Earticle

본 연구는 우라늄-함유 석회침전물로부터 U을 제거(/회수) 하기위하여 탄산염 산화용해-산성화 침전과 질산용해-과산화수소 침전을 각각 고찰하였다. 석회침전물 내 우라늄을 용해하는 관점에서는 질산용해가 유리하나 (약 98% 이상 용해) 이 경우 U과 Al, Ca, Fe, Mg, Si 등의 공존 불순물이 다량 공용해되고, 또한 과산화수소 침전에서도 상당량의 불순물이 U과 함께 공침전 된다. 한편 탄산염 용해에 의한 산성화 침전 은 우라늄의 용해가 90% 이하로 방사성 고체페기물의 부피감용 측면에서는 질산용해 보다 덜 효율적이 지만, 우라늄과 불순물의 공용해나 산성화 침전에 의한 우라늄과 불순물의 공침전이 거의 일어나지 않아 보다 순수한 U을 회수하는 측면에서는 매우 효과적이다.

This study was carried out to remove (/recover) the uranium from the Uranium-bearing Lime Precipitate (ULP). An oxidative dissolution of ULP with carbonate-acidified precipitation and a dissolution of ULP with nitric acidhydrogen peroxide precipitation were discussed, respectively. In point of view the dissolution of uranium in ULP, nitric acid dissolution which could dissolved more than 98% of uranium was more effective than carbonate dissolution. However, in this case, uranium was dissolved together with a large amount of impurities such as Al, Ca, Fe, Mg, Si, etc. and some impurities were also co-precipitated with uranium during a hydrogen peroxide precipitation. On the other hand, in the case of carbonate dissolution-acidified precipitation, U was dissolved less than 90%. Therefore, it was less effective than nitric acid dissolution for the volume reduction of radioactive solid waste. However, it was very effective to recover the pure uranium, because impurities were hardly dissolved and hardly co-precipitated with uranium.

원자력시설 유지보수 및 해체시 다관절 매니퓰레이터 이상동작에 대한 작업자의 반응특성과 안전속도 수준을 다루고 있다. 매니퓰레이터 팔의 속도, 오류 가능성, 오류 형태와 같은 여러 가지 작업 조건에 따 라 작업자의 반응시간, 고장 경보(false alarm), 실패(miss) 횟수 등에 대한 작업자의 반응 특성을 분석하 였다. 매니퓰레이터 팔의 속도와 이상동작 형태는 반응시간에 영향을 주지만, 이상동작 가능성에 영향을 미치지 않았고, 두 요인 이상의 교호작용은 대체로 영향이 없었다. 매니퓰레이터 팔의 속도변화에 따른 반응시간 특성은 이상동작 형태에 따라 다르지만 대체로 약간 증가하는 추세를 보였다.

With a view to determine a safe speed the limit of a manipulator arm, several experiments was performed with a multi-jointed manipulator in maintenance and decommissioning tasks of nuclear facilities. Under the simulated emergency conditions, which were generated with random combinations of manipulator arm speed, failure probability and failure type, response characteristics of human operators to various malfunctions of a manipulator arm were measured in terms of reaction time, number of false alarm, and number of misses. This paper demonstrated that failure type, manipulator axes and manipulator arm speed has significant effects on human reaction time. As a whole the reaction time was slightly increased with manipulator arm speed, which is showed somewhat different pattern due to failure type. The reaction time to an axis acting on a workpiece directly, which could flex and extend, was fastest and much more its standard deviation was small. Various factors which may affect safe speed were also described.

본 연구에서는 850℃의 CaCl2 용융염계에서 전해환원공정을 통해 TiO2로부터 금속티타늄을 제조하였 다. Ni-TiO2 조합전극을 환원전극으로 그라파이트를 산화전극으로 사용하였으며, 셀전위를 제어하면서 TiO2의 전해환원 특성을 관찰하였다. XRD 분석을 통해 TiO2가 CaTiO3, Ti2O, Ti6O와 같은 다양한 반응 중간생성물을 거쳐 Ti 스폰지로 환원되는 것이 밝혀졌다. 또한 SEM 분석을 통해 TiO2 전해환원 반응동안 펠렛의 바깥표면부터 환원반응이 시작되어 펠렛중심으로 진행이 되는 것이 확인되었다. 전해환원 반응도 중 환원된 티타늄금속은 초기에는 다공성 스폰지 구조를 보이나 고온에서 반응이 진행됨에 따라 점차 소 결에 의해 수축되어 다공성 구조가 사라지는 현상을 보였다.

A porous TiO2 pellet was electrochemically converted to the metallic titanium by using a CaCl2 molten salt system at 850 . Ni-TiO2 and graphite electrodes were used as cathode and anode, respectively. The electrochemical behaviour of TiO2 pellet was determined by a constant voltage control electrolysis. Various reaction intermediates such as CaTiO3, Ti2O and Ti6O were observed by XRD analysis during electrolysis of the pellet. Once TiO2 pellet was converted to a porous metallic structure, the porous structure disappeared by sintering and shrinking with increasing the reaction time at high temperature.

월성원자력본부의 조밀건식저장시설인 MACSTOR/KN-400의 인허가 과정에서 사고조건에 대한 바스 켓의 안전성 평가를 위한 실증시험의 필요성이 제기되었다. 실증시험을 위한 낙하시험시설을 한국원자력 연구원에 설치하고 바스켓 낙하 실증시험을 수행하였다. 실증시험 결과 실린더 내 적재 바스켓의 상부 용 접부가 낙하 바스켓과 충돌하여 파손되고 누설이 발생하였다. 기존 바스켓이 실증시험에서 누설율 성능 요건을 만족하지 못함에 따라 바스켓의 설계 개선안 도출이 필요하게 되었다. 설계 개선을 위한 방향을 선정하고 이에 기초하여 6 종류의 설계 개선안을 도출하였다. 개별 설계 개선안에 대하여 구조해석 및 시편시험을 수행하였다. 구조해석 및 시편시험의 결과를 바탕으로 최종설계안을 확정하였다. 최종설계안은 바스켓의 중앙 포스트의 높이를 감소하여 낙하 바스켓과의 충돌속도를 감소시키는 설계안이었다. 최종설 계안에 대한 시험모델을 제작하여 낙하실증시험을 재수행한 결과 모든 성능요건을 만족하였다.

Necessity of demonstration test to evaluate the structural integrity of a basket for accident conditions arose during license approval procedure for the WSPP's dry storage facility named MACSTOR/KN-400. A drop test facility for demonstration was constructed in KAERI site and demonstration tests for basket drop were conducted. As the upper welding region of a loaded basket was collided with a dropped basket during the drop test, the welding in this region was fractured and leakage happened after the drop test. The enhancement of basket design was needed since the existing basket design was not able to satisfy the performance requirement. The directions for design modification were determined and six enhanced designs were derived based on these directions. Structural analyses and specimen tests for each enhanced design were conducted. By evaluating structural analysis results and test results, one among six enhanced designs was decided as a final design for revision. The final design was the one to reduce the height of central post of a basket and to decrease the impact velocity with a dropped basket. Test basket models were fabricated with accordance with the final enhanced design. Additional demonstration test was performed for this test model and all the performance requirements were satisfied.

한국원자력연구원 내 저장중인 중·저준위방사성폐기물의 안전한 영구처분을 위하여 방사성폐기물처 리시설에서는 이들 저장폐기물의 핵종재고량 평가를 위한 드럼핵종분석장치의 도입을 기획하고 있으며, 이 장치를 운영하고 유지보수하기 위한 전용의 평가시설 구축을 추진하고 있다. 이 평가시설 외부에는 제 1방사성폐기물저장시설이 인접하여 있으며 내부에는 평가대상드럼들과 드럼핵종분석장치의 밀도보정용 선원 등이 존재함으로 이들이 방사선원항으로 작용하여 평가시설 내·외부의 선량률에 영향을 미치게 된 다. 따라서 방사선원항 주변의 콘크리트 구조물에 대한 방사선차폐 영향을 평가하여야 한다. 본 연구에서 는 MCNP 코드를 이용하여 해당 방사선원항으로부터 평가시설 내부 방사선관리구역을 둘러싸고 있는 콘 크리트 구조물에 대한 방사선 안전성을 평가하였다. 평가결과 현재 고려되고 있는 콘크리트 구조물의 약 30 cm 두께는 해당 방사선원항으로부터의 방사선을 차폐하기에 충분한 것으로 확인되었다.

In order to dispose of the LILW(low and intermediate level radioactive waste) stored at KAERI, the radwaste drum assay system will be introduced to evaluate the radioisotopes inventory of stored drums. At present, the construction project of the dedicated assay facility to operate it and carry out routine maintenance of that equipment has been conducting at the radwaste treatment facility. Since that facility will be constructed in front of a 1st radwaste storage facility as well as the radwaste drums to be assayed and the transmission source in the radwaste drum assay system are in that facility, they could act as the radioactive sources and then, would affect the dose rate at the inside and the outside of the facility. Therefore, the radiation shielding should be evaluated through the concrete wall near to the radioactive sources whether the wall thickness is sufficient against the regulations. In this study, the radiation safety for the concrete wall around the radiation controlled area in the radwaste drum assay facility was evaluated by the MCNP code. From the evaluation results, the thickness of those concrete walls which are under consideration of about 30 cm was enough to shield the radiation from the radioactive sources.

염화희토류 수화물(RECl3·xH2O) 내 존재하는 수분을 제거하기 위하여 탈수화 장치를 제작하여 8가지 (La, Ce, Nd, Pr, Sm. Eu, Gd, Y)Cl3·xH2O에 대한 탈수화 실험을 수행하였다. 탈수화 과정 중 희토류옥 시염화물의 형성을 억제하기 위하여 TGA 분석을 바탕으로 하여 단계적인 온도 상승(80→150→230℃)구 간을 설정하였으며 증발된 수분의 원활한 이동을 위하여 예열된 Ar 가스와 vacuum pump를 이용하였다. 각 온도구간에서의 탈수화 정도를 살펴본 결과 YCl3·xH2O를 제외한 염화희토류 수화물은 원자번호가 높을수록 높은 온도에서 더 많은 탈수화가 일어남을 알 수 있었다. 탈수화 과정 후 희토류옥시염화물의 형성은 보이지 않았으며 염화 희토류 수화물 내 수분을 10%이하로 감소시킬 수 있었다.

The dehydration schemes of rare earth (La, Ce, Nd, Pr, Sm. Eu, Gd, Y) chloride hydrates was investigated by using a dehydration apparatus. To prevent the formation of the rare earth oxychlorides, the operation temperature was changed step by step (80 150 230 ) based on the TGA (thermo-gravimetric analysis) results of the rare earth chloride hydrates. A vacuum pump and preheated Ar gas were used to effectively remove the evaporated moisture and maintain an inert condition in the dehydration apparatus. The dehydration temperature of the rare earth chloride hydrate was increased when the atomic number of the rare earth nuclide was increased. The content of the moisture in the rare earth chloride hydrate was decreased below 10% in the dehydration apparatus.