In order to investigate a nitriding process of spent oxide fuel and the subsequent change in thermal properties after nitriding, simulated spent fuel powder was converted into a nitride pellet with simulated fission product elements through a carbothermic reduction process. Nitriding rate of simulated spent fuel was decreased with increasing of the amount of fission products. Contents of Ba and Sr in simulated spent fuel were decreased after the carbothermic reduction process. The thermal conductivity of the nitride pellet was decreased by an addition of fission product element but was higher than that of the oxide fuel containing fission product elements.

일본 정부는 사용후핵연료의 중간저장시설의 입지로 아우모리현의 무쯔시를 선정했다. 2000년부터 시작된 유치활동이 5 년만에 결실을 맺은 것이다. 한국은 사용후핵연료를 원자력 발전소 내에 저장하고 있는데 2016년이면 저장한계에 이를 것으로 전망되고 있어 일본의 사례연구는 한국에 시사하는 바가 크다. 한국은 경주에 중, 저준위 방사성 폐기물 저장시설을 성공적으로 유치한 경험이 있어 사용후핵연료의 저장시설을 유치하는 학습경험을 축적한 바 있는데 두 나라의 큰 차이점은 한국은 경쟁적인 주민투표를 통하면서 막대한 지역지원금을 지원한다는 점이고 일본은 주민투표를 시행하지 않고 지방자치 정치의 리더쉽이 문제를 해결하는 방식을 택했다는 점이다. 엄청난 지역지원금이 지원되지 않은 점도 일본의 특징이다. 본 연구가 한국의 사용후핵 연료 저장시설을 유치하는 데 도움이 되었으면 하는 바람이다.

전세계 주요 원자력선진국들의 사용후핵연료 처리에 대한 기술 및 정책현황을 알아보고 향후 우리나라의 연구방향을 제시해 보았다. 재처리 정책을 가진 소위 핵연료주기 국가들은 최근 선진핵 연료주기기술에 기초한 새로운 사용후핵 연료 관리정책을 발표하였다. 그 정책은 사용후핵연료 내에 함유된 우라늄 또는 초우란 원소들을 재순환하고 고독성의 방사성 물질 및 장반감기를 가진 물질들을 소멸하거나 단반감기 원소로 변환하는데 초점을 맞추고 있다. 이러한 정책은 원자력의 자원 활용성을 높일 뿐만 아니라, 영구 처분할 고준위폐기물의 양을 감소시켜 궁극적으로 원자력의 지속가능성을 높여 준다. PUREX 방법에 기초한 습식재처리를 우선순위로 선택한 대부분의 국가들은 이 습식방법이 건식방법에 비해 실용화에 앞서 있음을 그 선택 의 근거로 든다. 그러나 습식방법은 건식에 비해 핵확산저항성 측면에서 더욱 민감하다. 왜냐하면 이 습식방법은 약간의 공정수정에 의해 순수 플루토늄을 회수 할 수 있기 때문이다. 반면에 아직까지 실용화 단계까지는 도달해 있지 않지만 고온 용융염을 사용하는 Pyroprocess와 같은 건식처리 방법은 순수한 플루토늄을 회수 할 수 없어서 핵비확산성 측면에서 유리하며, 제4세대 원자로로 고려되는 고속로의 핵연료주기 등에도 여러 가지 이점을 가지고 있다. 따라서 우리나라의 경우 현재 이 Pyroprocess에 대한 연구가 활발히 진행되고 있다.

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.

가압경수로(PWR)에서 배출되는 고준위폐기물을 지하 500m의 화강암 암반의 처분장에 장기간(약 10,000년 동안) 처분하기 위하여 여러 구조적 안전성 평가 수행을 통하여 처분용기모델이 개발되었다. 기존에 설계된 가압경수로용 처분용기 모델은 구조적 안전성은 문제가 없으나 너무 무거운 단점이 지적되었다. 따라서 구조적 안전성을 유지하면서 좀 더 경량화 된 처분용기모델을 개발하는 것이 요구된다. 기존의 처분용기모델이 무거워진 한가지 이유는 처분용기 개발 시 적용된 외력조건 및 안전계수 등에 대한 조건들을 너무 엄격하게 적용했기 때문이라고 사료되기 때문에 이런 조건들을 완화하여 처분용기의 재원들을 조정하여 구조해석을 다시 수행하는 것이 요구된다. 따라서 본 논문에서는 설계 완성된 기존의 처분용기에 대하여 외력 조건 및 용기의 재원(두께 등) 들을 변화시키면서 구조해석을 재 수행하여 구조적 안전성 평가를 보완하였다. 이를 바탕으로 외력 조건에 따른 처분용기의 재원 등을 재 산출한다. 보완 해석 결과 기존의 122cm의 처분용기의 직경을 102cm까지 줄여 경량화 시킬 수 있음이 확인되었다.

고준위폐기물을 지하 500m의 화강암 암반의 처분장에 장기간(약 10,000년 동안) 처분 시 폐기물에서 발생하는 열에 의하여 처분용기 및 처분용기를 감싸고 있는 주위 구조물(벤토나이트 버퍼, 암반 등)의 처분시간 경과에 따른 온포분포 변화를 알아내는 것은 처분장 설계를 위하여 매우 중요하다. 본 논문에서는 수치해석기법을 이용하여 고준위폐기물에서 발생하는 열에 의한 처분용기 및 벤토나이트 버퍼, 처분동굴을 포함하는 복합구조물의 온도분포 변화를 구하였다. 특히 처분 후 500년의 처분시간 경과에 따른 복합구조물의 온도분포 해석을 수행하여 온도분포 변화를 구하였다. 시간에 따른 온도분포 변화에 대한 해석결과를 분석한 결과 처분장 각 구성부분별로 차이는 있으나 처분초기부터 구성부분별로 각각 다르게 온도가 증가하는데 가장 늦은 부분은 150년까지 완만하게 온도가 증가하다가 그 이후에는 온도가 서서히 감소하는 것으로 나타났다.

2005년말 현재, 전세계 32개국에서 443기의 원자력발전소가 운영되고 있다. 현재 전체발전량은 약 3,000 TWh이며 전세계 전력공급의 약 16 퍼센트를 차지하고 있다. 2004년말 사용후핵 연료는 전세계 원전의 발전용량 368 GWe에서 매년 11,000 tHM 정도 발생되고 있으며 현재 운영중인 대부분의 원전이 가동정지가 예상되는 2020년에는 445,000 tHM까지 예상되고 있다. 이러한 관점에서, 사용후핵 연료 관리는 전체 IAEA 회원국에게는 그들이 취하고 있는 후행핵 연료주기 정책과 전략에 관계없이 국제협력 등을 통해 가까운 장래에 시급히 그리고 반드시 해결해야 할 필수 사안임이 분명하다. 지난 2006년 5월 15일부터 2주간 제2차 방사성폐기물안전협약 체약국회의가 오스트리아 IAEA본부에서 개최되었다. 동 회의에서 사용후 핵연료에 대한 국가 정책 및 전략, 그리고 그들의 현황, 향후 전망, 정책에 일차적으로 고려한 인자와 이행내용 등이 심층논의되었으며, 향후 개별 국가의 노력 및 국제협력의 방향 등이 확인되었다. 본 논문에서는 상기협약에서 논의된 사용후핵 연료 관리에 대한 국가정책 및 향후 추세 둥을 자세히 기술하였다. 또한 주요국가의 최근 이행내용도 요약정리 하였다.

알파분광법에 의한 의 정량방법을 검토하였다. 황산염 매질에서 전류세기, 전착시간 및 유기물 첨가제 둥의 변화에 따른 의 전착조건을 찾은 결과 A에서 유기첨가제 없이 시간 동안 전착하는 것이 효율적이었다. 을 4.16 Bq에서 0.0264 Bq(1ng) 까지 전착한 결과 농도가 낮을수록 전착율 및 재현성이 낮아졌으며 1 ng 까지 측정이 가능하였다. 사용후 핵연료 합성용액에서 을 분리한 후 알파분광법으로 측정하여 정량한 결과 (n=4)의 회수율을 나타내었다. 사용후 핵연료 시료용액 중 을 정량하였으며 계산 값과 비교한 결과 10% 이내에서 서로 일치하였다.

제2차 전력수급기본계획에 의거 2017년까지 계획된 원자로만을 대상으로 심지층 처분시스템 설계 시 필요한 국내 사용후핵연료의 발생량, 제원적 특징, 초기농축도 및 방출연소도 등에 대하여 현재 및 미래 현황을 파악하고 예측하였다. 2057년까지 PWR 및 CANDU 사용후핵연료 발생량은 각각 20,500 및 14,800 MTU로 나타났다. 초기 농축도에 대해서는 4.5 wt.% 이하를 갖는 사용후핵연료가 96.5%를 차지하는 것으로 나타났다. 사용후핵연료의 평균 방출연소도는 90년대 후반에는 36 GWD/MUT 전도, 2000년대 초반에는 40 GWD/MTU를 나타냈으며, 2000년대 중 후반부터는 45 GWD/MTU가 될 것으로 나타났다. 광범위한 분석 및 예측 결과, 총 처분물량을 대표할 수 있는 가상적인 기준 사용후핵 연료는 16 6 한국표준형연료, 단면적 , 길이 453cm, 무게 672 kg, 초기 농축도 4.5 wt.%, 방출연소도 55 GWD/MTU로 나타났다.

고리 원전 사용후핵연료 저장조의 저장용량을 확보하기 위하여 2002년부터 사용후핵연료 운반용기를 이용하여 400다발 이상의 PWR 사용후핵연료 집합체를 원전부지 내에 수송, 저장하였다. 이를 위하여 KN-12 운반용기, 관련장비 및 수송차량으로 구성되는 수송시스템을 구성하였다. KN-12 운반용기는 국내 원자력법 및 IAEA의 수송규정에 따라 설계, 제작되고, 정부로부터 인허가를 획득하였으며, 취급장비 역시 관련규정에 따라 구비하였다. 수송 저장작업은 2 대의 운반용기를 동시에 투입하여 수행하였으며, 모든 작업공정에 대하여 엄격한 품질관리 및 방사선 안전관리를 수행하여 수송 안전성을 확보하고 신뢰도를 제고하였다.

방사선물질을 수송하기 위한 용기는 가상 사고조건에서도 안전해야만 한다. 운반용기 설계요구조건은 실험 및 유한요소 해석을 통해 구조적 건전성을 확보하여야 한다. 최근에는 실험보다 유한요소해석을 이용한 방법이 상대적으로 비용이 적기 때문에 주로 사용된다. 그러나 기계적인 반응이 복잡하기 때문에 프로그램을 적용하는 사용자의 방법에 의해 결과가 결정되고 해석하는 동안 여러가지 문제를 발생시킬 수 있다. 본 논문에서, 유한요소해석은 LS-DYNA3D와 ABAQUS/Explicit을 이용하여 운반용기의 9m 자유낙하충격실험에 대한 해석기술과 여러가지 손상을 갖는 경우를 발견하기 위해 연구하였다. 운반용기의 각각의 경우를 비교하고 사용후 핵연료 운반용기의 낙하 실험에 대해서 신뢰할 수 있는 비교적 간단한 해석 기술을 제안하였다.

본 논문에서는 깊은 지하 500m에 처분된 가압경수로(PWR) 고준위폐기물 처분용기에 지하수압과 벤토나이트 팽윤압이 가해지는 동안 처분용기에 발생하는 크립변형을 예측하기 위하여 처분용기에 대한 구조해석을 수행하였다. 보통 이러한 크립변형은 처분용기에 추가적인 외력이 작용하지 않더라도 처분용기에 작용하는 압력과 내부의 높은 열에 의하여 발생될 수 있다. 처분용 기내부의 열분포의 복잡성 덴 시간의존성으로 인하여 일단 외부 지하수압 및 팽윤압만 고려하여 크립해석을 수행하였다. 이를 위하여 적당한 크립함수를 사용하였으며, 해석은 1억초 동안 수행하였다. 해석결과 1억초 동안 발생하는 크립 변형률은 매우 작으며 주희 처분용기의 위아래 덮개에 발생함을 알 수 있었다. 그러나 처분용기의 구조강도에 중요한 내부 주철삽입물에는 훨씬 더 작은 미소한 변형률만 발생하여 처분용기에 발생하는 크립변형은 처분용기의 구조적인 안전성에는 큰 영향을 미치지 않음을 알 수 있었다. 해석 초기에 처분용기 내에 급격히 응력이 증가하여 최고치에 도달한 후 잠깐동안 이 응력 값을 유지하다가 그 이 후에는 급격히 응력 값이 감소하는 응력이완현상을 보이고 있기 때문에 발생 응력 측면에서도 전혀 처분용기의 구조적인 안전성에 문제가 없음이 확인되었다.

본 논문에서는 가압경수로(PWR) 고준위폐기물을 깊은 지하 500m에 처분 시 사용되는 처분용기 및 이를 보호하기 위하여 50㎝ 두께로 처분용기 주위를 감싸고 있는 벤토나이트 버퍼의 복합구조물에 지진 등의 지각 변동에 의하여 갑작스럽게 10㎝의 수평한 암반 전단력이 대칭적으로 가해졌을 때, 처분용기의 안전성(붕괴)을 예측하기 위하여 처분용기+벤토나이트 버퍼복합 구조물에 대한 비선형 구조해석을 수행하였다. 복합구조물을 구성하고 있는 물질들은 탄소성체로 가정하였으며, 대변형 발생 시 항복을 예측하는 항복조건식으로는 처분용기를 구성하고 있는 금속물질(구리, 주철)에 대하여 von-Mises 항복조건식을, 벤토나이트 버퍼물질에 대하여는 Drocker-Prager 항복조건식을 적용하였다. 해석 결과들을 분석하면 비록 10㎝의 수평한 대칭 암반 전단력에 대하여 벤토나이트 버퍼에는 항복점을 훨씬 상회하는 대변형이 발생하였지만, 내부의 처분용기를 구성하고있는 주철 및 구리에는 여전히 매우 작은 탄성변형 및 항복응력보다 작은 응력이 발생하고 있음을 알 수 있었다. 따라서 갑작스런 10㎝의 수평한 암반 전단력에 대하여 50㎝ 두께의 벤토나이트 버퍼는 안전하게 내부의 처분용기를 보호하고 있음을 알 수가 있다. 해석결과는 또한 벤토나이트 버퍼의 전단변형에 의하여 처분용기에 휨변형이 발생함을 보여주고 있다.

This study examined the safety of nuclear spent-fuel (NSF) transport casks against accidental puncture events. Finite element analyses were conducted according to the accident conditions in NUREG-1536 and RG 7.8, which specify 1-m parallel and vertical drops on a rigid rod that has 15-cm diameter and 20-cm height. We focused on the safety evaluation of the cask body, baskets, and canister based on ASME BPVC Section III, and evaluated whether these elements would undergo excessive fracture or puncture.