Earticle

다양한 건조밀도를 가진 압축벤토나이트의 수리전도도에 물의 염도가 미치는 영향이 조사되었다. 압축벤토 나이트의 수리전도도는 벤토나이트의 건조밀도가 상대적으로 낮은 경우에만, 염도가 증가함에 따라 증가하였 으며, 염도의 증가에 따른 수리전도도의 증가 정도는 벤토나이트의 건조밀도가 낮을수록 더 현저하였다. 건조 밀도가 1.0 Mg/m3 및 1.2 Mg/m3 인 압축벤토나이트의 경우, 0.4 M NaCl 용액의 수리전도도는 탈염수의 경우 에 비해 각각 7배 및 3배가 증가하였다. 그러나 1.4 Mg/m3 보다 큰 건조밀도를 가진 압축벤토나이트의 경우에 는, 수리전도도에 미치는 염도의 영향이 크지 않았으며, NaCl의 농도가 0.04 M에서 0.4 M 인 범위에서는 거의 일정한 값을 유지하였다. 벤토나이트 시편을 탈염수로 미리 포화시키는 것은 수리전도도에 큰 영향을 미치지 않았다.

The influence of water salinity on the hydraulic conductivities of compacted bentonites with several dry densities were studied. The hydraulic conductivity increases with increasing salinity only when the dry density of bentonite is relatively low. The degree of increase becomes more remarkable at a lower dry density of bentonite. For bentonite with the density of 1.0 Mg/m3 and 1.2 Mg/m3, the hydraulic conductivity of the 0.4 M NaCl solution increases up to about 7 times and 3 times, respectively higher than that of freshwater. However, for the bentonite with a dry density higher than 1.4 Mg/m3, the salinity has an insignificant effect on the hydraulic conductivity, and the hydraulic conductivity is nearly constant within the salinity range of 0.04 to 0.4 M NaCl. The pre-saturation of the bentonite specimen with freshwater has no significant influence on the hydraulic conductivity.

UV-Vis 분광광도법과 시간분해 레이저 유도 형광분광법(TRLFS)을 이용하여 흄산의 모사 리간드로 사 용한 2,6-Dihydroxybenzoate(DHB)와 U(VI)의 착물형성반응을 조사하였다. U(VI)-DHB 착물 고유의 전 하이동 흡수 스펙트럼을 분석한 결과, 착물형성반응은 우라늄-리간드 비가 1:1 또는 1:2 착물을 형성하는 이중 평형반응이며, 산도에 따라 착물종의 분포가 변한다는 것을 밝혔다. 계산된 착물형성상수 (log K1and log K2)는 12.4±0.1과 11.4±0.1이다. 이에 더하여, TRLFS 방법으로 조사한 결과, DHB는 U(VI) 화 학종들의 형광 소광제(quencher)로서 역할을 한다는 것을 확인하였다. 특히, 확인된 U(VI) 화학종 모두 (UO2 2+, (UO2)2(OH)2 2+과 (UO2)3(OH)5 +)에서 정적 (static) 및 동적 (dynamic) 소광작용이 공존하는 것으 로 관찰되었다. 시간분해 형광 스펙트럼으로부터 리간드 농도에 따른 U(VI) 화학종의 형광세기와 형광수 명을 측정하였으며, Stern-Volmer 식을 이용하여 분석하였다. 결정된 정적소광계수(KS)는 UO2 2+, (UO2)2(OH)2 2+ 과 (UO2)3(OH)5+에 대하여 각각 4.2±0.1, 4.3±0.1 과 4.34±0.08이다. Stern-Volmer 식 을 이용한 분석 결과, 단일 또는 이중 배위자 구조(mono- and bi-dentate)의 U(VI)-DHB 착물이 모두 정 적소광효과에 관여하는 바닥상태 착물임을 확인하였다.

In this study the complex formation reactions between uranium(VI) and 2,6-dihydroxybenzoate (DHB) as a model ligand of humic acid were investigated by using UV-Vis spectrophotometry and time-resolved laser-induced fluorescence spectroscopy (TRLFS). The analysis of the spectrophotometric data, i.e., absorbance changes at the characteristic charge-transfer bands of the U(VI)-DHB complex, indicates that both 1:1 and 1:2 (U(VI):DHB) complexes occur as a result of dual equilibria and their distribution varies in a pH-dependent manner. The stepwise stability constants determined (log K1 and log K2) are 12.4 0.1 and 11.4 0.1. Further, the TRLFS study shows that DHB plays a role as a fluorescence quencher of U(VI) species. The presence of both a dynamic and static quenching process was identified for all U(VI) species examined, i.e., UO2 2+, (UO2)2(OH)2 2+, and (UO2)3(OH)5 +. The fluorescence intensity and lifetimes of each species were measured from the time-resolved spectra at various ligand concentrations, and then analyzed based on Stern-Volmer equations. The static quenching constants (log Ks) obtained are 4.2 0.1, 4.3 0.1, and 4.34 0.08 for UO2 2+, (UO2)2(OH)2 2+, and (UO2)3(OH)5 +, respectively. The results of Stern-Volmer analysis suggest that both mono- and bi-dentate U(VI)-DHB complexes serve as groundstate complexes inducing static quenching.

핵연료주기 분석 연구는 핵연료주기 단계에서 기술들을 분석하고 요건들을 도출하여 국가적 핵연료주기 정책 설정 및 추진을 체계적으로 수행하기 위한 연구이다. 시스템 분석 기술은 대상 시스템의 비교 분석 평가 에 활용되며 핵연료주기를 대상으로 하는 경우 각 국가 또는 관심 범위에 따라 다양한 방법이 사용된다. 본연구에서는 국내 선진 핵연료주기 개발을 위해 필요한 핵연료주기 분석 전략과 함께 이를 위해 사용될 수 있 는 분석 기술들을 제시하였다. 핵연료주기 분석은 전략적으로 기술적 분석, 국내외 이해관계, 국가 에너지 프로그램과 연계되어야 한다. 이를 위해 다양한 핵연료주기를 비교하여 제시된 평가 지표에 따라 분석하는 연구는 트레이드 연구 방법을 적용하여 수행할 수 있다. 본 연구를 통한 조사 분석 결과 핵연료주기 분석 전략과 함께 방법적 측면에서 트 레이드 연구가 선진 핵연료주기 도출에 활용될 수 있을 것으로 파악되었다. 트레이드 연구에 필수적인 평가 지표를 선정하고 각 지표별 핵연료주기에 대한 정보를 얻기 위해서는 기술성숙도 분석 방법과 핵연료주기 시 뮬레이터를 활용할 수 있을 것으로 제시하였다. 이들은 핵연료주기의 기술성, 경제성, 환경영향성 등을 비교 평가하여 기술개발을 위한 방향을 제시하고 체계적인 선진 핵연료주기 도출 및 실현에 기여할 것이다

The nuclear fuel cycle (NFC) analysis is a study to set a NFC policy and to promote systematic researches by analyzing technologies and deriving requirements at each stage of a fuel cycle. System analysis techniques are utilized for comparative analysis and assessment of options on a considered system. In case that NFC is taken into consideration various methods of the system analysis techniques could be applied depending on the range of an interest. This study presented NFC analysis strategies for the development of a domestic advanced NFC and analysis techniques applicable to different phases of the analysis. Strategically, NFC analysis necessitates the linkage with technology analyses, domestic and international interests, and a national energy program. In this respect, a trade-off study is readily applicable since it includes various aspects on NFC as metrics and then analyzes the considered NFC options according to the derived metrics. In this study, the trade-off study was identified as a method for NFC analysis with the derived strategies and it was expected to be used for development of an advanced NFC. A technology readiness level (TRL) method and NFC simulation codes could be utilized to obtain the required metrics and data for assessment in the trade-off study. The methodologies would guide a direction of technology development by comparing and assessing technological, economical, environmental, and other aspects on the alternatives. Consequently, they would contribute for systematic development and deployment of an appropriate advanced NFC.

지난 2011년 3월의 후쿠시마 원전 사고시 원자로 건물에서의 연쇄적인 수소폭발이 발생하였을 때 관계 자들은 제1원전 4호기의 폭발에 더욱 놀랐었는데 이는 그 당시 4호기는 정기보수를 위하여 원자로내 모 든 핵연료를 저장조에 보관중이었기 때문이다. 저장조내 냉각수 유실로 노심에서 옮겨진 핵연료가 공기 중에 노출되어 수소가 발생하고 임계가 도달하였다면 더욱 심각할 수도 있기 때문이었는데 다행히 추후 에 양호한 냉각수 상태가 확인되어 우려할 상황을 피할 수 있었다. 본 논문에서는 후쿠시마 원전 사고를 계기로 국내 원자력 발전소내 핵연료 임시 저장시설의 안전성과 관련하여 중대사고 관점에서 검토해 보 고자 한다.

When the Fukushima nuclear power plant accident occurred in March of 2011, a hydrogen explosion in the reactor building at the 4th unit of Fukushima plants led to a big surprise because the full core of the unit 4 reactor had been moved and stored underwater at the spent nuclear fuel storage pool for periodic maintenance. It was because the possible criticality in the fuel storage pool by coolant loss may yield more severe situation than the similar accident happened inside the reactor vessel. Fortunately, it was assured to be evitable to an anxious situation by a look of water filled in the storage pool later. In the paper, the safety state of the spent fuel storage pool and rack structures of the domestic nuclear plants would be roughly reviewed and compared with the Fukushima plant case by engineering viewpoint of potential severe accidents

후쿠시마 사고 이후 사용후핵연료 저장시설 안전성 재검증 필요성이 증대되고 있는 가운데, 재검증 결 과의 신뢰성 향상을 위해 열부하 평가결과의 정확도 향상이 요구되고 있다. 이를 위한 기초연구로 본 연 구에서는 상대적으로 중요성이 저평가되었던, 저장시나리오, 연소조건 관련 인자와 같이 붕괴열 및 열부 하 평가 영향인자를 도출하고, 고리 4호기를 대상으로 ORIGEN2 코드를 이용해 그 효과를 평가하였다. 대표 저장시나리오에 대한 열부하 평가 결과, 최후 방출 핵연료의 붕괴열은 시나리오에 따라 전체 열부하의 최대 80.42%를 차지해 저장시설 열부하에 지배적인 영향을 미침이 확인되었다. 또한 연소조건 인자로 선택된 축 방향 연소 효과, 연소이력, 비출력 효과에 대한 민감도 분석 수행 결과, 냉각기간이 짧을수록 각 인자의 붕괴열에 대한 영향이 커지는 것으로 확인되었다. 각 인자별로는 비출력, 연소이력, 축 방향 연 소 효과의 순으로 붕괴열에 대한 영향력이 컸으며, 특히 비출력의 경우 방출 직후 평균값의 0.34에서 1.66배, 방출 1년 후에는 평균 대비 0.55에서 1.37배까지 붕괴열 변화를 초래함이 확인되었다. 즉, 저장시 설의 열부하 평가와 같이 냉각기간이 짧은 핵연료에 대한 해석 시 비출력, 연소이력과 같은 연소조건인자 가 해석결과에 매우 큰 차이를 초래할 수 있으므로, 해석결과의 정확도 향상을 위해 기존 해석자의 공학 적 판단에 의거한 임의 인자 대표성 핵연료 선택방식 대신 실제 운전 데이터의 적용 등이 필요할 것으로 보인다. 본 연구 결과는 향후 열부하 해석 결과의 정확도 향상 및 불확실도 평가를 위한 기초자료로 활용 될 수 있을 것으로 사료된다.

As necessity of safety re-evaluation for spent fuel storage facility has emphasized after the Fukushima accident, accuracy improvement of heat load evaluation has become more important to acquire reliable thermal-hydraulic evaluation results. As groundwork, parametric and sensitivity analyses of various storage conditions for Kori Unit 4 spent fuel storage pool and spent fuel depletion parameters such as axial burnup effect, operation history, and specific heat are conducted using ORIGEN2 code. According to heat load evaluation and parametric sensitivity analyses, decay heat of last discharged fuel comprises maximum 80.42% of total heat load of storage facility and there is a negative correlation between effect of depletion parameters and cooling period. It is determined that specific heat is most influential parameter and operation history is secondly influential parameter. And decay heat of just discharged fuel is varied from 0.34 to 1.66 times of average value and decay heat of 1 year cooled fuel is varied from 0.55 to 1.37 times of average value in accordance with change of specific power. Namely depletion parameters can cause large variation in decay heat calculation of short-term cooled fuel. Therefore application of real operation data instead of user selection value is needed to improve evaluation accuracy. It is expected that these results could be used to improve accuracy of heat load assessment and evaluate uncertainty of calculated heat load.

사용후핵연료의 파이로처리기술에 대한 국내외 특허동향을 분석하였다. 1975-2009년에 걸쳐 한국, 미국, 일 본 및 유럽연합에서 출원된 특허에 대하여 출원국별, 출원인별, 연도별 및 세부기술분야별로 구분하여 그 내 용을 비교함으로써 파이로처리기술 개발 현황을 분석하였다. 그리고 주요 출원인의 세부기술별 특허활동지수 로부터 특정분야의 기술개발 편중도, 분석대상 특허의 피인용횟수와 패밀리수로부터 각국의 기술 경쟁력을 조사하였다. 또 장차 파이로처리기술의 실용화에 대비하여 필수 요소기술들을 도출하고 그에 대한 현기술 수 준과 기술개발동향 등을 파악하였다.

Analysis of foreign and domestic patents for pyroprocessing technology of spent nuclear fuels was carried out in this study. The current status of pyroprocessing technology development in such countries as Korea, USA, Japan and EU was analyzed by classifying the patents for 1975 through 2009 according to registration country, assignee, calendar year and technology area. The major assignees' activity indices were compared in order to find out whether there is any concentrated area of technical details. Technology competitiveness of the countries was also investigated from the information of patent citation number and family size. Furthermore, some essential unit technologies required for the commercialization of pyroprocessing were derived and examined in the aspect of the state of art as well as the trend of technology development.