고준위 방사성폐기물 처분장으로부터 유출된 핵종에 의한 선량률을 계산하기 위한 생태계평가 코드 ACBIO를 일반적인 구획모델링도구인 AMBER를 이용하여 BIOMASS 방법론을 적용하여 개발하였다. ACBIO의 유용성을 보이고, 구획의 변화나 일부 파라미터값의 변화에 따른 구획 내 농도와 방사능, 그리고 구획간의 플럭스의 민감도도 검토하였다. 지하매질-생태계 경계(GBI)를 통해 넘어오는 핵종의 유출플럭스에 따른 선량환산인자를 각 핵종별로 구하여 결정집단내 개인의 최대피폭선량율을 선량환산인자로 얻는 계산을 수행하였다. 또한 생태계 요소의 구획모델링이나 가능한 피폭집단의 설정, 그리고 GBI의 인지 등이 생태계평가에 중요한 요소가 되는 것을 확인하였다.
고준위폐기물 처분장의 완충재 및 뒷채움재 후보물질로 고려되고 있는 경주벤토나이트를 대상으로 압축 벤토나이트 및 벤토나이트-모래 혼합물의 열전도도가 측정되었다. 압축벤토나이트는 건조밀도가 에서 범위에 대해, 압축 벤토나이트-모래 혼합물은 건조밀도가 에서 사이이고, 모래의 함량이 중량비로 10 wt%에서 30 wt%인 범위의 혼합물에 대해 측정하였다. 측정시료의 수분 함량은 중량비로 10 wt%에서 20 wt% 까지 변화시켰다. 압축 벤토나이트 및 벤토나이트-모래 혼합물의 열전도도는 수분함량이 일정할 때, 건조밀도가 증가할수록, 모래 함량이 많을수록 증가하였으며, 건조밀도가 일정한 경우에는 수분 함량과 모래 함량이 증가할수록 증가하였다. 각 건조밀도에서의 수분함량의 증가에 따른 열전도도 변화를 나타낼 수 있는 실험적 관계식들이 제시되었다. 이 관계식들은 10% 오차 범위에서 압축벤토나이트 및 벤토나이트-모래 혼합물의 열전도도 값을 예측할 수 있다.
배관 내부의 방사성 오염도를 측정하기 위한 ZnS(Ag)/플라스틱섬광체 조합의 알파/베타선 동시측정용 phoswich 검출기를 개발하였다. 알파/베타선 동시측정용 phoswich 검출기의 오염위치에 따른 검출 성능을 PSD (Pulse shape discrimination) 방법을 이용하여 평가하였다. 또한, 검출기를 방사성 오염물질로부터 보호하기 위한 오염방지용 필름에 대한 방사선 감쇄 정도를 실험적으로 평가하였다. PSD 방법으로 알파/베타선 분리 정도를 측정한 결과 충분히 알파와 베타선이 분리되었으며 오염방지용 필름의 적용 가능성을 확인하였다.
본 연구에서는 사용후핵연료 회수성과 처분밀도를 향상시킨 새로운 CANDU 사용후핵 연료처분시스템의 열해석을 수행하였다. 제안된 CANDU 사용후핵연료 처분방식 에서는 사용후핵연료의 회수성을 향상시키기 위해 일정 기간 동안 터널에 자연대류를 이용하여 저장하며, 처분밀도 향상을 위해 개선된 CAHDU 사용후핵연료 처분용기를 이용하고 있다. 제안된 CANDU 사용후핵연료 처분방식의 열적 안전성을 검토하고자 ANSYS 10.0 CFX 코드를 사용하여 시스템 전체의 정상상태 열 해석을 2단계로 나누어 수행하였다. 1단계에서는 터널간격이 처분터널 내부 온도에 미치는 영향을 분석하기 위해 터널 간격에 따른 처분터널 내벽온도 변화를 계산하였다. 계산 결과 99%의 붕괴열이 대류에 의해 냉각되는 것을 확인하였고, 이로 인해 터널 간격은 처분터널 내부 온도에 거의 영향을 주지 않았다. 2단계 계산에서는 터널간격 60 m에서 환기 설비를 고려한 처분터널의 내벽온도를 계산하였고, 이 결과는 처분터널 내부 처분용기의 표면온도를 구하기 위해 사용되었다. 계산결과, 처분용기의 표면온도는 최대 , 평균 로 계산되었다. 처분용기 최대온도에 따른 처분용기 내부 바스켓 피복재 최대온도는 로 계산하였으며, 이는 피복재 열적 특성을 고려하였을 때 충분한 열적 안전성을 가지고 있다고 판단되었다.
본 연구에서는 국내산 경주벤토나이트를 이용하여 제조한 벤토나이트 콜로이드에 대한 산화환원 반응에 대체적으로 안정한 다가 핵종인 Eu(III)와 Th(IV)의 실험적 수착 연구를 수행하였다. 수착실험에 대한 공시험을 수행하여 반응용기 벽면에 의해, 침전에 의해, 콜로이드 형성에 의해 손실된 핵종들의 양을 평가하였다. 그리고 이러한 손실들을 반영한 Eu(III)와 Th(IV)의 벤토나이트 콜로이드에 대한 수착분배계수 값을 구하고 조사하였다. 세 종류의 손실양을 반영한 벤토나이트 콜로이드의 순수한 수착분배계수 값은 pH 변화에 따라 Eu(III)의 경우 정도의 값을 가지고, Th(IV)의 경우 정도의 값을 가지는 것으로 관측되었다. 특히 Eu(III)의 경우엔 pH 5 이상에서 침전의 영향이 크게 나타났고, Th(IV)의 경우엔 pH 3 이후에 콜로이드 형성과 침전의 영향이 크게 나타났다. 따라서 주어진 농도에서 콜로이드 형성 및 침전 영향이 커지는 pH 이후에는 Eu(III) 및 Th(IV)과 같은 다가 핵종들의 정확한 수착분배계수를 구하기 위해서는 이러한 침전 및 콜로이드 형성과 같은 영향이 반영되어야 할 것이다.
후행 핵연료주기 경제성 평가는 추정 비용의 불확실성, 평가 대상기간의 장기성, 적용 할인율에 따른 계산결과의 변동성 등 많은 불확실성을 내포하고 있기 때문에 평가기관 또는 평가자에 따라 그 결과가 서로 상이하다. 본고에서는 지금까지 수행된 주요 경제성 평가 연구들을 조사/분석하여 그 특징과 한계를 알아봄으로써 현재 국내에서 추진되고 있는 사용후핵연료 공론화 및 후행 핵연료주기 정책 연구 추진에 기초자료로 활용될 수 있도록 하고자 하였다. 분석 결과 사용후핵연료 재활용 옵션에 비해 직접처분 옵션이 유리하나, 입력 자료로 사용된 파라미터 값에 따라 결과의 불확실성이 많이 나타나 이 부분에 대한 추가적인 연구가 필요하다는 사실을 알 수 있었다.
국내 원자력발전소의 사용후핵연료 저장용량의 포화가 10년 이내에 예상되고 있으며, 소외중간저장방식을 관리 방안으로서 선정할 경우, 상당한 양의 사용후핵연료 운반이 해상 혹은 육로를 통해 매년 이루어져야만 한다. 본 논문에서는 4곳의 원자력발전소부지에 분산 저장되어 있는 사용후핵연료를 해안에 위치한 가상의 중간저장시설과 영구처분시설을 대상으로 사용후핵연료 운반물량을 효과적으로 분석할 수 있는 체계를 구축하였다. 각 발전소 부지, 중간저장시설, 영구처분시설의 저장고를 중심으로 사용후핵연료 물질 수지식을 세우고, 이에 대한 해를 VISUAL BASIC으로 구하여 운반 물량 분석이 용이하게 수행할 수 있는 컴퓨터 프로그램(CASK)을 개발하였다. 개발된 물량 분석 프로그램을 활용하여 4개 원자력 발전소 부지로부터 사용후핵연료 운반 물량을 분석하고, 운반물량 파라미터 분석을 통하여 본 프로그램의 활용도를 보였다. 개발된 사용후핵연료 운반 물량 분석 체계는 향후 운반비용 분석에도 유용하게 활용될 것이다.
후행 핵연료주기 경제성 평가는 추정 비용의 불확실성, 평가 대상기간의 장기성, 적용 할인율에 따른 계산결과의 변동성 등 많은 불확실성을 내포하고 있기 때문에 평가기관 또는 평가자에 따라 그 결과가 서로 상이하다. 본고에서는 지금까지 수행 된 주요 경제성 평가 연구들을 조사/분석하여 그 특징과 한계를 알아봄으로써 현재 국내에서 추진되고 있는 사용후핵연료 공론화 및 후행 핵연료주기 정책 연구 추진에 기초자료로 활용될 수 있도록 하고자 하였다. 분석 결과 사용후핵연료 재활용 옵션에 비해 직접처분 옵션이 유리하나, 입력 자료로 사용된 파라미터 값에 따라 결과의 불확실성이 많이 나타나 이 부분에 대한 추가적인 연구가 필요하다는 사실을 알 수 있었다.