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 16 Number 3 (2018년 9월) 12건
Research Paper
1.
2018.09
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고준위방사성폐기물 심지층 처분 대상 암종으로 고려되는 화강암에서 방사성핵종의 장기 거동특성을 이해하기 위한 연구의 일환으로 KURT (KAERI Underground Research Tunnel) 화강암에 존재하는 우라늄의 용출특성에 대한 연구를 수행하였다. 반응 시작 후부터 10일 동안의 반응기간 중 다른 반응용액에 비해 CO3 2- 농도가 높은 UD-CO3 및 UD-Bg 반응용액에서 우라늄의 용출량이 다소 급격하게 증가하였다. 또한 Na 또는 Ca가 다량 함유된 반응용액에서 반응 60일 이후 우라늄 용출량이 다소 급격히 증가하였다. 각 반응용액에 의한 반응 270일까지의 우라늄의 용출량은 UD-CO3 (44.61 μg·L-1), UD-Bg (41.01 μg·L-1), UD-Na (26.87 μg·L-1), UD-Ca (20.26 μg·L-1), UD-CaSi (17.03 μg·L-1), UD-Si (10.47 μg·L-1)으로 지속적으 로 증가 하였으나, 반응 270일 이후 우라늄 용출량은 점차 감소하는 경향을 나타낸다. 이는 화강암 시료 내에 존재하는 우라늄이 반응용액과 상호반응에 의해 최대 용출될 수 있는 한계에 도달하였기 때문으로 판단된다. 우라늄 용출은 혼합된 반응 용액 내의 CO3 2- 존재와 수질의 지화학적 유형에 따라 우라늄의 용출 농도 및 용출 최대치가 나타나는 시점이 다르게 확인되 었다. 이는 시료와 반응용액의 상호반응 과정에서 용존이온의 영향에 의해 화강암시료와 반응용액 사이에 반응속도의 차이가 발생하는 것으로 판단된다.
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2.
2018.09
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파이로 공정에서는 사용후핵연료 관리 공정 개발의 일환으로 산화 우라늄을 고온 용융염 전해질계에서 전기화학적 방법으로 환원시키기 위한 전해환원 공정이 개발되고 있다. 이에 따른 전해환원 공정의 반응기 설계를 위해서는 전기화학적 이론에 기초한 모델이 요구되고 있다. 본 연구에서는 상 분리를 설명하는 phase-field 이론에 기초하여 우라늄 산화물의 전해환원 모사를 위한 1차원 모델이 개발되었다. 모델은 우라늄 산화물 내 산소 원소의 확산과 펠렛 표면에서 전기화학 반응 속도를 나타내는 매개변수를 사용하여 외부로부터 내부로 진행되는 전해환원을 잘 모사하고 있으며 계산 결과 전체 전류는 산소 원소의 내부 확산에 크게 의존하는 것으로 나타났다. 전해환원 반응에 대한 모델은 대용량 장치 설계에 최적화된 조건 도출에 활용될 것으로 예상되며 장치 설계가 완료되면 공정 연계 모사에 직접 사용될 것으로 기대된다.
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3.
2018.09
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핵분열로 인해 생성되는 방사성 노블가스는 주변국의 핵활동을 감시할 수 있는 중요한 지표 핵종이다. 특히 제논은 생성량이 많고 반감기가 짧아 핵실험 탐지에 적합하며 크립톤은 핵연료 재처리 탐지의 추적자로 활용되고 있다. 방출된 방사성 노블가스는 막대한 대기에 희석되어 농도가 감소하고 일부는 시간에 따라 방사능이 감쇠하기 때문에 대기 중에는 매우 극미량으로 존재하게 된다. 따라서 측정을 통해 의미 있는 데이터를 얻기 위해서는 가능한 낮은 수준의 MDA를 설정하는 것이 중요하다. 본 연구에서는 방사성 제논과 크립톤을 동시 포집 할 수 있는 장비인 BfS-IAR시스템을 활용하여 이론을 통해 MDA 를 산출하였다. 또한 MDA 산출방식의 변화, 신뢰수준의 정도는 물론 계측 조건의 변화에 따른 영향을 확인하고 MDA를 저감하기 위한 방안들을 모색하였다. 그 결과 배경농도가 극미량인 제논의 경우 전처리과정의 효율화와 안정적인 계측 성능 유지가 가장 중요한 요소로 판단되었으며, 크립톤의 경우 제논과 달리 시료의 방사능이 높기 때문에 MDA 재설정을 통한 분석조건이나 시스템 최적화를 통해 효율적인 분석을 수행할 수 있을 것으로 판단된다.
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4.
2018.09
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Li-Cd 합금을 이용한 환원추출방식을 LiCl-KCl 기반의 drawdown 공정에 적용하게 되면, LiCl-KCl 공융염의 조성이 파괴되므로 공정온도를 높여야 하며, 전해정련 및 전해제련과 같은 공정에 LiCl-KCl 용융염을 재사용할 수 없게 된다. 따라서, 본 연구에서는 공융염 조성에 적합한 Li-K-Cd 합금을 제조하였으며, 이를 이용하여 U와 Nd가 포함된 LiCl-KCl 염에 투입하여 용 융염 내 UCl3의 제거가 가능한지 평가하였다.
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5.
2018.09
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미임계 시설은 정상 또는 사고상태에서 핵임계안전성이 확보되어야 한다. 이를 위해선 계산된 임계도가 바이어스와 불확실도로 결정된 미임계상한치(USL)를 초과하지 않는다는 것을 검증하는 절차가 반드시 필요하다. 하지만 핵임계안전성 검증 방법론은 여러 가지가 존재하며, 방법론이 달라지면 USL도 달라지므로 가장 적절한 한가지의 방법론으로 평가하는 것이 중요하다. 본 연구에서는 핵임계안전성 검증 방법론이 기술된 두 개의 문서를 비교 분석하여 한 가지 방법론으로 정립하였고, SCALE6.1 코드를 이용한 용기 설계에서의 미임계상한치 결정에 적용하였다.
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6.
2018.09
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원전 해체는 일반적으로 5단계로 준비, 제염, 절단 및 철거, 폐기물 처리, 환경 복원으로 진행된다. 효율적인 원전 해체를 위해서는 작업자의 안전, 비용 대비 효과, 폐기물 최소화, 재사용 가능성 등이 고려되어야 한다. 또한, 작업자의 안전 및 측정 기술이 확보되어야 원전 해체 작업의 최적 효율을 낼 수 있으며 이를 위해서는 계통 및 기기의 정확한 측정 기술이 필요하다. 원전 해체 시 현장에서 사용할 수 있는 대표적인 In-Situ 방법으로는 CZT, Gamma Camera, ISOCS 등이 있다.
본 연구에서는 대표 시료 채취 없이 원전 해체 시 현장에서 적용될 수 있는 ISOCS를 이용하여 S/G Water Chamber 지점에 대 하여 측정을 수행하였다. 측정 방법은 ISOCS의 HPGe 검출기를 증기 발생기 수실 하부 중앙을 향해 위치하였으며, 이때 검출기는 주변 방사선장 감소를 위해 납 차폐체를 장착하였다. 차폐체 두께는 5 cm인 원통형 납 차폐체를 장착하였으며, 검출 기 전면에는 30도 콜리메이터를 장착하여 측정을 수행하였다. 측정값에 검증을 위해 실제 측정 방법과 동일하게 Microshield를 이용하여 측정한 값과 GEANT4 코드를 이용하여 모델링 하였다. 비교 결과 1.0×101~1.0×102 Bq 정도 차이를 보였으며, 이는 측정 시 주변 방사선의 영향, 모델링의 정밀도 등으로 오차를 줄일 수 있을 것으로 보인다. 본 논문의 연구 결과를 바탕으로 측정값의 정확도 및 신뢰도를 분석하고 향후 해체 작업 시 직접 측정 방법의 적용성에 대한 신뢰도를 높이고자 한다.
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7.
2018.09
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고준위폐기물을 처분하기 위한 심층처분시스템의 구성 요소로는 처분용기, 완충재, 뒷채움 및 근계 암반이 있다. 이 중 완충재는 심층 처분시스템에 있어 필수적인 요소이다. 처분용기에서 발생하는 고온의 열량은 완충재로 전파되기에 완충재의 열적 특성은 처분시스템의 안정성 평가에 상당히 중요하다고 할 수 있다. 특히, 고온의 열량은 완충재의 열적 팽창을 야기 하여 근계 암반에 열응력을 야기할 수 있기에 완충재의 열팽창 특성 규명은 반드시 필요하다고 할 수 있다. 따라서 본 연구에서는 국내 경주산 압축 벤토나이트 완충재(KJ-II)에 대한 열팽창 거동 특성을 실내 실험을 통해 분석하고 선형 열팽창계수 에 대한 추정 모델을 제시하고자 하였다. 압축 벤토나이트 완충재의 선형 열팽창계수는 딜라토미터 장비를 이용하여 승온 속도, 건조밀도, 온도 범위에 따라 측정되었으며 선형 열팽창계수 값은 대략 4.0~6.0×10-6/℃ 로 측정되었다. 또한 실험 데이터를 토대로 비선형 회귀분석 방법을 이용하여 건조밀도에 따른 경주 압축 벤토나이트 완충재의 선형 열팽창계수를 추정 할 수 있는 모델을 제시하였다.
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8.
2018.09
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이온성 액체를 이용하여 질산 용액으로부터 Am(Ⅲ)과 Eu(Ⅲ)의 추출 거동을 조사하고 이온성 액체의 활용가능성을 살펴보았다. 이온성 액체로는 1-alkyl-3- methylimidazolium bis(trifluoromethylsulfonyl)imide ([Cnmim][Tf2N])을 사용하였고, noctyl( phenyl)-N,N-diisobutyl carbamoylmethyl phosphine oxide (CMPO)와 tri-n-butylphosphate (TBP)를 추출제로 사용하여, Am(Ⅲ)과 Eu(Ⅲ)의 추출 분배계수를 질산농도, CMPO, TBP와 같은 변수들의 함수로서 측정하였다. 이온성 액체를 사용함으로써 기존의 n-doodecane (n-DD)과 비교하여 추출 효율이 현저히 증가하였다. 질산 용액의 농도가 높을수록 Am(Ⅲ)과 Eu(Ⅲ)의 추출률은 감소하였으며, Eu(Ⅲ)의 추출률은 Am(Ⅲ)보다 전반적으로 작았다. 이온성 액체를 이용한 Am(Ⅲ)과 Eu(Ⅲ)의 추출 메카니즘은 n-DD와 같은 분자성 유기용매를 사용하는 경우와는 달리 양이온 교환 메카니즘에 의해 일어나는 것으로 판명되었다. 사용한 모든 이온성 액체에 대하여 Am(Ⅲ)과 Eu(Ⅲ)의 추출 분배계수는 CMPO의 농도가 높을수록 증가 하고, CMPO 농도에 대한 추출 데이터의 직선 기울기 값은 약 3.0으로 이온성 액체를 이용한 Am(Ⅲ)과 Eu(Ⅲ)의 추출반응에서 3분자의 CMPO가 복합착물을 형성하는 것으로 나타났다.
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9.
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Long-lived Small Modular Reactors are being promoted as an innovative way of catering to emerging markets and isolated regions. They can be operated continuously for decades without requiring additional fuel. A novel configuration of long-lived reactor core employs a mixed neutron spectrum, providing an improvement in nonproliferation metrics and in safety characteristics. Starting with a base sodium reactor design, moderating material is inserted in outer core assemblies to modify the fast spectrum. The assemblies are shuffled once during core lifetime to ensure that every fuel rod is exposed to the thermalized spectrum. The Mixed Spectrum Reactor is able to maintain a core lifetime over two decades while ensuring the plutonium it breeds is below the weapon-grade limit at the fuel discharge. The main drawbacks of the design are higher front-end fuel cycle costs and a 58% increase in core volume, although it is alleviated to some extent by a 48% higher power output.
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10.
2018.09
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The ability to recover the nearly limitless supply of uranium contained within the world’s oceans would provide supply security to uranium based fuel cycles. Therefore, in addition to U.S. national laboratories conducting R&D on a system capable of harvesting seawater uranium, a number of collaborative university partners have developed alternative technologies to complement the national laboratory scheme. This works summarizes the systems analysis of such novel uranium recovery technologies along with their potential impacts on seawater uranium recovery. While implementation of some recent developments can reduce the cost of seawater uranium by up to 30%, other researchers have sought to address a weakness while maintaining cost competitiveness.
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Technical Paper
11.
2018.09
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대한민국 첫 상업원전인 고리1호기는 40년간의 성공적인 운전을 끝내고 2017년 6월 18일 영구정지 되었다. 고리1호기는 본격적인 해체에 앞서 터빈건물에 폐기물처리시설 건설을 계획하고 있다. 각종 방사성폐기물은 폐기물처리시설에서 제염, 해체, 절단, 용융되어 자체처분 되거나 방사성폐기물 처분장으로 보내 진다. 해체폐기물 중 대형금속방사성폐기물은 주로 1차 계통측 기기들로 높은 방사능을 띄고 있어 해체활동 중 작업자의 피폭관리가 필요하다. 본 논문에서는 대형금속방사성폐기물 중 크기가 가장 크고 형상이 복잡한 증기발생기를 선정하여 RESRAD-RECYCLE 코드를 이용하여 작업자 피폭선량을 평가하고 저감화 방안을 수립 하고자 한다.
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12.
2018.09
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국내 가동원전 중 2-루프 가압경수로인 고리1호기는 약 40년 운전한 후, 2017년 6월 18일 영구정지되었다. 영구정지된 고리 1호기는 주요 해체작업을 수행하기전에 계통내 선량률을 저감시켜 작업자피폭을 최소화하기 위한 계통제염을 수행할 예정이다. 일반적으로, 계통제염 범위는 원자로압력용기, 가압기, 증기발생기, 화학 및 체적제어계통, 잔열제거계통 및 원자로 냉각재계통 주요배관을 포함한다. 이러한 계통 및 기기 등을 효율적으로 제염하기 위해서는 제염과정에서 원자로냉각재계 통내 유동특성을 평가할 필요가 있다. 계통제염을 위해 순환유량을 제공하는 방법은 다양하나, 본 논문에서는 잔열제거펌프 운전에 따른 고리1호기 원자로냉각재계통내 유동특성을 평가하였다. 잔열제거펌프를 이용한 계통제염은 원자로냉각재 내 유량의 불균형을 초래하여 계통내 기기 및 배관 등에 불순물을 침적시켜 제염이 효율적이지 않다는 것으로 평가되었다.
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