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.

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.

원전에서 발생된 중저준위 방사성 폐기물의 경우 처분장으로 이송되기 이전에 드럼에 대한 세부적인 정보 특히 핵종 재고량에 대한 평가가 수행되어야 한다. 그러나 드럼처리된 방사성폐기물의 경우 평가 대상 핵종 농도에 대한 예측이 어려운 것이 일반적이다. 따라서 이를 극복하고자 직접측정이 어려운 경우 척도인자 방법을 활용하고 있다. 국내의 경우 1996년부터 고리원전에서 척도인자 개념이 적용된 핵종분석장치를 운영해오고 있다. 그러나 고리원전에 적용된 척도인자의 경우 많은 개선의 여지가 남겨져 있다. 따라서 현재 척도인자의 향상을 위한 연구가 진행 중에 있다. 본 논문에서는 연구의 범위에 대한 개략적인 소개와 핵종 재고량 평가 방법 중 보다 신뢰할 수 있는 평가 방법을 찾고자 통계적인 척도인자 평가 방법을 비교 평가했으며 이를 통해 고리원전에 사용된 산술평균 방법을 기하평균 방법으로 바꾸는 것이 예측의 정확성을 향상시킬 수 있을 뿐만 아니라 드럼내 핵종 재고량의 과대평가를 막고 합리적인 보수성을 유지할 수 있음을 알수 있었다.