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방사성폐기물학회지 KCI 등재 SCOPUS Journal of the Korean Radioactive Waste Society

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권호

Volume 2 Number 3 (2004년 9월) 9

Research Papers

1.
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사용후핵연료의 효율적인 관리를 위하여 원자력연구소에서 개발중인 사용후핵연료 차세대관리 종합공정(ACP)은 공정타당성연구 단계를 마치고 이의 실증을 위한 - type핫셀 건설 단계에 이르렀다. 핫셀의 설계에 앞서 사용후핵 연료를 취급하게 되는 과정에서 발생할 수 있는 방사능에 대한 환경영향평가를 정상운전 시와 사고발생 시로 나누어 수행하였다. 평가에 필요한 자료들은 공정의 개념설계 보고서와 최근 연구소부지 기상 테이터 및 부지특성 자료를 바탕으로 하였으며 기존의 유사한 시설에 대한 평가방법을 참조하였다. 각 핵종별 발생량과 방출량을 계산하여 피폭선량을 계산하였으며 평가결과 원자력법관련 규제기준과 핫셀이 위치하게 되는 IMEF 건물의 안전성분석 기준보다 매우 안전한 결과를 얻어 시설 운영에 대한 안전성을 확보하였다.
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2.
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원자력발전소에서 발생하는 이온교환수지와 가연성잡고체 혼합폐기물을 유리화하기 위하여 유도 가열식 저온용융로를 이용한 실증시험을 수행하였다. 금속 티타늄 고리(Ti-ring)를 이용한 유리의 초기점화에 필요한 에너지는 약 290 kWh로 평가되었다. 혼합폐기물의 투입 중 고주파발생기의 출력은 160∼190 kW로 임피던스는 0.55∼0.65 범위 내에서 안정적으로 유지되었다. 이온교환수지 단독투입 시 보다 가연성잡고체와 혼합 할 경우 CO 발생농도는 1/40 정도로 낮아졌는데, 이는 1.8배 정도 높은 연소에너지를 갖는 가연성잡고체가 혼합폐기물의 완전연소를 유도한 것으로 평가되었다. 혼합폐기물의 공급량에 적당한 최적 산소 버블링에 의해 유리 용탕 내부로의 미연폐기물의 함침은 발생하지 않았으며 유리 용탕은 지속적으로 공정 건전성을 유지하였다. 유리 용탕의 부피가 증가하는 팽창(swelling) 현상 때와 정상 일 때 발생가스를 측정, 비교한 결과 swelling 현상 때는 NO와 같이 환원성 가스의 농도 보다 산화성 기체인 의 농도가 높은 것으로 나타났다. 실증시험에 사용된 이온교환 수지와 가연성잡고체의 각각 투입량은 368kg과 751kg 이었으며, 74 정도의 감용비를 달성하였다.
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3.
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In order to vitrify the combustible dry active waste (DAW) generated from Korean Nuclear Power Plants, a glass formulation development based on waste composition was performed. A borosilicate glass, DG-2, was formulated to vitrify the DAW in an induction cold crucible melter (CCM). The processability, product performance, and volume reduction effect of the candidate glass were evaluated using a computer code and were measured experimentally in the laboratory and CCM. The glass viscosity and electrical conductivity as the process parameters were in the desired ranges. Start-up and maintaining glass melt of the candidate glass were favorable in the CCM. The product of the glass product such as chemical durability, phase stability, and density was satisfactory. The vitrification process using the candidate glass was also evaluated assuming that it was operated as economically as possible.
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4.
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방사성물질의 대기 누출 사고시 환경에서 핵종 거동을 모사하는 동적 섭식경로모델 DYNACON을 개선하여, 가축 (육우)의 공기 흡입과 토양 섭취가 육류 (쇠고기)의 방사능 오염에 미치는 영향을 고찰하였다. 이들 두 오염경로는 누출이 육우의 비방목 기간에 일어나는 경우에 육류의 오염에 있어서 결코 무시될 수 없는 경로라는 사실을 확인하였다. 특히 누출 후 대부분 기간에 걸쳐 토양 섭취에 의한 육류의 오염 영향이 공기 흡입에 의한 영향에 비해 우세하였다. 누출 기간동안 강우는 토양 섭취에 의한 육류의 오염에 중요한 요소로 작용하였으며, 이러한 현상은 단반감기 핵종인 보다 장반감기 핵종인 의 경우에 보다 뚜렷하였다. 이전에 수행된 우유에 대한 분석 결과와 비교하여 공기 흡입과 토양 섭취는 육류에 대해 보다 중요한 오염경로로 나타났는데, 이는 상대적으로 육류에서 핵종의 긴 생물학적 반감기 때문이다. 방목기간에 방사성물질이 대기로 누출되는 경우 누출 기간동안 강우의 유무에 관계없이 목초 섭취에 의한 오염 영향이 지배적이었으며, 결과적으로 토양 섭취와 공기 흡입에 의한 오염 영향은 우유의 경우와 마찬가지로 무시할 수 있는 수준이었다.
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5.
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기계식 마스터-슬레이브 매니퓰레이터의 결점인 접근 지역의 제한을 극복하기 위해 차세대관리 공정장치 원격 유지보수용 천정이동 서보 매니퓰레이터(Bridge Transported Servo Manipulator, BTSM) 시스템을 개발하고 있다. 서보 매니퓰레이터는 핫셀 내 천정이동 브릿지(bridge)에 부착되는 슬레이브 매니퓰레이터와 핫셀 밖 운전지 역에 설치되는 마스터 매니퓰레이터로 구성된다. 각각의 매니퓰레이터는 몸체 회전, 상부 팔 틸트(tilt), 하부 팔 틸트, 하부 팔 회전, 손목 팬/틸트(pan & tilt) 및 잡는 운동(grasp motion)의 7 자유도를 갖는다. 하부 팔 회전, 손목 팬/틸트 및 잡는 운동은 매니퓰레이터의 무게에 비해 취급 용량을 크게 하고, 마찰을 작게 하기 위하여 와이어 구동 메카니즘을 채택하였다. 그러나, 와이어 구동 메카니즘은 한 축이 움직일 때 다른 축도 영향을 받을 수 있는 단점이 있다. 본 논문에서는 이와 같은 단점을 극복하기 위해 와이어 구동 링크(link) 사이의 전달 특성을 수식화 하였다. 와이어구동 링크들간의 전달특성 분석 및 실험을 통해서 이들의 기대하지 않은 동작 특성을 확인하였다. 또한, 제안한 보상식을 통해서 기대하지 않은 동작을 크게 줄일 수 있음을 확인하였다.
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6.
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파일럿 규모의 유리화플랜트에서 일련의 시험을 통해 고온 세라믹 캔들 필터 시스템의 주요 운전 변수 및 성능을 평가하였다. 실증 시험결과 매 시험초기에는 필터 표면 먼지층(Dust cake)의 생성으로 인해 필터 매질에 걸리는 차압이 급격히 상승하였다. 그런 다음 차압은 곧 일정한 범위에서 안정되었고, 표면유속(Face velocity)에 비례하여 계속적으로 변화하였다. 이와 반대로, 필터 투과율(Permeability)은 매시험 초기에 급격히 감소하였다. 필터표면 먼지의 역세정은 공기압 3~5 bar범위 일때 효율적이었다. 필터 입구 및 출구에서 동시에 등속으로 채취한 먼지농도를 바탕으로 필터의 먼지 포집율(Dust collection efficiency)을 평가한 결과 필터 성능은 설계값인 99.9%과 같은 것으로 나타났다. 100시간의 장기시험을 포함한 일련의 실증시험을 수행하는 동안 고온 필터 시스템의 성능에 영향을 주는 특별한 문제점은 발견되지 않았다.
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7.
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한국원자력 연구소에서 추진하고 있는 사용후핵연료 관리 이용 기술개발의 경제성과 환경친화성을 증진시키기 위해서 리튬회수 기술을 개발하고 관련 검증실험을 수행하였다. 본 기술은 1) 환원전극과 결합된 비전도성 다공성 마그네시아 용기를 이용한 용융염상에서의 산화리튬 전해, 2) 마그네시아 용기를 용융염 액위 이상으로 상승시켜, 용기 내에 회수된 리튬의 용융염으로부터의 분리, 3) 회수된 리튬의 진공 사이펀을 사용한 별도 저장조로의 이송이라는 3단계의 결합으로 특징지어 진다. 개발된 기술에 의하여 염화리튬-산화리튬 용융염으로부터 95% 이상의 수율로 리튬을 반연속적으로 회수할 수 있었다.
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Technical Papers

8.
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Most of the low-level liquid radioactive wastes generated from PWR plants are classified into high or low total suspended solid(HTDS or LTDS), and into radiochemical and radioactive laundry waste. Although the evaporation process has a high decontami- nation ability, it has several problems such as corrosion, foam, and congestion. A new liquid waste disposal process using the ion-exchange demineralizer(IED), instead of the current evaporation process, has been introduced into the Yonggwang NPP #5 and 6. These two methods have been compared to understand the differences in this study. Aspects compared here were the released radioactivity amount of the liquid radioactive wastes, the dose of off-site residents, the decontamination factor, and the amount of the solid radioactive wastes. The IED system is designed to discharge higher radioactivity about 20% than the evaporating system, and the actual radioactivity released from the evaporating and IED system were 0.473mCi and 1.098mCi, respectively. The radioactivity released from the IED was 2.32 times higher than that of the evaporating system. The dose of off-site residents was mSv for the evaporating system, and mSv for IED. The decontamination factor(DF) of the evaporator is, in most cases, far lower than the lower limits of detection(LLD) with the Ge-Li detector. Due to the low concentration of the liquid wastes collected from the liquid waste system, the decontamination factor of IED is very low. Since there is not enough data on the amount of solid radioactive wastes generated by the evaporation system, the comparison on these two systems has been conducted on the basis of the design, and the comparison result was that the evaporating system generated more wastes about 40% than IED.
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9.
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