국내 원자력발전소에서 발생하는 사용후핵연료의 제원 및 방출시점 등 특성과 현재의 고준위 방사성폐기물 기본계획에 근거한 처분시나리오를 도출하여 기존 심층 처분시스템을 바탕으로 처분효율과 경제성을 향상시킨 개선된 처분시스템을 제안 하였다. 이를 위하여 국내 원자력발전소에서 발생하는 사용후핵연료의 길이에 따라 2종류의 처분용기 개념을 도출하고, 사용후핵연료 발생 년도와 현재의 기본계획에 근거한 처분 시나리오 설정에 따른 처분시점에서의 냉각기간을 고려하여 처분 용기내 수용 가능한 붕괴열량을 결정하였다. 그리고 2종류의 처분용기에 대한 처분시스템과 결정된 붕괴열을 바탕으로 열 적 안정성 분석을 통하여 제안된 처분시스템의 설계요건에 대한 적합성 여부를 확인하고, 처분효율을 평가하였다. 개선된 처분시스템은 기존 처분시스템에 비하여 처분면적은 약 20% 감소되고 처분밀도는 약 20% 향상됨을 확인하였고, 처분용기와 완충재 재료도 상당량 절감됨을 확인하였다. 본 연구의 결과는 향후 사용후핵연료 관리정책 수립 및 실제 사업을 위한 처분시스템 설계를 위한 자료로 활용될 수 있다.

본 연구에서는 최근 개발중인 360 다발 장전용량의 중수로 사용후핵연료 운반용기에 대한 설계기준연료의 방사선원항 평가와 용기외부에서의 방사선량률 계산을 수행하였다. 그리고 국·내외 방사선적 안전성평가와 관련한 기술기준 부합여부를 판단하고 결과의 적합성을 제시하였다. 방사선원항으로 작용하는 설계기준연료 선정을 위해 월성원전에서 운영중인 운반 용기 및 두 가지 방식의 건식저장시설에 적용된 설계기준연료의 사양 및 특성을 조사하였다. 각 운반·저장 시스템 별 설계 기준연료의 연소도, 최소 냉각기간 및 중간저장시설로의 운반시점 등을 바탕으로 연소도 7,800 MWD/MTU와 최소 냉각기 간 6년을 설계기준연료로 설정하였다. 설계기준연료의 방사선원항은 SCALE 전산코드의 ORIGEN-ARP모듈을 이용하여 평가하였다. 운반용기의 방사선차폐평가는 MCNP6 전산코드를 이용하였으며, 기술기준에서 요구하는 운반용기 외부에서의 방사선량률 평가를 정상 및 사고조건으로 구분하여 수행하였다. 방사선량률 평가결과, 정상운반조건의 운반용기 표면 및 운반용기 표면 2 m 이격지점에서 계산된 최대 방사선량률은 각각 0.330 mSv·h-1와 0.065 mSv·h-1로 도출되어 선량률 제한치인 2.0 mSv^hr-1와 0.1 mSv^hr-1를 모두 만족하는 결과를 도출하였다. 또한 운반사고조건하 운반용기 표면 1 m 지점에서의 최대 방사선량률은 0.321 mSv·h-1로서 기술기준인 10.0 mSv·h-1 미만으로 평가되어, 대용량 중수로 사용후핵연료 운반용기는 방사선적 안전성을 확보하는 것으로 나타났다.

본 논문에서는 최근 새롭게 제안된 심부수평시추공처분 개념을 소개하고, 우리나라 여건에서는 어떻게 적용될 수 있을지에 대하여 고려해 보았다. 이 개념은 방향제어시추기술로 심부수평시추공을 설치하고 고준위방사성폐기물을 처분하는 개념으로, 경제성과 안전성에서 기존의 동굴식 처분개념에 비해 큰 장점을 가지고 있는 것으로 평가된다. 그러나, 아직까지 아이디어 수준이므로 국제사회에서 처분 안전성과 성능을 실증하기까지 시간이 꽤 걸릴 것이고, 규제기관의 지침 개발도 뒷받침되어야 하는 문제가 있다. 우리나라는 국토가 좁고 인구밀도가 높아 NIMBY (Not In My Back Yard) 현상이 강할 수 밖에 없고, 더불어 사용후핵연료 발생량도 적지 않아 매우 어려운 입지여건을 가지고 있다. 이러한 여건에서 연안 육지부보다는 대륙붕의 안정된 환경의 장점을 살려 연안 해저암반을 심부수평시추공처분 개념의 처분영역으로 활용한다면 해당 지역사회의 심리적인 불안감을 획기적으로 완화시킬 수 있고 처분 안전성도 향상시킬 수 있을 것으로 기대한다. 더불어, 중앙집중식심부 동굴처분시설을 건설하는 경우에도 대륙붕을 활용하여 동일한 장점을 살리는 것을 고려해볼 필요가 있다.

제8차 전력수급기본계획에 근거하여 현재 운영중이거나 계획중인 원자력발전소에서 발생할 사용후핵연료의 양과 특성을 추정하였다. 본 연구에서 고려된 특성은 핵연료집합체에 대한 제원, 핵연료봉 배열, 235U 초기 농축도, 방출연소도, 냉각기간이다. 이들은 사용후핵연료 처분시스템을 설계하는데 필수적인 항목이다. 2082년까지 가압경수로 사용후핵연료의 예상발 생량은 약 62,500 다발로 추정되었다. 2018년 말까지 발생한 사용후핵연료 중 상대적으로 길이가 짧은 웨스팅하우스형 원전 연료가 약 60%, 상대적으로 길이가 50 cm 정도 긴 한국형 원전 연료가 약 40%를 차지하였다. 235U 초기 농축도 4.5 wt% 이 하를 갖는 사용후핵연료의 비율은 전체 발생량의 약 90%를 차지하였으며, 방출연소도는 98%의 물량이 55 GWd/tU 이하로 나타났다. 2077년을 기준으로 웨스팅하우스형 원전에서 발생한 사용후핵연료의 냉각기간은 50년 이상이 97% 정도를 차지하였으며, 본 논문에서 가정한 처분 완료시점인 2125년을 기준으로 한국형 원전에서 발생한 사용후핵연료의 냉각기간은 45 년 이상이 98% 정도를 차지하는 것으로 나타났다. 이러한 결과를 바탕으로 효율적인 처분시스템 설계를 위해 기준 사용후 핵연료는 제원적 특성을 고려하여 두 가지 형태로 설정하였으며, 웨스팅하우스형 원전 연료의 경우, 집합체 제원으로 KSFA, 초기 농축도 4.5 wt%, 방출연소도 55 GWd/tU, 냉각기간 50년으로, 한국형 원전 연료의 경우, 집합체 제원으로 PLUS7, 초기 농축도 4.5 wt%, 방출연소도 55 GWd/tU, 냉각기간 45년으로 설정하였다.

Currently, the Korean nuclear industry uses ZIRLO as material for nuclear fuel cladding(zirconium alloy). KEPCO Nuclear Fuel is in the process of developing a HANA alloy to enable domestic production of cladding. Cladding manufacture involves multistage heat treatments and pickling processes, the latter of which is vital for the removal of defects and impurities on the cladding surface. SMUT that forms on the cladding surface during such pickling process is a source of surface defects during heat treatment and post-treatment processes if not removed. This study analyzes ZIRLO, HANA-4, and HANA-6 alloy claddings to extensively study the SEM/EDS, XRD, and particle size characteristics of SMUT, which are second phase particles that are formed on the cladding surface during pickling processes. Using the analysis results, this study observes SMUT formation characteristics according to Nb concentration in Zr alloys during the washing process following the pickling process. In addition, this study observes SMUT removal characteristics on cladding surfaces according to concentrations of nitric acid and hydrofluoric acid in the acid solution.

항공기 충돌사고는 1970년대부터 원자력발전소의 인허가에 중요하게 고려되어 온 외부 사건의 하나였다. 9.11 테러 이후 세계 각국에서는 사고로 인한 항공기 충돌에 더하여 의도된 항공기 충돌에 대비한 안전성 평가를 수행해오고 있으며 일부 국가에서는 이를 법제화하여 인허가의 중요한 요건으로 다루고 있다. 항공기 충돌에 대한 안전성 평가는 여러가지 요인으로 인하여 쉽지 않은 작업이며 보다 신뢰성 있는 평가를 위한 연구개발이 세계 각국에서 진행 중이다. 본 논문에서는 각국의 항공기 충돌에 대비한 안전성 평가 요건의 법제화 현황을 사고로 인한 충돌과 의도된 충돌의 경우로 분리하여 정리하였다. 다 양한 조건의 항공기 충돌에 대한 안전성 평가를 위하여 수행되어 온 연구 중 주요한 것들을 정리하였으며 특히 사용후핵연 료 건식저장시설에 대한 내용을 위주로 다루었다.

최근 국내에서 육상 및 해상을 통한 소외 정상운반 시 진동 및 충격하중에 대한 사용후핵연료의 건전성 평가 기술 개발이 수행되고 있다. 이와 관련된 국내 연구사례는 전무하여 기존에 진행된 또는 현재 수행중인 해외연구사례를 조사하여 국내 연구에 참고하고자 한다. 2000년 이전 과거 미국의 사용후핵연료의 정상운반 시 진동 및 충격하중 측정 관련 연구현황을 조사 하였고 2009년부터 미국국립연구소 주관으로 실시한 단축가진시험, 콘크리트블럭 트럭운반시험, 다축가진시험에 대해서 조사하였으며 2017년 미국 SNL, 스페인의 ENSA, 한국이 공동으로 수행한 복합운반시험을 상세히 조사하였다. 시험 준비과정, 절차, 가속도 및 변형률 측정결과, 유한요소 및 다물체동역학 해석과정 등이 조사되었다. 각 시험 별로 측정된 변형률 자료를 바탕으로 사용후핵연료 피로곡선과 비교한 결과 손상을 일으키기에는 매우 미미한 정도의 변형률이 발생한다는 초기 결론을 얻었음을 확인하였다. 하지만 현재 결론은 일부 결과만을 검토한 예비 결론으로 상세한 검토가 현재 미국에서 진행 중이다. 미국에서 지금까지 수행한 사용후핵연료의 정상운반조건에서의 진동 및 충격하중 측정과 관련하여 조사된 내용은, 국내 운반환경에서 사용후핵연료의 정상운반시험을 수행할 때 참고할만한 유용한 자료라 판단된다.

사고저항성 핵연료의 일환으로 UO2 입자가 세라믹 셀 벽으로 둘러싸인 미세구조를 갖는 세라믹 미소셀 UO2 소결체를 개발 중이다. 이는 핵분열생성물들을 UO2 펠렛 내에 포집하여 펠렛 외부로의 방출을 저감함으로써 봉내압 상승을 완화하고 응력부식균열 발생률을 낮춘다. 생성량이나 방사능 측면에서 위험한 핵분열생성물 중 하나로 여겨지는 세슘은 세라믹 미소셀 소결체 내에서 셀 물질과 화학반응 하여 포집될 수 있다. 따라서, 세슘 포집능은 해당 화학반응의 열역학적, 속도론적 특성에 의해 결정된다. 역으로, 미소셀 소결체의 조성설계 시 해당 반응에 대한 열역학적 예측이 필수적이다. 본 연구는 세라믹 현재 개발 중인 여러 미소셀 조성(Si-Ti-O, Si-Cr-O, Si-Al-O)에 대해 세슘의 포집능을 평가하는 열역학적 계산을 다룬다. 계 산에 앞서 먼저 HSC Chemistry를 이용해 세슘과 셀 물질의 물리/화학적 상태를 정의한 후, LWR 정상운전 모사환경에서 계 산된 세슘포텐셜(ΔGCs)과 산소포텐셜(ΔG02)에 근거하여 세슘포집 반응성을 평가하였다. 계산 결과에 근거하면, 세슘 포집 반응은 상기 모든 조성에서 자발적일 것으로 예상되며 이로써 조성설계의 근거를 제시함과 동시에 세슘의 포집능을 평가하는 효과적인 방법을 제공한다.

한국산 나문재속 식물에 대한 계통학적 유연관계를 밝히고, 분자계통학적 연구를 통해 나문재속 종간 유연관계를 확인할 수 있는 분자마커를 찾아내기 위해 연구를 수행하였다. 핵 리보솜 DNA ITS와 엽록체 DNA matK, psbA-trnH 그리고 trnL-trnF를 분자마커로 사용하였다. ITS 영역은 칠면초와 해홍나물 그리고 해홍나물과 방석나물을 구분하지 못하였다. psbA-trnH와 trnL-trnF 영역의 염기서열은 칠면초와 방석나물을 구분하지 못하였다. 그러나 4종의 분자마커 영역을 조합하여 분석한 결과 나문재속 식물 5종이 각각 독립적인 계통을 형성하는 것을 확인하였다. 따라서 나문재속 계통관계 분석을 위해서 여러 개의 분자마커 조합이 유용할 것으로 판단된다. 나문재속 내 분류군 간의 계통관계를 명확히 밝히기 위해 차후에 좀 더 많은 생태학적, 형태학적 자료를 조사해야 할 것으로 보인다.

미임계 시설은 정상 또는 사고상태에서 핵임계안전성이 확보되어야 한다. 이를 위해선 계산된 임계도가 바이어스와 불확실도로 결정된 미임계상한치(USL)를 초과하지 않는다는 것을 검증하는 절차가 반드시 필요하다. 하지만 핵임계안전성 검증 방법론은 여러 가지가 존재하며, 방법론이 달라지면 USL도 달라지므로 가장 적절한 한가지의 방법론으로 평가하는 것이 중요하다. 본 연구에서는 핵임계안전성 검증 방법론이 기술된 두 개의 문서를 비교 분석하여 한 가지 방법론으로 정립하였고, SCALE6.1 코드를 이용한 용기 설계에서의 미임계상한치 결정에 적용하였다.

During the seven years from 2009 to 2016, PWR SNF (spent nuclear fuel) transportation and storage systems suitable for domestic conditions were developed by the government to cope with the saturation of wet storage capacity in NPPs. One of the developed systems is a multipurpose metal cask applicable for transportation/storage; the other is a concrete cask dedicated to storage. Efficient cask technologies were secured utilizing the characteristics and experience of relevant industrial, academic and research institutes. Technological independence was also achieved through several patent registrations of research outcomes. To prepare for a rapid increase of demand in the near future, technology transfer of secured patents and technologies to the domestic industry was carried out twice in the years of 2016 and 2017. This

A literature review on the effects of high temperature and radiation on radiation shielding concrete in Spent Fuel Dry Storage is presented in this study with a focus on concrete degradation. The general threshold is 95℃ for preventing long-term degradation from high temperature, and it is suggested that the temperature gradient should be less than 60℃ to avoid crack generation in concrete structures. The amount of damage depends on the characteristics of the concrete mixture, and increases with the temperature and exposure time. The tensile strength of concrete is more susceptible than the compressive strength to degradation due to high temperature. Nuclear heating from radiation can be neglected under an incident energy flux density of 1010 MeV·cm-2·s-1. Neutron radiation of >1019 n·cm-2 or an integrated dose of gamma radiation exceeding 1010 rads can cause a reduction in the compressive and tensile strengths and the elastic moduli. When concrete is highly irradiated, changes in the mechanical properties are primarily caused by variation in water content resulting from high temperature, volume expansion, and crack generation. It is necessary to fully utilize previous research for effective technology development and licensing of a Korean dry storage system. This study can serve as important baseline data for developing domestic technology with regard to concrete casks of an SF (Spent Fuel) dry storage system.

Bird screen meshes are installed at the air inlet and outlet ducts of spent fuel storage casks to inhibit the intrusion of debris from the external environment. The presence of these screens introduces an additional resistance to air flow through the ducts. In this study, a porous media model was developed to simplify the bird screen meshes. CFD analyses were used to derive and verify the flow resistance factors for the porous media model. Thermal analyses were carried out for concrete storage cask using the porous media model. Thermal tests were performed for concrete casks with bird screen meshes. The measured temperatures were compared with the analysis results for the porous model. The analysis results agreed well with the test results. The analysis temperatures were slightly higher than the test temperatures. Therefore, the reliability and conservatism of the analysis results for the porous model have been verified.

As a rule, geological disposal is considered a safe method for final disposal of high-level radioactive waste. However, some long-lived fission products like 99Tc and 129I contained in spent nuclear fuel are highly mobile as less sorbing anionic species in the subsurface environment and can mainly cause exposure dose to the ecosystem by emission of beta rays in the hundreds of keV range. Therefore, if these two nuclides can be separated and converted with high efficiency into radioactively unharmful nuclides, this would have a positive effect on disposal safety. One candidate method is to transmute these two nuclides in nuclear reactors into short-lived nuclides or into stable nuclides. For this purpose, it is necessary to evaluate which reactor type is more efficient in burning these two nuclides. In this study, the simulation results of nuclear transmutation of 99Tc and 129I in light water reactor (PWR), heavy water reactor (CANDU) and fast neutron reactor (SFR, MET-1000) are compared and discussed.

북한의 거듭된 핵실험과 미사일 도발로 인해 한반도의 긴장이 고조되고 있다. 북한 핵에 대한 확실한 핵우산과 북핵의 완전한 폐기를 위해 전술핵 재배치 등 모든 옵션의 가능성을 제한하지 말아야 한다. 스포츠교류로서 2018 평창동계올림픽은 기능주의 입장에서 한반도 통일의 길에 하나의 의미 있는 이벤트라고 할 수 있다. 그러나 신기능주의 입장에서 현재의 북한 핵 위기는 한미동맹의 강화 위에서 풀어가는 것이 가장 올바르고 분명하며 강한 안보를 통해 북한 도발을 응징해야 한다. 지금은 국제사회와 함께 봉쇄와 압박에 매진할 때이다. 유엔의 제재와 미국 등 여러 국가들의 독자 제재에도 불구하고 북한의 계속되고 있는 핵실험과 미사일 도발은 북한에 대한 더욱 강한 압박이 필요하게 만들고 있다. 미국과 중국의 역할과 협력도 더욱 강조되고 있다. 오바마정부의 ‘전략적 인내정책’ 보다 적극적인 트럼프의 한반도 정책을 확실한 한미동맹을 통해 우리는 잘 대응하고 활용하여 북한의 비핵화와 민주평화통일을 이루어 내야 한다.

이 연구는 현대 사회에서 회자되는 ‘영성’의 개념이 대중문화를 통해 어떻게 나타나는지 살펴보고자한다. 이를 위해 베리 테일러와 앙드레 콩트-스퐁빌, 울리히 벡과 마크 매킨토시의 연구를 이론적 틀로 차용하였으며, 영성의 개념과 이에 대한 대중의 증가하는 관심은 근대화 이후 격변하는 사회문화적 맥락에서 논의되어야 하고, 타자를 배제한 개인화된 영성이나 자본주의에서 상품화되어 소비되는 영성은 본래 영성이 가진 본질이 왜곡된 형태라는 점을 지적했다. 이런 논의를 바탕으로 멜 깁슨의 <핵소 고지>를 살펴볼 때 이 영화는 할리우드 전쟁영화 관습을 따르면서도 극사실주의적 재현방식을 통해 전쟁의 폭력성과 ‘반전’(反戰) 메시지를 강조하며, 다양한 카메라 앵글 기법과 ‘보이스오버 내레이션을 통해 인간의 실존과 초월자에 대한 믿음, 한 개인의 신념과 공동체라는 영적 주제를 부각시키고 있다. 본고는 21세기 들어 전세계적으로 확산되고 공유된 사회적 불안 요소들 및 글로벌 정치적 상황과 연관시켜 살펴볼 때 할리우드에서 영적 주제와 연관된 작품이 대거 등장한 현상은 결코 우연이 아니며 앞으로 이런 경향은 한층 다양한 형식과 내용을 띠며 지속될 것으로 전망한다.

According to the nuclear safety act, the enforcement regulations and the notification of the atomic energy commission, a preliminary decommissioning plan must be submitted at all domestic nuclear facilities. In accordance with this preliminary decommissioning plan, it is required to prepare eleven items from the outline of the decommissioning plan of the nuclear facility to the fire protection. Currently, the nuclear fuel cycle facility operated by the Korea Atomic Energy Research Institute (KAERI) consists of a radioactive waste form test facility (RWFTF), a post irradiation examination facility (PIEF), a radioactive waste treatment facility (RWTF), and a radioactive waste storage facility (RWSF). The decommissioning strategies, decommissioning methods and dismantling activities of these nuclear facilities are described in this paper. The scope of decommissioning, the dismantling method, the final conditions of the site, the management of radioactive waste, and the cost of decommissioning are established in the decommissioning strategy. The decommissioning schedule, work order, basic principle and technical feasibility are determined at the method of decommissioning. The disinfection techniques and activity plans for facilities and sites contaminated with radioactive materials are described at the dismantling activity. Therefore, this paper describes the concept of decommissioning of the nuclear fuel cycle facilities and prepares a preliminary decommissioning plan to be prepared afterwards.

원자력발전소내 습식저장중인 사용후핵연료의 건식저장을 위해서는 캐니스터 내부에 사용후핵연료를 옮겨 담은 이후, 건 식저장 캐니스터 내장품이나 사용후핵연료 다발의 부식방지 및 피복관의 열화방지를 위해 모든 수분은 제거해야 한다. 캐 니스터 내부의 수분을 제거하는데 사용할 수 있는 기체강제순환 건조시스템 개발을 위한 연구개발이 진행중이다. 본 연구 에서는 기체강제순환 건조시스템 설계, 제작을 위한 예비설계를 수행하였다. 예비설계에는 캐니스터 내부 잔존수분 제거를 위한 건조사례조사, 건조관련 규격이나 표준, 건조합격기준, 건조장치구성, 현장요구분석, 습식저장중인 사용후핵연료 특성 을 포함하였다. 예비설계를 통하여 기체강제순환 건조시스템의 설계 개념도와 P&ID를 도출하였고, 이를 활용하여 건조시 스템 제작을 위한 상세설계를 수행할 것이다.

한국원자력환경공단에서는 국내 경수로 원전에서 발생된 사용후핵연료를 건식으로 저장할 수 있는 콘크리트 용기를 개발하 였다. 본 저장용기는 사용후핵연료가 건식환경에서 장기간 저장되는 동안 용기 및 사용후핵연료의 건전성이 유지되며, 방사 선량률이 저장시설의 설계기준을 초과하지 않도록 설계되어야 한다. 특히, 저장시설은 정상 및 사고조건에서 적절한 방사선 방호를 위한 차폐설계가 이루어져야 한다. 이를 위해 본 연구에서는 미국 10CFR72 및 10CFR20의 기술기준과 NRC의 표준 심사지침 NUREG-1536에서 제시한 평가방법에 따라 건식저장조건하에서 단일 콘크리트용기 및 2×10 용기배열조건의 선 량율을 평가하였다. 평가결과, 일반인에 대한 연간선량 한도인 0.25 mSv를 만족하는 통제구역 경계까지의 거리는 약 230 m 로 도출되었다. 콘크리트 저장용기의 설계사고는 2×10 배열의 저장시설에서 한 개의 저장용기가 이송 중 전도사고가 발생 하여 용기의 바닥면이 통제구역 경계로 향하는 상황으로 가정하였다. 전도된 저장용기의 바닥면으로 부터 100 m 및 230 m 지점에서 각각 12.81 mSv 및 1.28 mSv로 평가되었다. 본 연구를 통해 건식저장조건에서 콘크리트 저장용기 및 저장시설은 적절하게 평가된 통제구역경계까지의 거리가 확보된다면 방사선적 안전성이 유지됨을 확인할 수 있었다. 본 평가결과만으 로 건식환경의 저장용기(시설) 설계에 직접 적용하기는 어렵겠으나, 향후‘국가 고준위폐기물 관리 전략’에 근거한 원전내 저장시설 또는 중간저장 시설의 설계 및 운영에 유용한 자료가 될 것으로 사료된다.