가압경수로의 일차계통 제염을 위해 개발된 HYBRID 제염제의 재료부식 특성을 틈부식 시험방법을 사용하여 수행하였다. 기존 제염제의 부식특성과 비교하기 위하여 상용 제염제인 OA, CITROX 제염제의 부식특성도 함께 평가하였다. 시험재료 는 가압경수로의 일차계통의 주 재료인 Alloy 600과 304 SS을 대상으로 시험하였다. 틈부식 시험은 가혹조건의 부식시험 으로써 내식성이 강한 원전 구조재료의 건전성을 짧은 시간에 잘 확인할 수 있었다. 시험결과 OA와 CITROX 제염제에서는 crevice 시편 표면에 pitting과 IGA가 나타났으나 HYBRID 제염제에서는 국부부식이 전혀 발생되지 않았다. 무게감소 측정 결과 HYBRID 제염조건에서는 1.3×10-3 μm/h 이하의 매우 낮은 부식속도를 나타내었다. 반면에, OA 제염제의 경우 Alloy 600은 4.0×10-2 μm/h 로 비교적 균일한 부식율을 나타내었으나, 304 SS의 경우 pH = 2.0 이하에서 급격한 가속부식을 나타 내었다. HYBRID 제염제의 경우 일반부식에서뿐만 아니라 crevice 부식조건에서도 거의 부식이 일어나지 않아 PWR 계통 제염 시 산화막 용해 후 제염제가 계통재료에 노출되어도 재료의 건전성이 입증되었다.

가압경수로(PWR)에서 배출되는 고준위폐기물을 지하 500m의 화강암 암반의 처분장에 장기간(약 10,000년 동안) 처분하기 위하여 여러 구조적 안전성 평가 수행을 통하여 처분용기모델이 개발되었다. 기존에 설계된 가압경수로용 처분용기 모델은 구조적 안전성은 문제가 없으나 너무 무거운 단점이 지적되었다. 따라서 구조적 안전성을 유지하면서 좀 더 경량화 된 처분용기모델을 개발하는 것이 요구된다. 기존의 처분용기모델이 무거워진 한가지 이유는 처분용기 개발 시 적용된 외력조건 및 안전계수 등에 대한 조건들을 너무 엄격하게 적용했기 때문이라고 사료되기 때문에 이런 조건들을 완화하여 처분용기의 재원들을 조정하여 구조해석을 다시 수행하는 것이 요구된다. 따라서 본 논문에서는 설계 완성된 기존의 처분용기에 대하여 외력 조건 및 용기의 재원(두께 등) 들을 변화시키면서 구조해석을 재 수행하여 구조적 안전성 평가를 보완하였다. 이를 바탕으로 외력 조건에 따른 처분용기의 재원 등을 재 산출한다. 보완 해석 결과 기존의 122cm의 처분용기의 직경을 102cm까지 줄여 경량화 시킬 수 있음이 확인되었다.

가압경수로형 원자력발전소의 운영과정에서 발생된 폐수지내 및 의 분포특성을 조사하였다. 표준용액을 사용한 의 회수율 측정결과, 사용한 산의 종류에 관계없이, 3 N-HCl , 주입한 농도 범위에서 의 회수율을 나타내었다. 같은 장치를 사용하여 HTO 표준용액 증류에 의한 의 회수율은 주입한 농도 범위에서 이었다. 습식산화-산용출법에 의한 폐수지의 및 동시분리시, 를 사용했을 때 다른 감마핵종에 의한 방해가 없었으며, 포집액이 섬광제와 잘 혼합되었다. 그러나 3 N-HCl을 사용했을 때 포집용액에서 및 등의 감마핵종이 검출되었다. 또한 Sample Oxidizer에 의한 포집용액에서도 및 등이 검출되었으며, 포집용액에서는 이 검출되었다. 폐수지의 총 함량중 약 70% 이상이 무기 탄소로 확인되었다. 30개 폐수지 시료중 8개 고방사능 폐수지의 및 의 평균농도는 각각 이었으며 22개 저방사능폐수지에서는 각각 이 검출되었다. 고방사능 폐수지의 평균 비는 28로 저방사능 폐수지의 0.70에 비해 높게 나타났으며, 및 의 농도는 서로 비례하는 경향을 보였다.

본 연구에서는 사전연구로부터 사용후핵연료의 처분용기 원형모델로 제안된 처분용기의 전체 크기와 배열을 평가하기 위하여 일련의 공학적 분석을 수행하였다. 그러한 노력의 결과 용기 내부 저장통의 배열형태와 외곽쉘과 상하부 뚜껑의 두께와 같은 새로운 설계변수를 도출하였다. 공학적 분석 작업에는 처분용기의 기계구조 해석 결과를 근거로 도출된 용기의 규격자료에 대한 방사선 안전성 측면에서의 타당성을 검토하기 위하여 방사선차폐 해석과 핵 임계 해석 등이 수행되었다. 처분용기 내부 삽입체의 직경 변화에 따른 구조안정성 해석 결과에 따르면, 직경 102cm 일 때 극한 외압조건은 물론 정상적인 외압조건 하에서도 최대 Von Mises 응력이 안전계수 2.0을 만족하는 것으로 나타났다. 이 경우에서도 핵 임계 및 방사선차폐 해석 결과 안전기준치를 만족시키며, 무게는 20톤 가량 줄어드는 효과가 있는 것으로 나타났다.

본 연구에서는 경수로용 핵연료집합체의 전체지지격자(Full Size Grid)와 부분지지격자(Small Size Grid)에 대한 정적 좌굴강도 실험과 전체 지지격자와 부분지지격자를 구성하는 지지격자판(Grid Strap)에 대한 정적 좌굴해석을 수행하여 지지격자의 좌굴특성을 분석하였으며, 분석결과를 이용하여 전체지지격자와 부분지지격자에 대한 좌굴하중값의 예측 가능성을 평가하였다. 좌굴강도 실험은 웨스팅하우스형 연료의 셀을 갖는 전체지지격자와 등의 셀을 갖는 부분지지격자에 대하여 수행하였으며, 실험결과를 이용하여 지지격자의 좌굴강도와 지지격자의 행(rows)과 열(columns) 사이의 관계식을 제시하였다. 좌굴강도 해석은 범용 유한요소해석코드인 ANSYS를 이용하여 수행하였으며, 해석결과를 이용하여 지지격자의 좌굴특성을 분석하고 실험결과와 비교평가 하였다.

모의지하수중에서 가압경수로형 사용후핵연료로부터 세슘의 침출률에 미치는 공학적 방벽 영향을 규명하기 위하여 지난 약 6년간 벤토나이트 또는 금속시편등의 존재여부에 따라 침출시험을 수행하였다. 침출률은 시간이 경과함에 따라 지수함수적으로 감소하는 경향을 나타내었으며, 적정시간이 경과한 다음부터는 일정한 값에 수렴하는 경향을 나타내었다. 벤토나이트 또는 금속시편이 있을 경우 세슘의 누적누출분률은 선형적으로 증가하였으나, 이들이 없는 경우의 누적분률은 급격히 증가한 다음 서서히 증가하는 경향을 보였다. 이 누적분률에서 갭에 존재하는 세슘의 재고량을 제한 값은 공학적 방벽이 존재하는 경우의 누적분률에 거의 근접하였다. 이러한 결과들은 사용후핵연료 중 세슘의 초기누출분률은 갭 중 세슘의 재고량에 의존하지만, 세슘의 장기침출률은 공학적 방벽에 거의 영향을 받지 않음을 암시해 주고 있다. 그러나 세슘의 초기침출률은 공학적 방벽의 지연효과로 감소될 수 있을 것이다. 그리고 처분장에서 사용후핵연료 중 세슘의 장기침출률은 를 넘지않는 범위 내에서 일정한 값을 가질 것이다.

본 논문에서는 깊은 지하 500m에 처분된 가압경수로(PWR) 고준위폐기물 처분용기에 지하수압과 벤토나이트 팽윤압이 가해지는 동안 처분용기에 발생하는 크립변형을 예측하기 위하여 처분용기에 대한 구조해석을 수행하였다. 보통 이러한 크립변형은 처분용기에 추가적인 외력이 작용하지 않더라도 처분용기에 작용하는 압력과 내부의 높은 열에 의하여 발생될 수 있다. 처분용 기내부의 열분포의 복잡성 덴 시간의존성으로 인하여 일단 외부 지하수압 및 팽윤압만 고려하여 크립해석을 수행하였다. 이를 위하여 적당한 크립함수를 사용하였으며, 해석은 1억초 동안 수행하였다. 해석결과 1억초 동안 발생하는 크립 변형률은 매우 작으며 주희 처분용기의 위아래 덮개에 발생함을 알 수 있었다. 그러나 처분용기의 구조강도에 중요한 내부 주철삽입물에는 훨씬 더 작은 미소한 변형률만 발생하여 처분용기에 발생하는 크립변형은 처분용기의 구조적인 안전성에는 큰 영향을 미치지 않음을 알 수 있었다. 해석 초기에 처분용기 내에 급격히 응력이 증가하여 최고치에 도달한 후 잠깐동안 이 응력 값을 유지하다가 그 이 후에는 급격히 응력 값이 감소하는 응력이완현상을 보이고 있기 때문에 발생 응력 측면에서도 전혀 처분용기의 구조적인 안전성에 문제가 없음이 확인되었다.

본 논문에서는 가압경수로(PWR) 고준위폐기물을 깊은 지하 500 m에 처분 시 사용되는 처분용기의 기본 구조설계에 필요한 처분용기 구조물에 대한 열응력 해석을 수행하였다. 일반적으로 고준위폐기물 처분용기는 지하 수백 미터에 위치하는 화강암 등의 암반 내에 설치하게 되는데, 이 때 처분용기는 내부 바스켓에 채워진 사용 후 핵연료다발의 높은 온도에 따른 열발생에 의하여 내부 주철삽입물 및 외곽쉘에 발생하는 열응력에 견디어야 한다. 따라서 본 논문에서는 처분용기 내부의 핵연료 다발의 열발생을 고려한 열응력 해석을 수행하였다 해석 방법은 유한요소법을 사용하였다. 직접 유한요소해석코드를 작성하는 대신에 구조물의 복잡성 및 유한요소개수의 많음을 고려하여, 상용 유한요소해석 코드인 NISA프로그램을 이용하여 열응력 해석을 수행하였다 해석 결과 처분용기에 가해지는 심지층 지하수압 및 벤토 나이트 버퍼의 팽윤압에 추가하여, 고온의 내부 핵연료다발에 의한 열하중이 작용하더라도 처분용기의 내부 주철삽입물에 발생하는 응력은 주철의 항복응력 보다 여전히 작아 처분용기는 구조적으로 안전함이 확인되었다