경주 중·저준위 방사성폐기물 처분시설의 운영에 따라, 한국원자력연구원(대전)에 임시보관 중인 방사성동위원소폐기물 을 처분시설로 육상운반하였다. 본 연구에서는 방사성동위원소폐기물의 국내육상운반에 따른 작업자 및 일반인에 대한 방 사선 피폭선량을 평가하고 그 결과를 국내 방사선피폭 법적제한치와 비교하였다. 또한 방사성폐기물의 상하차 작업 시 작업 자와 드럼 간 거리 및 방사성핵종 누출율의 변화에 따른 예상피폭선량의 민감도를 분석하였다. 정상 및 사고조건에서의 예 상피폭선량은 국내 법적제한치를 충분히 만족하였음을 확인하였다.

한국원자력연구원의 지하처분연구시설인 KURT 부지에 가상의 심지층 처분 시설을 가정하고 안전성평 가를 수행하기 위해 필요한 지하수 유동 자료를 작성하기 위한 지하수 유동 모의가 수행되었다. 연구지역 의 전반적인 지하수 유동 특성을 고려하기 위해, 광역 규모의 지하수 유동 모의를 먼저 실시하여 국지 규 모 지하수 유동 모의에서 이용될 경계 조건을 구하고, 현장에서 확인된 단열 자료를 반영하여 국지 규모 에서의 지하수 유동계가 모의되었다. 같은 방식으로 국지 규모에서 지하수 유동에 관한 경계 조건을 뽑아 내어 KURT 부지 규모의 지하수 유동 모의에 이용하였다. 국지 규모의 지하수 유동 모의 결과로 얻어진 지하수위 분포를 통해 입자 추적(particle tracking) 모의를 수행하여 가상의 처분 부지 위치에서 지표로 흐르는 지하수의 유동 경로를 확인하고, 경로의 길이와 지하수의 시간당 유동량(discharge rate)을 구하였다. 본 연구에서 이용된 일련의 지하수 유동 모의 및 입자 추적 모의 방법은 향후 심지층 처분 시설의 안전성 평가에 필요한 자료를 작성하는데 유용하게 쓰일 것으로 기대된다.

한국원자력연구소 내의 연구용 원자로(TRIGA II, III) 해체 시 발생한 방사성 알루미늄 해체 폐기물의 감용 및 제염 특성을 평가하기 위해 아크로에서 알루미늄의 용융 특성 및 방사성 핵종의 분배 특성에 대한 연구를 수행하였다. 알루미늄 폐기물은 흑연전극(graphite electrode)을 이용한 전기아크로에서 4가지 종류의 플럭스를 함께 첨가하여 용융시켰다. 또한 알루미늄의 용융 시 방사성 핵종의 분배 특성을 고찰하기 위해 알루미늄 시편에 방사성 모의 핵종인 코발트, 세슘, 스트론튬의 화합물을 오염시킨 후 혹연도가니에 넣어 알루미늄 용융실험을 수행하였다. 전기아크로에서 알루미늄의 용융실험을 수행한 결과 플럭스의 종류에 따라 다소 차이는 있으나 플럭스의 첨가에 의해 알루미늄 용융체의 유동성이 증가됨을 확인할 수 있었다. 아크 용융에 의해 생성된 슬래그의 발생량은 플럭스 A와 B를 첨가한 알루미늄 용융실험에 비해 플럭스 C와 D를 첨가한 실험에서 상대적으로 많은 양이 생성됨을 알 수 있었으며, 첨가된 플럭스의 양이 증가할수록 이에 비례하여 슬래그의 발생량이 증가함을 알 수 있었다. 슬래그(slag)의 XRD 분석을 통해 방사성 핵종이 주괴에서 슬래그 상으로 이동한 후 슬래그를 구성하고 있는 산화알루미늄과 결합하여 안정한 화합물로 슬래그 상에 포집됨을 알 수 있었다. 알루미늄 폐기물의 용융시 Co의 분배율은 플럭스를 첨가한 경우에 보다 높은 제염계수를 나타냈으며, 모든 플럭스에서 40% 이상의 제염 효과를 나타내었다. 반면에 휘발성 핵종인 Cs과 Sr은 주괴로부터 98% 이상이 제거되어 대부분이 슬래그상과 분진으로 이동되는 특성을 확인할 수 있었다.

방사성 폐기물 핵종 재고량 평가에 필요한 핵종분석을 위하여 다양한 매질의 방사성 폐기물 시료로부터 및 의 분리에 관한 연구가 수행되고 있다. Ni은 음이온교환 수지와 Sr-Spec 추출 크로마토그래피 수지로 Re(의 대용물), Nb, Fe 및 Sr을 차례로 분리하는 과정에서 Ca, Mg, Al, Cr, Ti, Mn, Ce, Na, K 및 Cu와 함께 회수되었다. 본 연구에서는 Ni의 선택적 분리기술을 확립하기 위하여 Ni-Spec 추출 크로마토그래피 및 양이온교환수지법으로 이들의 분리거동을 비교하였다. 또한 Ni의 정제와 기체비례계수법으로 방사능을 측정하기에 적합한 계측시료 준비를 위하여 ammonium 및 tartaric 에서 dimethylglyoxime(DMG)에 의한 Ni의 침전거동을 조사하였다 원자력발전소로부터 채취한 폐이온교환수지 시료 용해용액의 화학조성을 모사하여 만든 모의 폐이온교환수지 용액을 사용하여 Re, Nb, Fe 및 Sr 분리과정을 거쳐 최종적으로 분리한 Ni의 회수율은 이었다. 또한 tartaric 에서 DMG에 의한 Ni의 회수율은 이었다.

원자력 발전소에서 발생하는 고체 방사성 폐기물인 이온교환수지, 제올라이트, 활성탄 및 슬러지 에 포함된 성분 원소 분석을 위한 산분해 조건을 확립하였다. 방사성 폐기물의 분해 에는 흔합산을 이용한 밀폐형 극초단파 산분해법을 사용하였으며, 제안한 방법에 따른 산분해 후의 용액은 맑고 색이 없는 투명한 상태임을 확인할 수 있었다. 또한, 산분해 과정을 거친 각각의 용액 시료는 ICP-AES와 AAS를 사용하여 분석하였고, 모의 방사성 폐기물에 첨가한 5종의 금속 원소들은 이상의 높은 회수율을 보여주었다. 화학적 특성을 고려하여 제안된 산분해 조건에 의해 용액화된 중저준위 방사성 폐기물의 성분 원소 분석은 최적의 유리화 기술 개발을 위한 기초 자료로 유용하게 사용될 수 있을 것으로 판단된다.