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방사성폐기물학회지 KCI 등재 SCOPUS Journal of the Korean Radioactive Waste Society

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권호

Volume 16 Number 4 (2018년 12월) 10

Research Paper

1.
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아메리슘(Am)은 사용후핵연료의 장기 방사성 독성에 크게 영향을 주기 때문에 고준위 방사성 폐기물 처분의 장기 안전성 평가에 필수적으로 고려되어야 할 원소이다. 분광학적 방법을 이용한 일부 악티나이드 원소의 화학반응 연구가 활발히 진행되고 있는 반면, 아메리슘에 대한 연구는 아직까지 미비한 상황이다. 이 연구에서는 고순도의 시료를 필요로 하는 화학반응 연구를 위하여 241Am 시료를 정제한 후, 액체섬광계수기와 감마선 및 알파선 스펙트럼을 이용하여 정량과 정성분석을 하였다. 액체 광도파 모세관 셀을 이용한 고감도의 UV-Vis 흡수 분광학과 시간분해 레이저 형광 분광학을 이용하여 Am(Ⅲ) 가수분해물과 옥살레이트(oxalate, Ox) 착물반응을 조사하였다. 산성조건에서 Am3+은 503 nm에서 최대 흡수봉우리를 보이며, 몰흡광계수는 424 ± 8 cm-1·M-1임을 확인하였다. 중성 이상의 pH 조건에서 형성되는 Am(OH)3(s) 콜로이드 입자에서는 506-507 nm 파장에서 최대 흡수봉우리가 관측되었다. Am(Ox)3 3- 착물은 Am3+에 비교하여 흡수 및 발광스펙트럼이 각 각 4와 5 nm정도 장파장으로 이동하였고 몰흡광계수와 발광세기도 크게 증가하였다. Am(Ox)3 3-의 발광수명은 23에서 56 ns으로 증가하였고 이는 Am(Ⅲ)의 내부권에 결합하고 있던 약 여섯 개의 물분자가 옥살레이트의 카르복실기로 치환되었음을 의미한다. 이 결과로부터 Am(Ox)3 3-은 각 옥살레이트 리간드가 두 자리 결합(bidentate)을 하고 있다는 것을 제안하였다.
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2.
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공기 분위기하 UO2의 독특한 산화거동을 모사하기 위해 기존 Crackling Core Model (CCM)을 개선하였다. UO2가 U3O8으로 전환될 때 시간-전환율 곡선에서 나타나는 실험적 sigmoid 거동을 근사하게 재현할 수 있도록 모델 개선에 파편화 효과로 인한 반응 표면적 증대 및 결정립 가변 전환시간 개념을 고려하였다. UO2는 U3O7을 거쳐 U3O8으로 전환되며 최종 결정립 산화 소요 시간은 초기 결정립 산화 소요 시간의 10배에 해당한다는 가정을 도입했을 때, 개선된 모델은 599 - 674 K에서의 UO2 구 형 입자의 실험적 산화거동과 근사한 계산결과를 나타내었으며 핵종성장모델(Nucleation and Growth Model) 및 자촉매반응모델(AutoCatalytic Reaction Model)과 비교할 때 가장 작은 오차를 보여주었다. 개선된 모델을 통해 U3O8으로의 100% 전환시 계산된 활성화에너지값은 57.6 kJ·mol-1로 자촉매반응모델로 계산된 값인 48.6 kJ·mol-1보다 크며, 외삽에 의해 결정된 실험값에 더 근사함이 밝혀졌다.
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3.
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본 연구에서는 하이드라진 기조의 환원성 제염제를 이용한 마그네타이트 산화물의 용해를 다루고 있다. 마그네타이트로부터의 Fe(Ⅱ) 및 Fe(Ⅲ)의 용해는 protonation, surface complexation 및 reduction에 의해 지배를 받는다. 하이드라진과 황산은 산소결합을 파괴하거나 Fe(Ⅲ)이온을 Fe(Ⅱ)이온으로 환원시키기 위한 수소 및 전자를 각각 제공하게 된다. 속도론적 관점에서 보다 효율적인 용해를 위하여 다수의 전이금속의 영향을 분석하여 Cu(Ⅱ) 이온이 효과적임을 확인한 바 있다. Cu(Ⅰ) 이온은 Cu(Ⅱ) 이온으로 산화되는 동안 전자를 방출하여 Fe(Ⅲ) 이온을 환원시키고 다시 하이드라진에 의해 Cu(Ⅰ) 이온으로 환원되게 된다. 본 연구를 통해 제염용액에 매우 적은 양의 구리 이온 (약 0.5 mM)을 첨가함에 따라 평균 40% 용해속도가 향상됨을 확인하였고, 특히 특정 조건에서는 70% 이상 용해속도가 향상 됨을 확인하였다. 구리 이온이 하이드라 진과 배위결합을 이루는 지에 대해서는 아직 명확하지 않으나, 분명한 것은 Cu(Ⅱ)/H+/ N2H4으로 이루어진 제염제는 효과적인 용해성능을 가지고 있다는 것이다.
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4.
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Less mature nuclear reactor technologies are characterized by a greater uncertainty due to insufficient detailed design information, operational data, cost information, etc., but the expected performance characteristics of less mature options are usually more attractive in comparison with more mature ones. The greater uncertainty is, the higher economic risks associated with the project realization will be. Within a comparative evaluation of less and more mature nuclear reactor technologies, it is necessary to apply economic risk measures to balance judgments regarding the economic performance of less and more mature options. Assessments of any risk metrics involve calculating different characteristics of probability distributions of associated economic performance indicators and applying the Monte-Carlo method. This paper considers the applicability of statistical risk measures for different economic performance indicators within a trial case study on a comparative evaluation of less and more mature unspecified LWRs. The presented case study demonstrates the main trends associated with the incorporation of economic risk metrics into a comparative evaluation of less and more mature nuclear reactor technologies.
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Technical Paper

5.
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2017년 고리 1 호기 영구정지를 계기로 국내 원자력발전소의 해체가 점차 가시화되고 있다. 앞으로 원전 해체가 본격적으로 추진될 경우 원전 1기 당 약 16만 t의 콘크리트 폐기물이 발생될 것으로 예측되었으며, 이들 콘크리트 폐기물은 대부분 오염 준위가 매우 낮아 자체처분 대상으로 고려될 수 있다. 따라서, 국내 자체처분 폐기물(원자력안전위원회 고시 2017-65호에 따른 자체처분 허용농도 또는 자체처분 허용선량을 만족하는 폐기물)에 대한 현행 규제체계가 대량의 콘크리트 폐기물에 대한 무제한적 자체처분에 대해서도 유효성을 유지할 수 있는지를 사전에 확인할 필요가 있다. 이와 관련, 국내 자체처분 규정 개발 시 참조기준인 IAEA SRS No. 44를 심층분석하고, 국내 산업계 현황을 반영한 입력값과 계산식을 이용하여 4가지 자체 처분 시나리오에 대한 예상 피폭방사선량을 평가하였다. 그 결과, 재활용 시나리오에 대한 예상선량은 대부분 정상 시나리오에 대한 자체처분 선량 기준(즉, 0.01 mSv·y-1)보다 낮은 것으로 평가되었으나, 성토 후 거주 시나리오의 경우 보수적인 가정을 적용하면 자체처분 선량 기준을 초과할 가능성도 배제할 수 없는 것으로 나타났다. 따라서, 대량의 해체 콘크리트 폐기물의 안전하고 지속가능한 자체처분을 위해서는 폐기물 처리업체 다변화, 성토 시나리오에 대한 보다 구체적인 평가, 성토를 통한 자체처분에 대한 부분적 제한조건 설정 등을 고려할 수 있다.
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6.
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국내의 사용후핵연료가 증가함에 따라 사용후핵연료 저장조는 곧 포화가 될 것으로 예상된다. 따라서 사용후핵연료 건식저장 운영 및 관리 방안에 대해 연구하는 것은 매우 중요하다. 미국에서는 오랜 기간 건식저장을 운영해왔으며 이를 바탕으로 사용후핵연료 건식저장 운영 및 관리 방안에 대해 많은 연구가 수행되고 있다. 그러나 우리나라에서는 경수로 사용후핵연료 건식저장 경험이 없으며 관련 관리방안 및 구체적인 기준이 매우 부족한 현실이다. 건식저장기간 동안 주요한 이슈중의 하나는 건식저장용기 열화현상이며 대표적으로 응력부식균열에 의한 부식현상이 있다. 미국에서는 U.S. DOE, U.S. NRC, 그리고 EPRI 주관 아래 건식저장 캐니스터에서의 염화물 응력부식균열에 관한 많은 연구들을 수행하고 있다. 또한 건식저장 캐니스터의 염화물 응력부식균열 현상을 설명하기 위해 SNL에서는 확률론적 응력부식균열 모델을 제시하였다. 본 논문에 서는 SNL에서 제시한 확률론적 응력부식균열 모델을 검토하였으며 모델에 제시된 주요인자들을 세세하게 분석하였다. 본 논문은 우리나라에서 스테인리스 스틸로 제작된 캐니스터를 경수로 사용후핵연료 건식저장으로 이용할 경우, 건식저장 운영 및 관리 방안을 구축하는 대에 좋은 참고문헌이 될 것이라 사료된다.
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7.
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원전 해체 공정 중 절단 및 용융작업에서 발생되는 방사성 에어로졸은 작업종사자의 호흡을 통해 내부 피폭을 유발하게 된다. 이에 따라 해체 중 방사성 에어로졸로 인한 작업종사자의 내부피폭 평가가 필요한 실정이다. 정확한 내부피폭평가를 위해서는 작업종사자의 작업환경 실측값이 필요하지만 실측에 어려움이 있을 시에는 국제방사선방호위원회(ICRP)에서 제시하는 섭취량 분율 및 입자 크기 등의 권고 값을 통해 내부피폭선량을 추정할 수 있다. 본 논문에서는 입자 크기의 선정은 ICRP에서 권고하는 작업종사자의 고려 입자 크기인 5 μm을 적용하였다. 발생량의 경우, 불가리아의 Kozloduy 부지 내의 용융시설에서 발생 된 에어로졸의 포집량 데이터를 이용하여 섭취량을 산정하였다. 또한 이를 이용해 작업종사자의 체내 및 배설물에서의 방사능 수치를 계산하고 BiDAS 전산코드를 통해 내부피폭 평가를 수행하였다. Type M이 0.0341 mSv, Type S가 0.0909 mSv로 두 흡수 형태 각각 국내 연간 선량 한도의 0.17%, 0.45% 수준을 나타내었다.
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8.
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본 연구에서는 심부시추공 처분을 위한 밀봉시스템으로서 Gibb’s Group에 의해 제안된 화강암 용융 및 재결정화에 의한 시 추공 밀봉 방안에 대해 KURT 화강암을 대상으로 실현 가능성을 확인하였다. 화강암 용융 실험은 첨가제를 이용한 상압용 융시험과 물의 기화에 의한 수증기 고압용융시험 2가지로 수행되었다. 상압 용융시험 결과, KURT 화강암 분말에 NaOH를 첨가하여도 기본 융점보다 낮은 1,000℃에서 부분용융이 시작되었으며, 냉각된 용융물에서 침상결정의 형성을 확인하였다. 수증기 고압시험은 물의 첨가량에 따라 수증기압을 달리하며 최대 400 bar의 수증기압까지 용융 시험이 진행되었다. KURT 화강암은 낮은 수증기압에도 1,000℃에서 부분 용융이 시작되었으나, 물이 많이 첨가된 높은 수증기압에서 화강암의 부분 용융은 보이지 않았다. 따라서 소량의 수증기가 있는 고압상태가 화강암의 용융에 적합한 것으로 판단되었다. 한편, 고온고압의 수증기는 내부식성의 반응기 벽을 부식시켜, 고온의 수증기에 의한 처분용기의 부식 문제가 발생되었다.
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9.
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현재 기준개념으로 개발하여 상용화 단계에 있는 심층 동굴 처분기술에 대한 대안으로서 지질학적 조건이 더 안정적인 지하 3~5 km의 심도에 사용후핵연료를 포함한 고준위폐기물을 처분하는 심부시추공 처분기술의 국내 적용 가능성을 예비 평가 하였다. 이를 위하여 심부시추공 처분개념의 기술적 적용성 분석에 필요한 국내 기반암 분포특성 및 심부시추공 처분부 지적합성 평가 기술 분석과 대구경 심부시추기술을 평가하였다. 이들 분석결과를 바탕으로 심부시추공 처분시스템 설계 기준 및 요건에 적합한 심부시추공 처분용기 및 밀봉시스템 개념을 설정하여 예비 기준 심부시추공 처분 개념을 도출하였다. 그리고 도출된 예비 기준 처분시스템에 대하여 열적 안정성 및 그래픽 처분환경에서의 처분공정 모사 등 다양한 성능평가를 수행하고 이들을 종합하여 심부시추공 처분시스템의 국내 적용성에 대하여 다양한 관점에서의 예비평가를 수행하였다. 결론적으로, 심부시추공 처분시스템은 처분심도와 단순한 방법으로 인하여 안전성 및 경제적 타당성 측면에서 많은 장점이 있지만, 불확실성을 줄이고 인허가를 획득하기 위해서는 이 기술에 대한 현장실증이 필수적이다. 본 연구결과는 사용후핵연료 관리 국가정책 수립을 위한 공학적 근거자료로 활용이 가능하며, 심부시추공 처분기술에 관심을 갖는 방사성폐기물 관리 이해당사자들에게 필요한 정보자료로 제공될 수 있다.
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Letter

10.
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기술집약적 분야 산업은 영토 내 가용할 수 있는 자원이 극빈한 국가의 주요 성장 동력으로 활용되어질 수 있다. 예로, 한국의 경우 원자력 및 방사선 기술 산업을 고도로 육성시켜 자국 내 에너지 문제의 해결과 원자력발전소 수출 등 국익을 얻을 수 있었다. 반면 기술집약적 분야 산업에 대한 잘못된 정부정책결정에 의하여 국가적 손해가 발생한 경우도 존재한다. 본 연구에서는 기술집약적 산업에 대한 잘못된 정부정책사례를 분석하여 3가지 요인을 도출하였다. 그리고 3가지 모형의 앨리슨모델을 복합적으로 이용하여, 사례분석에서 도출된 3가지 요인의 문제점을 해결할 수 있는 합리적 정책결정 모형을 개발하고자 하였다. 궁극적으로, 본 연구의 결과는 기술집약적 산업에 대한 합리적인 정부정책결정 과정을 위해 향후 활용될 수 있을 것으로 기대한다.
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