폐기물 용액의 pH 변화에 따른 고정층에서 우라늄 및 코발트 이온의 흡착거동을 다성분 흡착시스템으로 가정하여 이론적으로 예측하였다. 즉 pH 변화에 따라 존재 분율이 달라지는 각 이온 성분들이 상호 경쟁적으로 흡착한다는 가정 하에서, 평형실험에서 얻어진 결과와 우라늄 및 코발트 이온의 용액특성 (Solution chemistry)을 상호 결합하여 각 이온 성분들의 Langmuir 평형상수 값을 Ideal Adsorbed Solution Theory를 도입하여 구하였으며, 이상의 결과를 이용하여 고정층 파과곡선을 이론적으로 계산한 결과 pH 변화에 따른 흡착거동을 비교적 잘 예측할 수 있었다 따라서 본 연구에서 시도한 방법은 이온 농도와 pH가 높은 경우를 제외하고 pH 변화에 따라 용액 내에 이온의 형태가 다양하게 존재하는 흡착 시스템을 이론적으로 예측하는 데 비교적 유용하게 사용할 수 있을 것으로 판단된다.

본 연구에서는 고온의 LiCl-LlO 용융염계에서 우라늄 산화물의 금속전환과 LiO의 전해반응이 동시에 진행되는 통합 반응 메카니즘을 기초로 한 전기화학적 금속전환기술을 제안하였다. 본 실험에서는 전기화학적 환원반응에 의해 생성된 Li 금속이온이 음극에 전착과 동시에 우라늄 산화물과 반응하여 금속전환율 99 % 이상의 우라늄 감속을 생성하는 통합 반응 메카니즘을 확인할 수 있었다. 또한 전기화학적 금속전환기술의 공정 적용성 평가 일환으로 우라늄 산화물의 금속전환성, 반응 메카니즘 규명, LiO의 closed recycle rate 및 물질전달 특성 등의 기초 데이터를 확보하였다 향후 전기화학적 금속전환기술은 LiCl-Li 용융염계의 금속전환공정의 반응조건 제한성 해소, 금속전환율 향상 및 공정의 단순화 등의 기술성과 경제성 향상 측면에서 획기적인 방안으로 고려될 수 있을 것으로 판단된다.

국내의 가동 중지된 우라늄 변환시설의 해체 시 우라늄 화합물로 오염되어 대량으로 발생될 금속폐기물의 재활용 또는 자체처분을 위한 제염기술로 전해제염 공정의 적용성을 평가하였다. 이를 위하여 우라늄 변환시설 내부설비의 주 구성 재료인 SUS-304 와 Inconel-600 금속시편을 대상으로 전해용해 실험을 수행하였다. SUS-304 와 Inconel-600 금속시편에 대한 전해용해 성능에 있어서 중성염 전해용액으로 SO가 가장 효과적이었으나, 우라늄변환시설의 가동 시 질산 매질과 주로 접촉했던 설비 표면의 이력과 시설 가동 중 발생한 우라늄 폐액의 성상을 고려하여 SO 전해용액 내에서의 SUS-304 시편에 대한 전해용해와 비교해서 약 30%, 그리고 Inconel-600 시편에 대해서는 거의 동등한 성능을 보인 NaNO 중성염 용액을 금속성폐기물의 전해제염 용액으로 선정하였다. 본 연구에서는 NaNO 중성염 전해용액에서 전류밀도, 전해시간 및 전해 용액의 농도가 SUS-304 및 Inconel-600 금속시편의 전해용해 성능에 미치는 영향을 조사하였다. 이 실험결과를 바탕으로 실제 우라늄 변환시설로부터 인출하여 , AUC 및 ADU 등의 우라늄 화합물로 오염된 시편에 대해 전류밀도 100mA/, IM NaNO 전해용액 내에서 전해 제염 실증시험을 수행하였으며, 오염물의 종류 및 오염준위의 대소와는 관계없이 모든 시편에 대하여 10분 이내의 짧은 시간 내에 자체처분 기준치 이하로 및 방사능 준위를 감소시킴으로써 본 중성염 전해제염이 매우 성공적임을 확인하였다.

The nano-scale crystallite sizes of uranium oxide powders in simulated spent fuel were measured by the neutron diffraction line broadening method in order to analyze the sintering behavior of the dry process fuel. The mixed and fission product powders were dry-milled in an attritor for 30, 60, and 120 min. The diffraction patterns of the powders were obtained by using the high resolution powder diffractometer in the HANARO research reactor. Diffraction line broadening due to crystallite size was measured using various techniques such as the Stokes' deconvolution, profile fitting methods using Cauchy function, Gaussian function, and Voigt function, and the Warren-Averbach method. The non-uniform strain, stacking fault and twin probability were measured using the information from the diffraction pattern. The realistic crystallite size could be obtained after separation of the contribution from the non-uniform strain, stacking fault and twin.

The densification and grain growth mechanisms of in and in have been investigated. Uranium dioxide powder compacts were sintered at 1 in or at 110 in for various times from 0.5 h to 16 h. The grain size and density of the specimens were measured. From the measured data, the mechanisms of the densification and grain growth were determined by use of available kinetic equations which express the relations between densification and grain growth. In both atmospheres, it has been found that the densification was controlled by the lattice diffusion and the grain growth by the surface diffusion of atoms around pores. It appears that the surface diffusivity as well as the lattice diffusivity increase considerably with the increase in O/U ratio in the specimen.

사염화우라늄 제조를 위해 염소가스와 탄소를 이용한 이산화우라늄의 염소화반응에 대하여 연구하였다. 이론적측면에서 열화학적 자료를 이용한 계산을 통하여 일어날 수 있는 반응들을 확인하였으며, 염소화반응이 진행되는 동안 초래될 현상에 대하여 검토하였다. 실험결과로 부터 반응온도, 반응시간 및 질소가스 주입비율이 사염화우라늄 제조에 미치는 영향을 정량적으로 평가하였다. 순수한 이산화우라늄을 사용한 사염화우라늄 제조공정에서의 적절한 반응시간과 반응온도는 각각 약 2시간과 500˚C-700˚C범위였으며, 질소가스의 적정 주입량은 염소가스의 약 50%로 나타났다.

사염화우라늄을 제조하기 위한 가장 효율적인 반응계는 이산화우라늄, 염소가스와 탄소분말이다. 여러 가지 실험변수 가운데 이산화우라늄의 염소화반응에 사용된 염소가스 주입량과 탄소의 양이 사염화우라늄 제조에 미치는 영향에 관하여 연구하였다. 각각의 실험변수들에 대한 전화율과 휘발률 계산을 통해 효율적인 반응을 위한 적정 염소가스 주입량과 탄소의 양을 구하였고, 이산화우라늄의 증가함에 따라 직접접촉에 의한 기체-고체반응에서는 전화율과 휘발률은 증가했으나 이후 과량을 첨가함에 따라 감소하였고, 용융염내의 기체-액체반응에서는 전화율의 미미한 증가와 휘발률의 감소를 확인하였가. 염소주입량이 증가함에 따라 전화율과 휘발률이 증가했으며, 과량의 염소가수 주입시 고이온가 염화물의 생성량이 증가하였다.

아미드옥심기와 복합재료 섬유흡착제를 제조하였고 해수로부터 우라늄이온의 분리 특성을 조사하였다. 흡착량은 흡착시간이 증가함에 따라 증가하였고 An:TEGMA:DVB의 몰비가 1:0.1:0.003인 수지가 pH 8 부근에서 최대 흡착능을 나타내었다. 또한 흡착량은 CFA에 첨가한 흡착제의 양이 증가함에 따라 증가하였으며 1시간 까지 선형적으로 증가하였고, 25˚C에서 최대흡착량을 나타내었다. 한편 Ca, Mg 이온은 흡-탈착 cycle이 반복될수록 증가하였으며 그양은 각각 0.3, 0.9mmole/g-Ads로 우라늄 이온의 그것보다 매우 낮았다. 흡착된 우라늄 이온의 탈착은 흡착제의 종류에 관계없이 약 30분 이내에 거의 100% 탈착되었다.

해수로 부터 우라늄 분리를 위한 아미드옥심형 섬유복합재료 흡착제를 제조하였고, IR, 팽윤도 실험, CHN 원소분석, SEM 및 흡착능 실험을 통하여 그 특성을 알아보았다. AN-TEGMA 및 AN-TEGMA-DVB 공중합체의 팽윤율과 수율은 가교제의 함량이 증가할 수록 감소하였으며, 수율은 AN-TEGMA 공중합체의 경우 85-92%였고 AN-TEGMA-DVB 공중합체는 82-88%였다. 다공도도가교체의 함량이 증가할 수록 감소하였으며 AN-TEGMA-DVB 공중합체가 AN-TEGMA 공중합체보다 작았다. 또한 전자현미경 관찰 결과 제조한 섬유 복합재료 흡착제의 표면에 흡착제가 고루 분포되어 있는 것을 확인하였고, 흡착제의 최적 첨가량은 40wt%이었다. 섬유복합재료 흡착제의 우라늄 흡착량은 pH 8 부근에서 최대 였으며, 해수의 pH가 8.3임을 감안할 때 해수 우라늄 분리에 적합한 소재 임을 알 수 있었다.

The measurements of uranium with nuclear fission track technique on the Holocene carbonate components and submarine cements in South Florida, U.S.A. and the Bahamas have allowed not only characteristic uranium concentrations but also spatial distribution. Relatively high uranium concentrations were found in coral skeletons (2.5 ppm). ooids (2.8 ppm), and peloids (3.2 ppm) whereas most of the modern calcareous organisms contain low uranium concentrations. Varied uranium concentrations were found in submarine cements; more than 3 ppm in acicular aragonite, 2 to 3 ppm in micritic Mg-calcite in inter- and intraparticle pores, and 0.7 to 2.8 ppm in micirtic envelopes. Heterogeneous distributions of uranium were quite common in both skeletons and inorganic carbonates. Marine organisms seem to discriminate against uranium while they are alive and thereby they contain low uranium concentrations whereas inorganic carbonate components incorporate uranium in equilibrium with seawater and thereby the contain high uranium concentration. In incorporation of uramiun into carbonate componets physiology and mineralogy seem to be important in organism whereas minerablogy and CO₂ content of seawater are thought to be important in inorganic components. Characteristic uranium concentrations and spatial distribution pattern in modern carbonates suggest that uranium can be used as a powerful diagenentic indicator in studying ancient carbonate rocks. This study reveals that the fission track technique is an advantageous tool in studying petrography

The hydrochemistry of groundwater from 47 wells in the Chungwon area, Korea was analyzed to examine the occurrence of natural radionuclides like uranium and radon. The range of Electrical Conductivity (EC) value in the study area was 67∼1,404 μS/cm. In addition to the high EC value, the content of cations and anions also tends to increase. Uranium concentrations ranged from ND～178 μg/L (median value, 0.8 μg/L) and radon concentrations ranged from 80～12,900 pCi/L (median value, 1,250 pCi/L). Uranium concentrations in one well, that is 2.8% of the samples, exceeded 30 μg/L, which is the Maximum Contaminant Level (MCL) proposed by the US Environmental Protection Agency (EPA), based on the chemical toxicity of uranium. Radon concentrations in three wells, that is 6% of the samples, and one well, that is 2.8% of the samples, exceeded 4,000 pCi/L (AMCL of the US EPA) and 8,100 pCi/L (Finland’s guideline level), respectively. Concentrations of uranium and radon related to geology of the study area show the highest values in the groundwater of the granite area. The uranium and radon contents in the groundwater were found to be low compared to those of other countries with similar geological settings. It is likely that the measured value was lower than the actual content due to the inflow of shallow groundwater by the lack of casing and grouting.

우라늄은 자연적 원인과 인위적 원인에 의해 오염이 가능하지만 국내 지하수 토양환경에서는 자연적 원인에 의한 오염 가능성이 높다. 우라늄은 방사성 독성과 화학적 독성을 동시에 갖고 있어 먹는 물에 포함될 경우 그 위해성이 매우 높다. 본 연구에서는 경북지역의 마을상수도 및 소규모 급수시설, 지하수, 샘물 및 먹는 샘물, 먹는 물 공동시설, 지하수 측정망, 민방위비상급수 등의 시료를 대상으로 우라늄 농도를 측정하였으며 국내외 수질 기준과 비교하여 오염 정도를 평가하였다. 총 803개의 시료 중 미국의 먹는 물 권고기준 또는 우리나라의 권고기준인 30μg/ℓ를 초과하는 시료의 수는 6개이며 전체시료에서 차지하는 비율은 0.7%이다. 모암의 특성에 따른 우라늄의 농도는 흑운모화강섬록암, 흑운모화강암, 편마상화강암 등과 같은 화강암질 암석이 분포한 지역에서 비교적 높게 나타났다.

원자력연구원에서는 우라늄으로 오염된 콘크리트 폐기물을 원자력시설 중 방사성 폐기물저장고에 임시 보관되고 있다. 그러나 앞으로의 방사성 폐기물은 중･저준위 방사성 폐기물처리시설로 보내야하는 제도로 바뀌게 되므로 계속적인 임시보관은 어려워짐에 방사성 폐기물량을 감소시키는 방향으로 가야한다고 제시되고 있다. 방사성 원소로 오염된 콘크리트의 제염 연구는 지금가지 거의 수행되지 않았고, 단지 물리적인 분리법으로 해체하는 방법들만 제시되었다. 우라늄으로 오염된 콘크리트를 연간 100드럼 제염하기 위한 실용규모로 구축하여 시범적인 운영 결과 자체 처분 농도 이하로 대략 65%정도 처리가 가능하였다. 그러나 실제 정상적으로 연간 100드럼의 콘크리트를 처리하기 위해서는 장치의 문제점이 발견되어 개선이 필요하다. 또한, 미세 입자를 방사성 폐기물로 처리하지 않고 제염하여 처리효율을 높이는 연구를 진행하고 있다.