간행물
방사성폐기물학회지 KCI 등재 SCOPUS Journal of the Korean Radioactive Waste Society
- 발행기관 한국방사성폐기물학회
- 자료유형 학술지
- 간기 계간
- ISSN 1738-1894 (Print)2288-5471 (Online)
- 수록기간 2003 ~ 2024
- 주제분류 공학 > 공학일반 공학 분류의 다른 간행물
- 십진분류KDC 559DDC 629
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Volume 15 Number 4 (2017년 12월) 10건
Invited Paper
1.
2017.12
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The concept of deep borehole disposal (DBD) for high-level nuclear wastes has been around for about 40 years. Now, the Department of Energy (DOE) in the United States (U.S.) is re-examining this concept through recent studies at Sandia National Laboratory and a field test. With DBD, nuclear waste will be emplaced in boreholes at depths of 3 to 5 km in crystalline basement rocks. Thinking is that these settings will provide nearly intact rock and fluid density stratification, which together should act as a robust geologic barrier, requiring only minimal performance from the engineered components. The Nuclear Waste Technical Review Board (NWTRB) has raised concerns that the deep subsurface is more complicated, leading to science, engineering, and safety issues. However, given time and resources, DBD will evolve substantially in the ability to drill deep holes and make measurements there. A leap forward in technology for drilling could lead to other exciting geological applications. Possible innovations might include deep robotic mining, deep energy production, or crustal sequestration of CO2, and new ideas for nuclear waste disposal. Novel technologies could be explored by Korean geologists through simple proof-of-concept experiments and technology demonstrations.
4,300원
Research Paper
2.
2017.12
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LiCl-KCl 용융염에서 광학적으로 투명한 텅스텐 망으로 제작된 작업전극에 대해 사마륨의 전기화학적 거동을 Cyclic voltammetry와 Potential step chronoabsorptometry의 전기화학적 및 분광전기화학적 방법으로 조사하였다. Cyclic voltammogram 으로 결정된 Sm3+/Sm2+의 산화환원 반응의 가역성을 기반으로 형식전위와 확산계수를 계산하여 각각 –1.99 V vs. Cl2/Cl- 와 2.53×10-6 cm2·s-1를 얻었다. 작업 전극에 –1.5 V vs. Ag/AgCl (wt%)로 전압을 인가하여 측정한 Chronoabsorptometry 를 통해 사마륨 이온의 특성 파장으로 Sm3+에 대해 408.08 nm, Sm2+에 대해 545.62 nm를 확인하였다. Voltammogram에서 얻은 환원 피크 전압과 산화 피크 전압을 이용하여 Potential step chronoabsorptometry를 수행하였다. 545.63 nm의 흡광 피크 값을 분석하여 2.15×10-6 cm2·s-1의 확산계수를 얻었으며 이 값은 동일한 온도에서 Cyclic voltammtry 분석으로 얻은 값과 큰 차이를 보이지 않았다. 실험결과로부터 고온 용융염에서 광학적으로 투명한 작업전극을 이용한 분광전기화학적 방 법이 용융염에 용해된 이온의 종류를 확인하며 전기화학적 거동을 조사하는데 유용한 도구로 활용될 수 있음을 확인하였다.
4,000원
3.
2017.12
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전극 구성에 따른 고효율 전해정련공정의 일반적인 모델을 구축하기 위하여, 상미분방정식 인터페이스를 갖는 COMSOL Multiphysics V5.3 전착 모듈을 사용하여 수치해석을 실시하였다. 구축된 모델은 한국원자력연구원에서 제작한 실험실 규 모 (1kg 우라늄/day 규모) 다중배열전극 전해정련장치를 사용해 전극 간 거리, 전극 배열을 변수로 하여 실시한 실험의 전 류밀도-전위 곡선과 비교하였다. 공정온도는 500℃이다. 용융염은 3wt% UCl3가 포함된 LiCl-KCl 공융염을 사용하였다. 검 증된 모델을 이용하여 전류밀도-셀전위 곡선을 계산한 결과 전극 간 거리가 가까울수록, 전극 배열은 양극/음극 면적비가 증 가할수록 셀 전위가 낮아져 전해정련장치의 우라늄 처리효율을 향상시킬 수 있다는 것을 확인하였다. 이러한 접근은 고출력 사용후핵연료 전해정련기의 안전설계를 위한 데이터베이스 구축에 유용할 것이다.
4,300원
4.
2017.12
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원자력 발전 이후에 누적되는 사용후핵연료를 해소하기 위한 다양한 연구가 시도되고 있으며, 특히 건식으로 사용후핵연료 를 재활용하는 파이로 공정이 주목되고 있다. 파이로 공정의 공학규모 실증을 위하여 대형 공정셀을 구비한 PRIDE 시설이 구축되었다. 파이로 공정에 사용되는 용융염의 화학반응성을 고려하여, 공정셀 내부는 아르곤 분위기를 유지한다. 결과적으 로, 작업자가 공정셀 내부에 진입할 수 없으며, 공정셀 내부에 설치된 모든 공정장치는 원격수단에 의해 공정셀 밖에서 원격 조작을 통해 수행한다. 따라서, 공정셀에 설치되는 공정장치는, 설계단계에서 부터 원격작업을 고려하여 설계되어야 하며, 공정셀에 반입하기 전에 원격으로 작동이 가능한지 철저히 검증하여야 한다. 만약, 공정셀에 반입되어 작동하는 단계에서 문제가 발생하는 경우, 장치를 반출하여 수정한 후 재반입하기까지 많은 비용과 시간을 허비하게 된다. 공정장치의 원격성 검증을 위하여, 물리적인 목업을 사용할 뿐 아니라, 설계단계에서 3D 모델을 활용한 가상 검증이 가능하다. 본 연구는, 가상공간에 PRIDE 공정셀을 구성하고, 설계된 공정장치 3D 모델을 입력하여, 원격조작성을 검증하기 위한 PRIDE 3D 시뮬레이터 개발에 관한 것이다. 실제 PRIDE 공정셀의 형상과 공정셀에 설치되는 원격운전 및 유지보수 장치의 움직임을 가상공간에 구현하고, 공정장치의 3D 모델을 실제 설치할 장소에 위치할 수 있도록 하였다. PRIDE 공정셀에 설치 될 전해공정장치의 전극교체 작업을 시뮬레이션 시나리오로 설정하여, 개발된 PRIDE 3D 시뮬레이터의 사용성을 검증하고 자 하였다. 8단계로 이루어진 원격작업 시나리오를 구성하여, 각 단계의 원격작업을 성공적으로 모사함으로써, PRIDE 공정 셀의 원격성 평가를 성공적으로 수행하였다.
4,000원
5.
2017.12
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KAERI의 PRIDE 시설에서 공학규모의 전해환원용 원료물질인 UO2 다공성펠렛 제조를 위해 공정과 장치를 최적화시킨 내 용을 다루었다. UO2 분말과 별도로 attrition 밀링된 대용산화물 분말을 출발분말로, 정밀 칭량을 통해 사용후핵연료 조성을 모사하였다(Simfuel). Simfuel 분말은 각각 tumbling mixer로 혼합하여 균질화 하고, rotary press로 성형하여 furnace를 이 용해 소결하였다. 4% H2-Ar 분위기에서 1450℃ 24시간 고온 열처리하여 제조된 소결펠렛은 6.89 g·cm-3의 벌크밀도를 가 지며 이는 후속 전해환원 공정의 요구에 부합한다. 소결된 다공성펠렛의 미세구조 관찰을 통해 다공성 기지상과 함께 산화/ 금속 석출물이 관찰되어 사용후핵연료의 상이 모사됨을 확인하였다. 본 결과는 향후 공학규모 이상의 파이로 연구를 위한 UO2 다공성펠렛 제조에 중요한 기초자료로 활용 될 것이다.
4,200원
Technical Paper
6.
2017.12
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2017년 6월에 영구정지 된 고리 1호기의 해체는 한국의 상업 원전에 대한 첫 해체 사례가 될 것이다. 해체 과정 중에 발생하 는 폐기물에 대한 처분은 전체 해체 비용의 많은 부분을 차지한다. 따라서 방사화 및 오염된 콘크리트 구조물은 적절한 해체 전략을 수립하여 경제적이고 안전하게 해체되어야 한다. 본 논문에서는 생물학적 차폐체에 대한 최적화된 해체 및 처분 시 나리오를 연구하였다. 해체사례, 폐기물 처분 규정 및 처리 기술을 분석하였다. 그리고 생물학적 차폐체 제거 과정의 폐기물 발생량을 최소화하기 위해서, 최적 해체 시나리오를 제시하였고 폐기물 처분 방안을 도출하였다.
4,500원
7.
2017.12
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중·저준위방사성폐기물 표층처분시설 인간침입시나리오의 ‘평가/해석에 대한 불확실성’의 관리를 위해 GENII를 이용 한 평가결과를 오염토양에 대한 방사선영향평가를 위해 개발된 RESRAD를 이용하여 검증하였다. 중저준위방사성폐기물 표 층처분시설의 인간침입시나리오로 시추후거주시나리오를 선정하여 각 코드의 현상 모사에서 발생하는 한계점을 파악하고 동일한 입력데이터 조건에서 두 코드의 평가결과를 비교분석함으로써 모델링의 불확실성을 분석하였다. 평가결과 각 코드 에서 일부 핵종의 거동모사에 대한 차이는 있었으나 폐쇄후관리기간 이후 선량평가 결과 모든 피폭경로에 대한 경향이 유사 함을 확인하였다. 또한 RESRAD에서 확인한 선량평가 결과를 바탕으로 입력인자에 대한 민감도 분석을 수행하고 주요입력 인자를 도출하였다. 이를 통해 모델링 결과 및 입력인자에 대한 불확실성을 분석하고 안전성평가 결과에 대한 신뢰성을 확 인하였다. 본 연구의 결과는 중저준위방사성폐기물 처분시설의 Safety Case 구축에 활용될 수 있다.
4,300원
8.
2017.12
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국내 원자력발전소의 사용후핵연료는 소내저장시설에 보관되어 있으나 저장시설의 용량 확장이 어려움이 있으며, 연구기관 의 연구로에서 발생하는 고준위 방사성폐기물도 자체 보관중이나 영구적으로 저장할 수 없다. 또한 원전의 해체 시에도 고 준위 방사성폐기물이 발생할 것으로 예상된다. 이에 따라, 본 연구에서는 현재 개발된 사용후핵연료 운반용기를 사용하여 고준위 방사성폐기물을 가상의 관리시설로 철도를 통하여 운반하는 경우에 대하여 작업자 및 운반경로 주변 일반인의 예상 피폭선량을 평가하였으며, 그 결과를 국내 법적기준치와 비교하였다. 또한, 고준위 방사성폐기물의 상하차 작업 시 작업자 와 운반용기 간 거리와 운반사고 시 방사성핵종의 누출율의 변화에 따른 피폭선량의 변화에 따른 피폭선량 추이와 운반에 사용되는 열차의 구성에 따른 운반작업자의 피폭선량 변화를 분석하였다. 본 연구에서 설정한 모든 조건에서의 예상피폭선 량은 국내 법적제한치 이하임을 확인하였다.
4,000원
9.
2017.12
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한국원자력환경공단에서는 국내 경수로 원전에서 발생된 사용후핵연료를 건식으로 저장할 수 있는 콘크리트 용기를 개발하 였다. 본 저장용기는 사용후핵연료가 건식환경에서 장기간 저장되는 동안 용기 및 사용후핵연료의 건전성이 유지되며, 방사 선량률이 저장시설의 설계기준을 초과하지 않도록 설계되어야 한다. 특히, 저장시설은 정상 및 사고조건에서 적절한 방사선 방호를 위한 차폐설계가 이루어져야 한다. 이를 위해 본 연구에서는 미국 10CFR72 및 10CFR20의 기술기준과 NRC의 표준 심사지침 NUREG-1536에서 제시한 평가방법에 따라 건식저장조건하에서 단일 콘크리트용기 및 2×10 용기배열조건의 선 량율을 평가하였다. 평가결과, 일반인에 대한 연간선량 한도인 0.25 mSv를 만족하는 통제구역 경계까지의 거리는 약 230 m 로 도출되었다. 콘크리트 저장용기의 설계사고는 2×10 배열의 저장시설에서 한 개의 저장용기가 이송 중 전도사고가 발생 하여 용기의 바닥면이 통제구역 경계로 향하는 상황으로 가정하였다. 전도된 저장용기의 바닥면으로 부터 100 m 및 230 m 지점에서 각각 12.81 mSv 및 1.28 mSv로 평가되었다. 본 연구를 통해 건식저장조건에서 콘크리트 저장용기 및 저장시설은 적절하게 평가된 통제구역경계까지의 거리가 확보된다면 방사선적 안전성이 유지됨을 확인할 수 있었다. 본 평가결과만으 로 건식환경의 저장용기(시설) 설계에 직접 적용하기는 어렵겠으나, 향후‘국가 고준위폐기물 관리 전략’에 근거한 원전내 저장시설 또는 중간저장 시설의 설계 및 운영에 유용한 자료가 될 것으로 사료된다.
4,300원
Technical Note
10.
2017.12
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원자력발전소내 습식저장중인 사용후핵연료의 건식저장을 위해서는 캐니스터 내부에 사용후핵연료를 옮겨 담은 이후, 건 식저장 캐니스터 내장품이나 사용후핵연료 다발의 부식방지 및 피복관의 열화방지를 위해 모든 수분은 제거해야 한다. 캐 니스터 내부의 수분을 제거하는데 사용할 수 있는 기체강제순환 건조시스템 개발을 위한 연구개발이 진행중이다. 본 연구 에서는 기체강제순환 건조시스템 설계, 제작을 위한 예비설계를 수행하였다. 예비설계에는 캐니스터 내부 잔존수분 제거를 위한 건조사례조사, 건조관련 규격이나 표준, 건조합격기준, 건조장치구성, 현장요구분석, 습식저장중인 사용후핵연료 특성 을 포함하였다. 예비설계를 통하여 기체강제순환 건조시스템의 설계 개념도와 P&ID를 도출하였고, 이를 활용하여 건조시 스템 제작을 위한 상세설계를 수행할 것이다.
3,000원
