3$ 등으로 이루어져 있으며, 침전유발물질 및 흡착성물질이 함유되어 있다. 제강슬래그는 다공질 형태의 비표면적을 가지고 있어서 정화용 필터나 흡착재로 이용하기에 좋은 이점을 지니고 있다. 그리고 제올라이트는 양이온 교환특성, 흡착특성, 촉매특성, 탈수 및 재흡수특성 등의 이점을 지니고 있어서 축산농가의 환경개선, 도시의 생활하수의 처리, 공업폐수 처리, 음료수 수질개선, 방사성폐기물 처리 및 방사성 물질의 오염방지 등에 응용되고 있다. 그러므로 제강슬래그나 제올라이트를 Mattress/Filter의 채움재 및 수질정화용 여재로 활용함으로써 수질개선 등 효과를 동시에 얻을 수 있다. 본 연구에서는 제강슬래그와 제올라이트가 정체수역에 설치되는 Mattress/Filter시스템의 채움재로 활용할 때 공극률에 따른 수질개선효과를 파악하기 위하여 공극률을 38.6%인 P1, 45.8%인 P2 및 49.8%인 P3로 변화시켜 각각의 유입수와 유출수의 pH, DO, T-N, T-P 등을 측정하여 비교하였다. 수질개선에 사용된 Mattress/Filter시스템은 오염된 하천수가 Mattress/Filter시스템의 공극사이를 통과하면서 채움재에 형성된 다공질에 의한 여과작용과 생물막에 의한 접촉작용, 흡착작용 및 생물분해작용 등을 촉진시키는 기능을 가지고 있음을 알 수 있었다. 제강슬래그 및 제올라이트를 채움재로 사용한 Mattress/Filter 시스템은 쉽게 생물막을 형성시키고 유기물의 흡착을 촉진시켜 오염물질을 정화하는데 필요한 자정작용의 효과를 증대시키고 수질개선을 촉진시킬 수 있는 자연환경에서 하천정화에 이용될 수 있는 시스템임을 확인할 수 있었다.
양이온 교환능력을 갖는 합성 K-birnessite를 이용하여 수용성 우라늄 이온($UO_2^{2+}$)에 대한 흡착 거동을 조사하였다. K-birnessite는 KMnO4 수용액과 염산을 반응시켜 합성하였으며, 합성된 K-birnessite의 구조, 비표면적 및 표면전하 등 물리화학적 특성을 규명하였다. $K^+$ 이온은 층상구조를 갖는 $MnO_2$ 층간에 존재하였으며, BET 비표면적은 $38.30\;m^2/g$이었다. 우라늄 흡착실험 조건인 pH 5.00, 이온세기 0.010M $NaClO_4$에서 측정된 K-birnessite의 표면전하는 $-1.65\;C/m^2$이었다. 우라늄 이온은 K-birnessite 층간의 $K^+$와 이온교환 반응을 통하여 흡착하였으며, 분배계수는 일반적인 이온교환물질과 유사하였다. 본 연구결과는 고준위 방사성 폐기물 지하처분장으로부터 유출될 수 있는 방사성물질의 이동을 저지하는 방법으로 활용될 수 있을 것이다.
발파의 영향으로 생기는 굴착손상대(Excavation Damaged Zone, EDZ) 영역은 응력재분배 등으로 응력이 변화하며 처분장이 위치하는 깊은 심도에서는 그 영향이 두드러진다. 특히 균열생성으로 인한 투수특성 증가는 지하수 유입량 증가 및 방사성 핵종의 유출 가능성을 증가시키므로 반드시 고려되어야 하는 영역이다. 본 연구에서는 FLAC2D Version 7.0을 이용하여 EDZ가 없는 경우(No EDZ), EDZ가 있으며 거리에 따라 일정한 물성을 갖는 경우(Uniform EDZ), EDZ가 있으며 거리와 위치에 따라 무작위 물성을 갖는 경우(Random EDZ) 3가지로 나누어 비교하여 손상대 유무에 따른 수리-역학적 복합거동 분석을 통해 안정성 해석을 진행하였다. 그 결과 터널 변위의 경우 Random EDZ에서 No EDZ에 비해 평균 423 %, Uniform EDZ에 비해 16 % 크게 나타났다. 지하수 유입량은 Random EDZ에서 No EDZ에 비해 최대 17.3 %, Uniform EDZ에 비해 10.8 % 증가하였다. 굴착 후 응력재분배에 의해 터널 주변의 투수계수는 터널 벽면 모서리 부분과 터널 천정 부근에서 최대 10배 이상 증가하는 것으로 나타났다. 측압계수가 증가함에 따라 터널 벽면 주변의 투수계수는 부분적으로 증가하지만 터널 전면에서의 지하수 유입량은 감소하는 경향을 보였다. FLAC3D를 이용한 역학적 해석에서도 FLAC2D와 유사한 결과를 보였으며 터널 굴착 진행에 따른 소성대의 발생으로 인한 약간의 차이를 확인할 수 있었다.
한국의 고준위폐기물 기준 처분 시스템의 공학적 방벽에서의 T-H-M(Thermo-Hydro-Mechanical) 거동 실증을 위한 KENTEX(KAERI Engineering-scale T-H-M Experiment for Engineered Barrier System)실험 장치를 대상으로 열-수리-역학 연동현상 해석을 하여 온도, 포화도 및 응력의 변화를 예측하였다. 그리고 이들 변수와 열-수리-역학의 연동현상에 사용된 세물성법칙인 탄성물성법칙, 공극탄성 물성법칙 및 공극탄성-소성 물성법칙과의 관계를 분석하였다. 열-수리-역학 연동현상을 계산하는 데는 상용 유한요소 코드인 ABAQUS를 사용하였다. 열 계산에서 벤토나이트 내 온도는 히터 가열 후 초기에는 급격히 증가하다가 얼마의 시간이 경과한 후에는 거의 일정한 값에 도달하였다. 이 도달시간은 약 37.5일로 반경방향의 모든 지점(H=0.68m 일때)에서 정상상태에 도달한 것을 알 수 있었다. 즉, 히터와 벤토나이트 경계면에서는 $90^{\circ}C$, 벤토나이트와 외부 셀 경계면에서는 약 $70^{\circ}C$를 유지하였다. 열-수리-역학 연동현상 계산에서 시간에 따른 벤토나이트 포화도는 탄성 물성법칙, 공극탄성 물성법칙 및 공극탄성-소성 물성법칙의 세 경우 모두 거의 차이가 없었다. 열-수리-역학 계산 결과와 수리-역학 계산 결과의 비교에서 온도의 증가는 탄성 물성법칙 및 공극탄성 물성법칙 각각에 대해 시간이 경과함에 따라 포화도가 증가함을 초래해 포화가 빨리 진행됨을 알 수 있었다. 특히 히터에 가까운 쪽에서는물이 침투하고 있는 쪽 보다 포화도 증가가 큰 것으로 나타나 벤토나이트가 물로 포화되기 전의초기상태가 온도의 영향을 많이 받는 것을 알 수 있었다. 또한 응력은 세 물성 법칙 모두 시간의 경과에 따라 증가하는 경향을 보이나 탄성 물성법칙의 경우가 다른 두 경우보다 현저한 변화를 보이는데 이는 변형율이 탄성한계를 넘어서도 계속 작용하여 공극비 변화를 고려한 다른 두 물성법칙과 차이가 있음을 나타내고 있다. 그러나 공극탄성 물성법칙 및 공극탄성-소성 물성법칙의 경우에 열-수리-역학 계산 결과와 수리-역학 계산 결과를 비교하면 시간이 경과함에 따라 응력은 증가하지만 온도의 변화에 따른 서로의 응력의 차이는 작은 것을 알 수 있다. 즉 온도변화의 영향보다는 시간에 따른 포화도 변화의 영향이 더 큰 것으로 생각된다. 따라서 벤토나이트의 열-수리-역학 연동현상 해석에서 벤토나이트는 온도의 증가로 포화가 빨라지고, 포화도 증가는 응력을 증가시키는 결과를 보이므로 공극비, 열팽창 및 팽윤압 등의 영향을 받고 있는 것으로 이해된다. 그래서 벤토나이트의 열-수리-역학 연동현상 해석에서 벤토나이트는 공극비, 열팽창 및 팽윤압 등의 영향을 받으므로 탄성과 소성을 동시에 고려할 수 있는 물성법칙을 선택하는 것이 바람직하다.
국내의 가동 중지된 우라늄 변환시설의 해체 시 우라늄 화합물로 오염되어 대량으로 발생될 금속폐기물의 재활용 또는 자체처분을 위한 제염기술로 전해제염 공정의 적용성을 평가하였다. 이를 위하여 우라늄 변환시설 내부설비의 주 구성 재료인 SUS-304 와 Inconel-600 금속시편을 대상으로 전해용해 실험을 수행하였다. SUS-304 와 Inconel-600 금속시편에 대한 전해용해 성능에 있어서 중성염 전해용액으로 $Na_2$SO$_4$가 가장 효과적이었으나, 우라늄변환시설의 가동 시 질산 매질과 주로 접촉했던 설비 표면의 이력과 시설 가동 중 발생한 우라늄 폐액의 성상을 고려하여 $Na_2$SO$_4$ 전해용액 내에서의 SUS-304 시편에 대한 전해용해와 비교해서 약 30%, 그리고 Inconel-600 시편에 대해서는 거의 동등한 성능을 보인 NaNO$_3$ 중성염 용액을 금속성폐기물의 전해제염 용액으로 선정하였다. 본 연구에서는 NaNO$_3$ 중성염 전해용액에서 전류밀도, 전해시간 및 전해 용액의 농도가 SUS-304 및 Inconel-600 금속시편의 전해용해 성능에 미치는 영향을 조사하였다. 이 실험결과를 바탕으로 실제 우라늄 변환시설로부터 인출하여 $UO_2$, AUC 및 ADU 등의 우라늄 화합물로 오염된 시편에 대해 전류밀도 100mA/$\textrm{cm}^2$, IM NaNO$_3$ 전해용액 내에서 전해 제염 실증시험을 수행하였으며, 오염물의 종류 및 오염준위의 대소와는 관계없이 모든 시편에 대하여 10분 이내의 짧은 시간 내에 자체처분 기준치 이하로 $\alpha$ 및 $\beta$ 방사능 준위를 감소시킴으로써 본 중성염 전해제염이 매우 성공적임을 확인하였다.nely regimented hierarchical language. I try, in this paper, to develop the idea that hierarchical regimentation of Korean language uses is not humane. 1 of for the main argument for the thesis as what follows: How could one justify the hierarchical regimentation of a language like Korean\ulcorner Only if there is an essential structure in which the fine grades of differences of social positions of all the people are distinct; The essentialism here involved is not plausible. And I may add that language is to be used fur the purposes of communication, rationalization and expression. If true, language use is a genuine art of liberation or humanization. Any overt hierarchical language tends to damage those purposes and more to enforce those oppressive elements already existing in the community. Then, a hierarchical language is to defeat its own purpose.중 행정부가 북한에 대해 실시한 포용정책이 어떠한 성과를 거두고 어떠한 문제점을 간과하고 있는가에 대해 논의하고, 대북 정책의 새로운 지평을 논의하는 것을 목적으로 하고 있다. 1) 포용 정책은
국내 원자력발전소에서는 사용후핵연료 저장용량의 확대를 위해 사용후핵연료저장조에 조밀저장대를 설치하고 있지만 한빛원전은 2024년에 포화가 예상된다. 또한 10개의 원자력발전소가 2029년까지 설계수명에 도달하게 된다. 하지만 원전운영과 해체를 위한 국내 사용후핵연료 관리정책은 아직 결정되지 않은 상황이다. 미국의 경우 원전해체시 사용후핵연료를 중간 저장시설 또는 영구처분장으로 이송하기 전까지 임시적으로 독립된 사용후연료저장조(이하 'SFPI') 방식을 운영하는 사례가 있다. SFPI는 원전해체시 운전정지 후 사용후핵연료를 저장하는데 있어서 방사선 노출 저감, 운영비용 절감, 안전성 보강 등의 효과를 기대할 수 있다. 따라서 이 논문에서는 미국의 SFPI 운영경험, 시스템, 적용규정 등에 대한 사례연구를 수행하였다. 결론적으로 SFPI 국내 적용을 위해서는 사용후핵연료저장 계통의 설계변경 범위 및 예상 소요비용 확정, 원전 해체계획에 설비개선 계획 반영제출, 주기적안전성평가(PSR) 방법 등을 활용한 안전성 평가(운영기간 10 년), 설계변경을 위한 운영 변경허가 신청, 규제기관 심사 및 허가 취득, 설계변경 수행, 규제기관의 확인점검, SFPI 운영을 위한 교육 및 시운전, SFPI 운영 및 정기검사, SFPI 해체 등의 절차가 필요하다.
처분장에서 지하수로 쉽게 유출될 수 있는 방사성 핵종들의 양을 예측하기 위하여 국내 PWR 사용후핵연료 팰렛들의 갭(gap) 및 입계에 있는 용해성 원소들의 재고량을 측정하였다. 연소도가 $45{\sim}66$ GWD/MTU를 갖는 연료봉에서 얻은 펠렛들에서 세슘의 갭 재고량이 $0.85{\sim}1.7%$M로 나타났으며, 이는 핵분열 생성기체 유출률의 $1/6{\sim}1/3$에 해당하였다. 그러나 핵분열 생성기체 유출 률이 1%이하인 연료봉에서 취한 40 GWD/MTU이하의 연소도를 갖는 펠렛들의 경우, 세슘의 갭 재고량들을 핵분열 생성기체 유출률과 연관시키기는 곤란하였다. 갭 및 입계내 스트론튬의 재고량은 동일 연료봉내 펠렛에서는 크게 다르지 않았으며, 요오드의 갭 재고량은 핵분열 생성기체 유출률보다 작거나 유사한 값을 갖는 것으로 평가되었다.
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.
선진핵주기 고준위폐기물 처분시스템의 개념설계를 위하여 가상의 처분장 부지인 KURT 시설 부지의 지질조건에서 A-KRS의 입지 후보영역을 선정하였다. 부지의 모암은 한반도에 폭넓게 분포하는 중생대 화강암을 대표하는 것으로 열수변질작용을 받은 흔적이 있으며, 지표수와 지하수계는 일차적으로 지형의 영향을 받아 부지에서 남동진하여 금강으로 배출된다. 부지 내에서 확인된 단열대는 2 등급 규모로서 N-S와 E-W 주향으로 우세하게 분포한다. A-KRS 입지 후보영역을 제안하기 위하여 부지 내에서 공간적으로 -500 m 심도까지 발달되는 것으로 예상되는 단열대를 교차하지 않고 동시에 단열대로부터 50 m 이상의 충분한 이격거리를 갖는 조건에서 처분장 규모의 영역을 확보할 수 있는지를 분석하였다. 분석 결과, 본 부지의 중앙부에 우세하게 분포하는 남북 방향의 주향을 갖는 단열대의 서쪽 영역의 -200 m 이하 심도에서 충분한 영역을 확보할 수 있는 것으로 확인되었다. 단열대의 분포 특성을 감안할 때 부지의 좌하단 영역이 지질학적, 수리지질학적 측면에서 A-KRS 입지 영역으로 가장 양호한 것으로 판단된다.
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[게시일 2004년 10월 1일]
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