본 연구는 사용 후 핵연료의 금속전환 공정에서 발생되는 폐용융염을 고형화하는 방법으로 실리카 함유 무기물을 이용하여 폐용융염을 열적, 수화학적 안정한 화합물로 전환하는 방법을 제안하였다. 실리카 함유 무기물(SAP)은 일반적인 sol-gel process로 합성되었으며, 및 로 구성된다. 제조된 SAP을 에서 폐용융염과 반응시켜 각 금속염화물에 대한 반응특성 및 열안정성을 조사하고, PCT 침출시험법을 이용하여 수화학적 안정성을 평가하였다. LiCl은 와 로, CsCl는 CS-aluminosilicate와 로, 는 로, 는 로 전환되었다. 9시간 동안 반응시킨 후, 금속염화물의 전환율은 였으며, 까지 열감량은 1wt%이하로 TGA(Thermo Gravimetric Analysis)로 확인하였다. Cs 및 Sr의 침출속도는 로 매우 높은 내침출특성을 나타내었다. 이상의 결과로부터, SAP으로 명명된 안정화제(stabilizer)는 금속염화물로 구성된 폐용융염에 대해 매우 효과적인 것으로 판단된다. SAP을 이용한 폐용융염의 고화처리방법은 후속적인 안정성의 검증과정을 통하여 폐용융염의 최종처분부피를 최소화할 수 있는 대안적인 고화방법으로 고려될 수 있을 것으로 기대 된다.
가압경수로형 원자력발전소의 운영과정에서 발생된 폐수지내 및 의 분포특성을 조사하였다. 표준용액을 사용한 의 회수율 측정결과, 사용한 산의 종류에 관계없이, 3 N-HCl , 주입한 농도 범위에서 의 회수율을 나타내었다. 같은 장치를 사용하여 HTO 표준용액 증류에 의한 의 회수율은 주입한 농도 범위에서 이었다. 습식산화-산용출법에 의한 폐수지의 및 동시분리시, 를 사용했을 때 다른 감마핵종에 의한 방해가 없었으며, 포집액이 섬광제와 잘 혼합되었다. 그러나 3 N-HCl을 사용했을 때 포집용액에서 및 등의 감마핵종이 검출되었다. 또한 Sample Oxidizer에 의한 포집용액에서도 및 등이 검출되었으며, 포집용액에서는 이 검출되었다. 폐수지의 총 함량중 약 70% 이상이 무기 탄소로 확인되었다. 30개 폐수지 시료중 8개 고방사능 폐수지의 및 의 평균농도는 각각 이었으며 22개 저방사능폐수지에서는 각각 이 검출되었다. 고방사능 폐수지의 평균 비는 28로 저방사능 폐수지의 0.70에 비해 높게 나타났으며, 및 의 농도는 서로 비례하는 경향을 보였다.
레이저유도파열검출 기술을 이용하여 우라늄(VI) 가수분해물의 용해도를 측정하였다. 측정 용액의 우라늄 농도 범위는 , pH 범위는 , 그리고 이온 강도는 0.1 M 이며, 온도는 로 유지하였다. 문헌에 제시된 가수분해 상수와 specific ion interaction theory(SIT)를 이용하여 이온 강도 I=0 일 때의 용해도 곱 (solubility product) 상수 를 구하였다. 동일한 시료에 대해 흡수 및 형광 스펙트럼을 측정하여 가수분해 화학종의 존재를 확인하였다. 우라늄 농도에서 용액 중에 존재하는 주요 가수분해 화학종은 와 임을 보였다.
IP-2형 운반용기는 정상운반조건에서의 자유낙하시험 및 적층시험을 수행한 후에 운반내용물의 분산 및 유실이 없어야 하며 외부표면에서의 방사선량률이 20%이상 증가할 수 있는 차폐능력의 상실이 없어야 한다. 본 연구에서는 두꺼운 철판을 구조재로 사용하며 볼트체결방식의 뚜껑을 가진 IP-2형 운반용기에 대한 구조 안전성을 평가하기 위한 해석적인 방안을 제안하였다. 해석적인 방법을 통하여 원자력발전소에서 발생된 방사성폐기물 드럼을 폐기물 처리시설에서 임시저장고까지 운반하기 위한 두 종류의 IP-2형 방사성폐기물 운반용기에 대하여 자유낙하조건에서 운반내용물의 분산 및 유실과 차폐손실이 없음을 확인하였다. 자유낙하조건에서 운반내용물의 분산 및 유실을 평가하기 위하여 최대 볼트단면 평균응력값과 최대 뚜껑열림량을 볼트의 인장강도와 뚜껑부에 존재하는 단차와 비교 평가하였다. 또한 최대 차폐두께 감소량을 이용하여 차폐손실을 평가하였다. 자유낙하조건에 대한 동적충돌해석을 검증하고 구조 안전성을 시험적으로 평가하기 위하여 자유낙하시험을 다양한 방향으로 실시하였다. 자유낙하시험에서는 운반내용물의 분산 및 유실은 볼트체결방식의 뚜껑에서 볼트의 파손 및 플랜지의 변형 등을 검사하여 평가하였으며, 차폐손실은 초음파 두께 측정기를 이용한 차폐두께를 측정하여 평가하였다. 해석에 대한 검증을 위하여 시험에서 취득한 변형률과 가속도를 동일한 위치에서 얻어진 해석결과와 비교하였다. 해석결과는 시험결과에 비하여 보수적인 결과를 보여주므로 해석에서 입증한 IP-2형 방사성폐기물 운반용기의 안전성은 보수적인 결과이다. 마지막으로 유한요소해석을 통하여 적층조건에 대한 IP-2형 방사성폐기물 운반용기는 안전함을 입증하였다. 적층해석에서 차폐체의 응력은 항복응력에 비하여 1/3정도의 작은 값을 보였다. 두 종류의 IP-2형 방사성폐기물 운반용기는 정상운반조건에서의 자유낙하시험 및 적층시험에 대하여 안전함을 입증하였다.
초 록 유리화공정 고온영역에서의 방사성 배기체 유동해석을 해석하기 위하여 상용 수치해석 범용 툴인 FLUENT를 이용하여 적용성을 검토하여 보았다. 수치해석을 통하여 유리화공정 원형설비에 영향을 미치는 인자를 파악하였는데, 저온용응로, 배관냉각기 및 고온필터 등의 세 단계로 나누어 해석을 수행하였다. 저온용융로의 경우 폐기물 처리용량에 따른 해석과 저온용융로 내부 과잉산소 공급 비에 따른 연소지연 가능성에 대한 수치해석을 수행하였다. 배관냉각기의 경우에는 각종 수치 모델 및 외벽 열전달계수를 확보하였으며 또한 방사성 핵종의 거동을 모사할 수 있는 수치적 기업을 검토하였다. 이러한 방법론을 적용하여 핵종의 열교환기 내부에서의 응고 특성에 대하여 고찰하였다. 수평 유입형식의 인입관이 있는 일반적인 형상과 유입구가 필터 내부에 수직으로 있는 고온필터의 수치해석을 통하여 인입관의 위치에 따른 고온필터의 작동 특성을 비교하였다. Appropriate numerical models for the simulation of off-gas flow in hot area of the vitrification plant have been developed in this study. The models have been applied to analyze the effect of design parameters of real plant and numerical analyses have been performed for CCM(Cold Crucible Melter), pipe cooler and HTF(High Temperature Filter). At first, the effect of excess oxygen and the ratio of oxygen distribution on combustion characteristics in the CCM has been studied. Next, solidification behavior of radio nuclide in the pipe cooler has been numerically modeled and scrutinized. Finally, flow pattern in accordance with the location of off-gas entrance of the HTF has been compared.
음이온교환수지인 IRN-78및 IRN-77과의 혼합 수지를 액체 상태로 직접 분해 처리하기 위하여 Fenton 시약을 이용하였다. 개선된 분해방법의 특징은 수지를 먼저 건조시키고 용액을 수지에 완전히 흡수시킨 후 일정량의 를 첨가하여 분해반응을 유도하는 방법을 적용하였다. 촉매로서 및 IRN-77 수지의 분해시 사용한 를 각각 사용하여 각 이온교환수지의 단독 및 혼합수지의 분해에 필요한 적절한 촉매와 그의 농도 및 의 소요량을 측정하였다. IRN-78 수지에 대해 촉매를 사용한 경우, 초기 분해반응을 유도하기 위해 까지 가열이 필요하였으며, 반응유도시간은 촉매의 적정온도에서 약 20분 이내 개시되는 것으로 나타났다. 동 수지에 를 사용한 경우에는 가열 없이 즉시 분해반응이 진행되었으며 분해율도 수% 높게 나타났다. 결론적으로 IRN-78 및 IRN-77과의 혼합수지의 분해를 위한 최적 촉매는 로 나타났으며 가열하지 않고 상온에서 반응유도시간 없이 각 수지를 단독으로 분해한 경우보다 적은 양의 로 완전히 액상으로 분해시킬 수 있는 좋은 결과를 얻었다. 또한 이들 각각의 수지 및 혼합수지에 대한 적절한 촉매 및 적정 농도와 완전분해에 필요한 의 양을 제시하였다.
본 논문에서는 고준위폐기물 처분용기를 지하 심지층에 처분하기 위하여 요구되는 구조설계 요구조건과 구조안전성 평가 기준을 도출하였다. 고준위폐기물은 높은 열과 많은 방사능을 방출하기 때문에 고준위폐기물을 넣어 보관하는 처분용기는 그 취급에 많은 주의가 요구된다. 이를 위하여 고준위폐기물 처분용기는 장기간(보통 10,000년 동안) 안전한 장소에 보관되어야 한다. 보통 이 보관 장소는 지하 500m에 위치한다. 지하 깊은 화강암에 고준위폐기물을 보관하도록 설계되는 처분용기는 내부주철삽입물과 이를 감싸고 있는 부식에 강한 와곽쉘, 위 덮개와 아래 덮개로 구성되는 구조로 되어 있으며 지하수압과 벤토나이트 버퍼의 팽윤압을 받는다. 따라서 고준위폐기물 처분용기는 심지층에 보관 시 이들 외력들을 견디도록 설계되어야 한다. 만약에 발생 가능한 모든 하중조합을 고려한 처분용기 설계가 되지 않으면 심지층에 위험한 고준위폐기물 처분 시에 처분용기에 소성변형이나 크랙 또 좌굴같은 구조적 결함이 발생할 수 있다. 따라서 심지층에 처분용기를 처분 시에 처분용기에 발생하는 구조적 문제들이 발생하지 않게 하기 위하여 여러 가지 구조해석이 수행되어야 한다. 이러한 구조해석 수행에 앞서 처분용기 설계 타당성을 평가하기 위한 기준이 필요하다. 또한 평가기준에 영향을 미치는 설계요구조건(설계변수)이 명확히 검토되어야 한다. 따라서 본 논문에서는 처분용기의 구조설계 요구조건(설계변수)과 구조 안전성 평가기준을 도출하고자 한다.
고준위폐기물 기준처분시스템의 건전성과 처분안전성의 실험적 검증에 필수적 시설인 지하처분연구시설이 한국원자력연구원 부지 내에 건설되었다. 지하처분연구시설의 부지조사 결과에 대해 기술하고, 이 부지에 건설될 지하처분연구시설의 설계, 인허가, 건설 과정과 건설된 시설의 개요에 대해 하였다. 또 지하처분연구시설에서 수행 중인 현장실험에 대해 소개하였다.
한국원자력연구원 방사성폐기물 저장시설에는 2006년 기준으로 약 1,000 여개(200L 환산)의 폐필터가 저장중이며, 그 발생량은 계속 증가하는 추세에 있다. 현재 저장시설의 저장 공간 확보뿐만 아니라 폐필터의 효율적인 관리를 위하여 비닐 백에 넣어 저장 및 관리되고 있는 폐필터들을 적절한 압축 처리 과정을 거쳐 최종적으로 규격화된 드럼에 포장하려는 계획을 가지고 있다. 이를 위해, 먼저 과거 발생이력을 조사함으로서 저장중인 폐필터들의 분류를 통한 그룹화를 수행하였다. 또한 드럼포장을 위해서는 사전에 핵종평가가 수행되어야 하며, 그 방법으로는 폐필터의 해체 없이 표면선량률을 측정하여 대표시료를 채취하며, 이 시료에 대하여 방사성폐기물 인도규정에서 요구하는 수준의 핵종분석을 수행할 것이다. 그리고 드럼포장을 위해, 방사성폐기물 처리시설에서 개발된 폐필터 처리장치를 이용하여 직육면체 형의 폐필터를 원주형 성형을 함으로서 드럼에 넣은 후, 최종적으로 수직 압축함으로써 폐필터를 처리하고자 한다.