Earticle

우라늄으로 오염된 토양을 복원하기 위해 실규모의 동전기제염장치로 제염하는 과정에서 많은 산폐액이 발생 한다. 발생한 산폐액에 CaO를 가해 우라늄수산화물을 침전시켜 여과한 다음, 방사성 폐액을 줄이기 위하여 이 용액을 재사용하였다. 그러나 이 용액을 동전기에 재사용할 경우, 높은 농도의 칼슘 때문에 양극실에서 음 극실로 용액이동 속도가 감소하여 여과포의 약화, 전선 부식, 음극면에 산화물 부착 등의 문제점이 발생하였 다. 이 문제들을 해결하기 위하여 재생액에 황산을 넣어 CaSO4로 침전시켜 칼슘을 제거하였다. 칼슘이 제거 된 재생액을 사용하여 소형 동전기 장치에서 20 일간 토양제염 실험을 수행한 결과는 세척후 토양내 우라늄 잔류 농도가 0.35 Bq/g로 감소하였으며, 이는 증류수 제염한 결과와 유사하게 나타났다.

A large amount of acidic waste solution is generated from the practical electrokinetic decontamination equipments for the remediation of soil contaminated with uranium. After filtration of uranium hydroxides formed by adding CaO into the waste solution, the filtrate was recycled in order to reduce the volume of waste solution. However, when the filtrate was used in an electrokinetic equipment, the low permeability of the filtrate from anode cell to cathode cell due to a high concentration of calcium made several problems such as the weakening of a fabric tamis, the corrosion of electric wire and the adhension of metallic oxides to the surface of cathode electrode. To solve these problems, sulfuric acid was added into the filtrate and calcium in the solution was removed as CaSO4 precipitate. A decontamination test using a small electrokinetic equipment for 20 days indicated that Ca-removed waste solution decreased uranium concentration of the waste soil to 0.35 Bq/g, which is a similar to a decontamination result obtained by distilled water.

용융염 전해정련공정은 사용후핵연료로부터 전기화학적인 방법을 통해 음극에서 우라늄을 회수 하는 공정이다. 이 때 우라늄은 약 30wt%의 염을 포함하고 있어 순수한 우라늄을 얻기 위해서는 염을 제거하는 Cathode Process (CP)가 필수적이다. CP는 대량의 우라늄을 처리해야 하므로 파이로공정의 난관중의 하나로 인식되고 있으며, 우라늄의 순도가 최종적으로 결정되는 단계이므로 매우 중요한 공정이다. 현재, 이에 대한 연구는 주로 실험적 방법에 근거 하고 있어 염 제거 공정 중 온도, 압력, 염 가스의 거동을 관찰하기 어렵다. 따라서 본 연구에서는, 공정의 운전 조건에 대해 적합한 수학적 모델을 이용하여 전산모사 해석을 진행하였다. 본 연구는 증류부에서 염 가스의 증류 량, 확산계수에 의해 계산된 장치 내 염 가스의 이동 그리고 응축부에서의 응결속도를 중점적으로 연구하였다. 장치내의 각각의 염 가스 거동을 정의하기 위해 Hertz-Langmuir 관계식, Chapman-Enskog Theory, ANSYS-CFX의 상용 코드를 사용하였다. 그리고 HSC Chemistry에서 염의 물성 값을 이용하여 모델을 구성하였다. 본 연구의 전산모사 해석을 통해 얻은 연구 결과를 이용하여 염 가스의 거동과 장치의 최적 운전조건을 예측하였다. 따라서 본 해석 결과는 CP의 물리적 현상을 깊게 이해하는데 쓰일 뿐 아니라, 공학규모의 CP 장치를 상용규모로 확장하는데 이용 할 수 있다.

Molten salt electrorefining process achieves uranium deposits at cathode using an electrochemical processing of spent nuclear fuel. In order to recover pure uranium from cathode deposit containing about 30wt% salt, the adhered salt should be removed by cathode process (CP). The CP has been regarded as one of the bottle-neck of the pyroprocess as the large amount of uranium is treated in this step and the operation parameters are crucial to determine the final purity of the product. Currently, related research activities are mainly based on experiments consequently it is hard to observe processing variables such as temperature, pressure and salt gas behavior during the operation of the cathode process. Hence, in this study operation procedure of cathode process is numerically described by using appropriate mathematical model. The key parameters of this research are the amount of evaporation at the distillation part, diffusion coefficient of gas phase salt in cathode processor and phase change rate at condensation part. Each of these conditions were composed by Hertz-Langmuir equation, Chapman-Enskog theory, and interphase mass flow application in ANSYS-CFX. And physical properties of salt were taken from the data base in HSC Chemistry. In this study, calculation results on the salt gas behavior and optimal operating condition are discussed. The numerical analysis results could be used to closely understand the physical phenomenon during CP and for further scale up to commercial level.

파이로처리 방사성폐기물 처분장에서 폐쇄 후 처분장의 성능에 영향을 줄 수 있는 근계 영역 내 세가지 주요 설계 관련 요소에 대하여 주요 핵종별로 최종 피폭 선량에 주는 민감도를 확률론적인 접근을 통하여 조사하였다. 농축 피폭 집단에 방사선 피폭을 주는 주요한 핵종들이 처분장에서 유출된 후 처분 시스템 근계 영역 내 다양한 매질을 이동하는 것에 관련되어, 이들 요소가 어느 정도의 영향을 주게 되는지 보기 위하여 처분 용기의 수명, 선원항으로서 처분 용기에서의 연간 핵종 유출률, 그리고 처분장 주요 인공 방벽으로서 완충재의 손실도 등의 변화에 따른 결과를 검토하였다. 처분장에 대한 결정론적, 확률론적 안전성 평가를 병행 수행하여, 이 세가지 설계 요소의 물리적 변화가 통계적 분포를 가지고 일어난다고 가정하는 확률론적 접근 방법에 따른 연구 결과는 제 1 부의 이 연구에, 그리고 세가지 설계 요소가 가질 수 있는 조합을 서로 다른 시나리오로서 비교하는 결정론적인 방법으로 접근한 결과는 별도로 제 2 부에 제시하였다. 두 가지 접근 결과와 함께 고려된 인자들에 대하여 모두 결과에 민감한 것으로 나타나 이러한 결과와 방법론은 향후 처분장 설계에 모범적인 피드백을 줄 수 있을 것으로 기대된다.

A parametric sensitivity to the annual exposure dose rate to the farming exposure group has been probabilistically carried out for three principal elements associated with the nuclide transport behavior in the near-field of the pyroprocessed waste repository system. Credit time for both metal and ceramic containers, annual nuclide release rete, and the degree of loss of bentonite buffer around the container are selected as the elements and investigated for important nuclides. All the elements are shown to be sensitive to the results. Methodology studied through this study and the results are expected to make a good feedback to the repository design. As a follow-up study, separated in Part 2, the A-KRS will be deterministically assessed and then compared among each other with the normal, the worst, and the best case scenarios associated with their extreme values these elements could have.

당해 연구의 제 1 부 논문에서 확률론적으로 접근한 데에 이어, 파이로처리 방사성 폐기물 처분장에 대하여 폐쇄 후 처분장의 성능에 영향을 줄 수 있는 근계 영역 내 세가지 주요 설계 관련 요소에 대하여 각 핵종별로 최종 피폭 선량에 주는 민감도를 결정론적인 방법을 통하여 조사해 보았다. 농축 피폭 집단에 방사선 피폭을 주는 주요한 핵종들이 처분장에서 유출된 후 처분 시스템 근계 영역 내 다양한 매질을 이동하는 것에 관련되어 이들 요소가 어느 정도의 영향을 주게 되는지 보기 위하여 제 1 부에서 처분 용기의 수명, 선원항으로서의 처분 용기에서의 연간 핵종 유출률, 그리고 처분장 주요 인공 방벽으로서의 완충재의 손실도 등의 변화를 확률론적 접근 방법으로 검토한 데 이어, 제 2 부의 이 연구를 통해서는 통계적인 확률론적 민감도를 검토하는 대신 세가지 인자에 대하여 가장 나쁜 경우와 이상적인 조합을 구성한 후 이를 결정론적으로 평가하여 인지된 3개의 요소들이 제 1 부에서의 결과와 동일하게 처분장 설계에 매우 중요할 수 있다는 결과를 얻을 수 있었다.

A parametric sensitivity to the annual exposure dose rate to the farming exposure group has been deterministically carried out for three principal elements identified in the near-field of the pyroprocessed waste repository system as a series study of Part 1 of the coupled paper with the same title. Credit time for both metal and ceramic containers, annual nuclide release rete and the degree of loss of bentonite buffer around the container are selected and investigated deterministically for important nuclides. To this end the A-KRS has been assessed and then compared among each other with the normal, the worst, and the best case scenarios associated with their extreme values these elements could have. All the elements are shown to be sensitive to the results as was in Part 1. Methodology studied through this study and the results are expected to make a good feedback to the repository design.

이온성 액체 기술에서의 학문적 연구들은 원자력 산업으로 확대되어 왔으며 많은 연구자들에 의해 방사성 물질의 처리에 이온성 액체의 활용이 연구되어 왔다. 다수의 연구들에 의해 사용후핵연료에 포함되어 있는 금속 원소들의 분광학적, 전기화학적 거동에 대한 흥미로운 결과들이 보고되었다. TBP(tri-butyl phosphate)를 용해시킨 이온성 액체에서 측정되고 관찰된 금속 이온들의 물성들은 전통적인 수용성 공정에 대한 대안 기술 개발을 유발시켰다. 한편, 수용성 및 비수용성 공정에서의 활용을 위해 이온성 액체에서 금속 이온의 전기화학적 전착이 연구되었다. 본 연구에서는 이온성 액체 연구에서 주목할 만한 내용들을 분류하고 정리하여 핵연료주기에서 이온성 액체의 활용에 대해 고찰하였다.

Academic interests in ionic liquid (IL) technologies have been extended to the nuclear industry and the applicability of ionic liquids for processing radioactive materials have been investigated by many researchers. A number of studies have reported interesting results with respect to the spectroscopic and electrochemical behaviors of metal elements included in spent nuclear fuels. The measured and observed properties of metal ions in TBP(tri-butyl phosphate) dissolved ILs have led the development of alternative technologies to traditional aqueous processes. On the other hand, the electrochemical deposition of metal ions in ILs have been investigated for the application of the solvents to aqueous as well as to non-aqueous processes. In this work, a review on the application of ILs in nuclear fuel cycle is presented for the purpose of categorizing and summarizing the notable researches on ILs.

처분시설은 폐쇄 후 제도적 관리기간 동안에는 처분 부지로의 일반인의 접근을 제한하며 제도적 관리기간 이후에는 부주의한 인간침입 시에도 처분시설로 인한 방사선적 영향으로부터 침입자를 보호하도록 설계 되어야 한다. 본 논문에서는 처분시설이 부주의한 침입자에 미칠 수 있는 방사선적 영향을 GENII 프로그램을 사용하여 평가해보았다. 처분고별 적치되는 방사성폐기물의 종류를 달리하여 평가하고 제도적 관리기간 설정에 따른 침입자에 대한 영향도 분석하였다. 평가결과 제도적 관리기간을 두지 않아도 폐필터가 적치된 처분고를 제외하고 모두 성능 목표치를 만족하였다. 하지만 폐필터를 적치한 처분고의 경우 인간침입 평가결과 제도적 관리기간 300년이 되어서야 성능목표치를 만족할 수 있었다. 폐필터와 함께 잡고체 폐기물을 혼합하여 적치하는 경우 제도적 관리기간을 줄일 수 있었으며, 폐필터는 다른 폐기물과 함께 적치하여 제도적 관리기간을 줄이는 것이 필요하다. 폐기물 적치시 방사능을 고려하여 처분고 적치방안을 적절히 수립하는 것이 국부적인 방사능의 최대값을 줄일 수 있어 방사선적 안전성을 확보하며 제도적 관리기간을 단축할 수 있어 바람직하다.

The public's access to the disposal facilities should be restricted during the institutional control period. Even after the institutional control period, disposal facilities should be designed to protect radiologically against inadvertent human intruders. This study is to assess the effective dose equivalent to the inadvertent intruder after the institutional control period thorough the GENII. The disposal unit was allocated with different kind of radioactive waste and the effects of the radiation dose to inadvertent intruder were evaluated in accordance with the institutional control period. As a result, even though there is no institutional control period, all were satisfied with the regulatory guide, except for the disposal unit with only spent filter. However, the disposal unit with only spent filter was satisfied with the regulatory guide after the institutional control period of 300 years. But the disposal unit with spent filter mixed with dry active waste could shorten the institutional control period. So the institutional control period can be reduced through the mixing the other waste with spent filter in disposal unit. Therefore, establishing an appropriate plan for the disposal unit with spent filter and other radioactive waste will be effective for radiological safety and reduction of the institutional control period, rather than increasing the institutional control period and spending costs for the maintenance and conservation for the disposal unit with only spent filter.

상대습도 데이터를 이용하여 벤토나이트 완충재 블록의 불포화 수리전도도 변화를 평가하였다. 불포화 매질에서의 물의 흐름을 나타내는 일반적인 분석해를 통해 상대습도를 통한 불포화 수리전도도 계산방안을 도출하였고, 이를 실제 수행한 실내 물 유입 실험 결과에 적용하여 포화가 진행됨에 따라 변화하는 완충재 불포화 수리전도도 양상을 확인하였다. 일반적인 포화 상태와는 확연히 다르게 수두 구배와 물의 유출량이 시간에 따라 불규칙하게 변화하는 결과를 나타냈으며, 벤토나이트 완충재의 불포화 수리전도도는 시간에 따라 증가하는 경향을 보였다. 수분 흡수로 인한 벤토나이트 입자 팽창 때문으로 인한 매질 내 공극의 부피 및 크기 확대가 불포화 수리전도도값의 증가를 야기하는 것으로 판단되었고, 이러한 결과는 완충재 블록의 팽창 정도와 수리전도도의 상관성에 관한 추후 연구의 필요성을 제시하였다. 본 연구에서 수행된 불포화 수리전도도 평가 방안은 방사성폐기물 처분 시 완충재의 장기적인 수리학적 성능평가에 유용한 기술로 사용될 수 있을 것이다.

Unsaturated hydraulic conductivity of the bentonite-buffer was evaluated using the relative humidity data. The method for calculating unsaturated hydraulic conductivity was deduced from the general analytical equation representing the movement of water in unsaturated media, which was applied to the experimental results of water infiltration tests for identifying the behavior of unsaturated hydraulic conductivity according to the water saturation. Unlike the saturated condition, the hydraulic gradient and water flux were irregularly changed, and the unsaturated hydraulic conductivity was increased with increasing the experimental time. Swelling of bentonite grains due to the water absorption increased the volume and size of pore within bentonite, resulting in the increase of water velocity and unsaturated hydraulic conductivity. This result suggested the necessity of further investigation on the correlation between the swelling degree of bentonite-buffer and unsaturated hydraulic conductivity. The method used in this study can be useful technique for evaluating long-term hydraulic performance of bentonite-buffer in the radioactive waste disposal system.

원자력이용시설에서 발생한 작은 크기의 금속 조각들을 효과적으로 제염하는 스마트 장치를 개발하였다. 이 장치는 자성연마재를 포함한 영역의 자속밀도를 연속적으로 변화시키는 방법과 초음파를 이용하는 다중 제염 장치이다. 한편, 제염 효율을 높이기 위해 제염 장치가 제염 대상 전체에 작용하도록 장치들의 구성을 수정하 였다. 개발된 장치들의 최적 작동조건을 도출하여 샘플로 선정한 소형의 금속방사성페기물에 대하여 자기장 과 초음파제염을 각각 15분간 실시하였다. 그 결과 제염계수의 범위는18~56으로 크게 향상되었으며 제염 후 모든 샘플은 백그라운드(BKG)값 이하로 확인되었다.

We have developed a smart decontamination device for small-size radioactive scrap metal (SSRSM) necessarily generated from nuclear facilities. This is a multi-modal device such as rotation of magnetic field focusing on the region containing the abrasion pins placed around target and ultrasonic cleaner. Additionally, in order to increase the decontamination efficiency we have modified some configuration of the device so that it could work on them evenly and totally. With the Optimal operating for operation of the new device, we tried to decontaminate some various metal selected as a sample during 15 minutes sequentially using each method, magnetic and ultrasonic device. As a result, the range of decontamination factor has been highly increased to 18~56. After decontamination, all samples were found its activity less than background level.