Earticle

파이로그린공정의 염폐기물처리과정에서 발생되는 주요 산화물 형태의 폐기물에는 희토류폐기물이 있으며 주요 구성 핵종은 Y, La, Ce, Pr, Nd, Sm, Eu, Gd 등 8종이다. 최종적인 희토류폐기물의 형태는 산화물 형태로 발생된다. 본 연구에서는 붕규산 유리계 내에서 희토류 산화물의 유리화 타당성을 평가 하기 위하여 6종의 유리조성을 개발하였다. 희토류 8핵종 혼합에 대한 solubility는 1,200℃에서 25wt% 미만, 1,300℃에서 30wt% 미만 waste loading으로 온도 상승에 따라 증가하는 것으로 나타났으며 liquidus temperature는 균질한 유리가 형성된 20wt% waste loading에서 950℃ 이하로 평가되었다. 희토류 산화물의 유리매질 내 solubility 이상에서는 희토류-oxide-silicate 결정이 생성된 유리세라믹을 이차상으로 형성하였으며 20~25wt% waste loading의 표면균질성이 양호한 유리는 용융온도 1,200~1,300℃ 범위에서 점도 100 poise 이하, 전기전도도 1 S/cm 이상으로 유도가열식 저온용융로설비에서의 운전 용이성이 매우 양호한 것으로 평가되었다. 개발된 유리조성에 대한 기타 물리·화학적 특성 평가를 위한 실험들이 향후 수행될 예정이다.

The rare earth oxide wastes consisting of major 8 nuclides Y, La, Ce, Pr, Nd, Sm, Eu and Gd, are generated during the salt waste treatment of PyroGreen process. The final form of the rare earth is generated as the oxide state. In this study, six candidate glasses were developed to evaluate the feasibility for vitrifying the rare earth oxide wastes within the borosilicate glass system. The solubilities of the mixture of the rare earth oxide waste showed less than 25wt% at 1,200℃, less than 30wt% at 1,300℃, respectively. It means that solubility is increased with the temperature increment. The liquidus temperature of the homogeneous glass with 20wt% waste loading was determined as less than 950℃. In more than solubility of rare earth oxides glass, formation of rare earth-oxide-silicate crystal in glass-ceramic occurred as the secondary phase. As their viscosity at melting temperature 1,200~1,300℃ was less than 100 poise, electrical conductivity was higher than 1 S/cm, 20~25wt% waste loading glasses with good surface homogeneity are judged to have good operability in cold crucible induction melter. Other physicochemical properties of the developed glasses are going to be experimented in the future.

현재 고준위 방사성 폐기물 심층 처분 시스템에서 기본 완충재 물질로서 건조밀도 1.6 g/cm3의 경주산 칼슘 벤토나이트 를 사용하고 있으나, 열전도도가 낮은 단점이 있다. 따라서 본 연구에서는 기준 완충재의 열전도율을 0.8 W/mK에서 1.0 W/mK로 향상시키기 위한 목적으로 다양한 첨가제를 다양한 혼합 방법을 통해 배합하고 열전도도를 측정하였다. 첨가제는 CNT(Cabon Nano Tube), Graphite, Alumina, CuO 및 Fe2O3 등을 사용하였다. 혼합 방법의 경우, 핸드 믹서기를 통한 건식 혼합, 습식 Milling 혼합, 건식 Ball Mill 혼합 등을 실시하였다. Ball Mill 혼합의 경우가 가장 균일하게 혼합되었기 때문에, 값 의 편차가 가장 적었고 열전도도 증가율이 가장 좋았다. 지금까지 수행된 시험에서 소량의 고열전도 물질의 첨가로 경주산 칼슘 벤토나이트의 열전도도를 1.0 W/mK 수준으로 용 이하게 증가시킬 수 있음을 실험적으로 확인할 수 있었다. 결론적으로, 본 연구에서 제시된 열전도 향상 방법은, 첨가제 혼합 이 벤토나이트의 기본 성질인 팽윤압과 수리전도도에 미치는 영향까지 제시된다면, 국내 고준위폐기물 처분장의 개념 설계에 유용하게 활용될 수 있을 것으로 기대된다.

The Geyoungju Ca-bentonite with dry density of 1.6 g/cm3 has been considered as a standard buffer material for the disposal of high level waste in KAERI disposal system design. But it had relatively lower thermal conductivity compared with other surrounding materials, that was one of key parameters to limit the increase of the disposal density in the disposal system. In this study, various additives were selected and mixed with the Ca-bentonite in different mixing methods in order to increase the thermal conductivity from 0.8 W/mK to 1.0 W/mK. As an additive, CNT (Cabon Nano Tube), graphite, alumina, CuO, and Fe2O3 were selected, which are chemically stable and have good thermal conductivity. As mixing methods, dry hand-mixer mixing, wet milling and dry ball mill mixing were applied for the mixing. Above all, the ball mill mixing was proved to be most effective since the produced mixture was most homogeneous and showed higher increase in the thermal conductivity. From this study, it was confirmed that the thermal conductivity for the Geyoungju Ca-bentonite could be improved by adding small amount of highly thermal conductive material to 1.0 W/mk. In conclusion, it was believed that the experimental results will be valuable in the disposal system design if the additive effects on the swelling and permeability on the compact bentonite are also approved in further studies.

경제적이고 우수한 핵확산저항성을 갖는 파이로공정의 핵심 단위공정인 전해제련 공정에서 U와 TRU를 동시에 회수하기 위해 환원전극으로써 LCC가 사용된다. 한가지 원소만을 회수하는 금속음극과는 달리 LCC는 전기화학적으로 U와 TRU의 선택적 분리가 어려워 핵확산저항성을 높이는 기술의 핵심이라고 할 수 있다. LCC를 담아놓는 LCC 도가니는 U나 TRU로만 전착되어야하기 때문에 도가니는 전기적으로 절연되어야 한다. LCC와의 안정성과 회수된 TRU 및 용융염과의 화학적 안전성은 물론 공정 중 전착될 수 있는 금속 Li과의 반응성도 고려되어야하므로 LCC 도가니의 소재 특성은 매우 중요하다. 본 연구에서는 Al2O3, MgO, Y2O3, BeO 네 가지 대체 세라믹 소재의 화학적 안정성을 500℃에서 모의 LCC로 열역학적 및 실험적으로 평가하였다. 세라믹 기판 위의 LCC 접촉각은 화학적 반응성을 예측하기 위해 시간에 따라 측정하였다. Al2O3는 가장 낮은 화학적 안정성 갖고 BeO는 재료 내에 존재하는 기공은 접촉각감소에 영향을 주었다. MgO, Y2O3는 우수한 화학적 안정성을 나타내었다.

LCC (Liquid cadmium cathode) is used for electrowinning in pyroprocessing to recover uranium and transuranic elements simultaneously. It is one of the core technologies in pyroprocessing with higher proliferation resistance than a wet reprocessing because LCC-cell does not separate TRU from uranium. The crucible which holds the LCC is technically important because it should be nonconducting material to prevent deposition of metallic elements on the crucible outer surface. The chemical stability is also crucial factor to choose crucible material due to the strong reactivities of TRU and possible incorporation of Li metal during the operation. In this study, the chemical stabilities of four kinds of representative ceramic materials such as Al2O3, MgO, Yl2O3 and BeO were thermodynamically and experimentally evaluated at 500oC with simulated LCC. The contact angle of LCC on ceramic materials was measured as function of time to predict chemical reactivity. All2O3 showed poorest chemical stability and the pores in BeO contributed to a decreases in contact angle. MgO and Y2O3 have superior chemical stability among the materials.

핵연료는 원자로 운전 중 예기치 못한 상황에서 연료 결함을 초래할 수 있다. 핵연료 결함은 연료봉의 수소화나 이물질에 의한 금속 마모, 그리고 펠렛과 피복관의 상호작용에 의해 피복관이 손상된다. 이렇게 손상된 핵연료의 결함원인을 규명하는 것은 원자력발전의 안전운전에 중요하다고 사료된다. 핵연료가 손상되면 원자로 냉각재가 오염되어 원자로 출력을 낮추거나, 발전소를 정지할 수도 있다. 모든 사용후연료는 건식저장고로 이동 보관되어야 하나, 결함연료는 이동할 수 없으므로 이 연구의 목적은 중수로형 원자로에서 연료가 인출된 후 사용후연료 저장조에서 보관된 연료에 대하여 결함 여부를 판단할 수 있 는 기술을 개발하고자 하였다. 이 연구를 통하여 핵종 누설 검출 기술을 이용한 사용후연료 검사기술을 개발하였으며, 이 기술을 월성발전소에 적용함으로써, 검사기술 및 검사시스템에 대한 성능을 입증하였다.

Nuclear fuel can be damaged under unexpected circumstances in a nuclear reactor. Fuel rod failure can be occurred due to debris fretting or excessive hydriding or PCI (Pellet-to-clad Interaction) etc. It is important to identify the causes of such failed fuel rods for the safe operation of nuclear power plants. If a fuel rod failure occurs during the operation of a nuclear power plant, the coolant water is contaminated by leaked fission products, and in some case the power level of the plant may be lowered or the operation stopped. In addition, all spent fuels must be transferred to a dry storage. But failed fuel can not be transferred to a dry storage. Therefore, the purpose of this study is to develop a system which is capable of inspecting whether the spent fuel in the storage pool is failed or not. The sipping technology is to analyze the leakage of fission products in state of gas and liquid. The failed fuel inspection system with gamma analyzer has successfully demonstrated that the system is enough to find the failed fuel at Wolsong plant.

방사성폐기물 처분 안전성 평가를 위하여 방사성 핵종의 수착특성에 대한 정보제공이 필요하다. 그러나 우리나라는 최근까지 핵종 수착 데이터베이스에 대한 접근성이 취약하여 이용에 제한이 있었다. 사용자들에게 효율적인 방법으로 핵종 수착관련 정보를 제공하기 위해 웹을 기반으로 하는 핵종 수착 데이터베이스(KAERI-SDB)를 개발하였다. KAERI-SDB를 개발하기 위하여 1998년에 개발된 수착 데이터베이스 프로그램인 SDB-21C을 분석하고 사용자 요구사항을 반영하였으며, 사용자가 웹브라우저를 통하여 실시간으로 수정 및 보완된 핵종 수착 자료에 실시간으로 접근이 가능하도록 구성하였다. KAERI-SDB는 로그인/회원가입, 자료 검색 및 저장 그리고 검색결과에 대한 차트 구현 등의 기능들이 포함되도록 고안되었다. KAERI-SDB는 수착 자료를 이용하고자 하는 이용자들의 접근성을 향상함으로써 방사성폐기물 처분 안전성 평가에 폭넓게 활용될 것으로 예상된다. 나아가, 핵종 수착관련 자료들을 일반인에게 공개함으로써 방사성폐기물 처분 프로그램에 대한 신뢰도와 대중수용성을 증진시킬 수 있을 것으로 기대된다.

Radionuclide sorption data is necessary for the safety assessment of radioactive waste disposal. However the use of sorption database is often limited due to the accessability. A web-based sorption database program named KAERI-SDB has been developed to provide information on the sorption of radionuclides onto geological media as a function of geochemical conditions. The development of KAERI-SDB was achieved by improving the performance of pre-existing sorption database program (SDB-21C) developed in 1998 and considering user’s requirements. KAERI-SDB is designed that users can access it by using a web browser. Main functions of KAERI-SDB include (1) log-in/member join, (2) search and store of sorption data, and (3) chart expression of search results. It is expected that KAERI-SDB could be widely utilized in the safety assessment of radioactive waste disposal by enhancing the accessibility to users who wants to use sorption data. Moreover, KAERI-SDB opened to public would also improve the reliability and public acceptance on the radioactive waste disposal programs.

본 논문에서는 염소화 반응을 통해 Zircaloy-4 (Zry-4) 피복관으로부터 Zr의 회수 연구를 수행하였다. 피복관의 Zr을 전부 ZrCl4로 전환시키기 위해, Zry-4 피복관을 380도에서 70 cc/min Cl2 + 70 cc/min Ar 기체를 이용하여 8시간 동안 반응시켰다. 피복관의 초기 무게는 51.7 g이었으나, 8 시간 반응 후에는 0.49 g만이 잔류물로 남아있는 것을 확인하였는데 이는 초기 무게의 0.95wt%에 해당하는 값이다. 반응 생성물의 무게는 121.7 g 이었으며, Zr의 순도는 99.80wt%였다. 주요 불순물로는 Fe (0.18wt%)와 Sn (0.02wt%)를 확인할 수 있었다. 실험 결과를 통해 확인한 Zr의 회수율은 96.95wt%였으며, 실험상손실은 2.34wt%로 확인되었다. 반응 잔류물의 관찰을 통해 염소화 반응이 길이 방향으로 주로 일어나며, 표면의 산화층이 반응 잔류물로 남는다는 것을 확인할 수 있었다. 본 연구를 통해 확인된 Zr의 높은 순도와 회수율은 염소화 공정이 폐 피복관 처리 방법으로 매우 유망한 기술임을 의미한다고 볼 수 있다.

The recovery of Zr from Zircaloy-4 (Zry-4) cladding hulls using a chlorination method was demonstrated for complete conversion of Zr into ZrCl4. A chlorination reaction was performed by reacting Zry-4 hulls for 8 h under a 70 cc/min Cl2 + 70 cc/min Ar flow at 380oC. The initial weight of the reactant (51.7 g) decreased to 0.49 g after 8 h of operation, which is only 0.95wt% of the initial weight. The weight of the total reaction products was 121.7 g with a high Zr purity of 99.80wt%. Fe and Sn were identified as major (0.18wt%) and minor (0.02wt%) impurities of the reaction products, respectively. It was also shown that Zr exhibited a high recovery ratio of 96.95wt% with a relatively small experimental loss of 2.34wt%. Observation of the reaction residues revealed that the chlorination reaction was dominant along the longitudinal direction, and surface oxide layers remained as reaction residues. The high purity and recovery ratio of Zr proposed the feasibility of the chlorination technique as an effective hull waste treatment method.

논의 99Tc 오염 시 소석회와 유기질 비료의 토양 첨가가 쌀알 내 99Tc 농도 저감 대책으로서 유용한지 알아보기 위하여 온실 내에서 두 가지 논토양에 대해 포트실험을 수행하였다. 모내기 15 일 전에 약 20 cm 깊이에 해당하는 상부 토양을 상기 농용 물질과 99Tc로 처리하였다. 처리 효과는 토양 중 농도에 대한 작물체 내 농도의 비로 정의되는 전이계수(TF)로 비교하였다. 대조 작물체의 경우 두 토양에서 현미 TF 값은 4.1×10-4 및 4.3×10-4였다. 각종 유형의 첨가 중에서 한 토양에 대해 60%정도의 TF 값 감소를 나타낸 소석회 저수준 첨가(약 0.6 kg m-2)만이 대책으로서 이용 가능성이 있을 것으로 판단되었다. 다른 한 토양에서는 동 첨가의 효과가 거의 없었으므로 다수의 토양에 대한 평균적인 효과를 알아내는 것이 중요하다. 두 가지 다른 수준의 유기질 비료의 첨가는 모두 TF 값을 증가시켰다. 위보다 더 낮은 수준의 소석회 첨가에 대해 실험을 수행할 필요가 있을 것으로 사료되었다.

To see if slaked lime and organic fertilizer applications to soil are useful as countermeasures for reducing 99Tc concentrations in rice seeds after 99Tc contamination of paddy fields, pot experiments were performed for two different paddy soils in a greenhouse. The upper soils for a depth of about 20 cm were treated with the agricultural materials and 99Tc 15 d before transplanting. The effects were compared using the transfer factor (TF) defined as the ratio of the plant concentration to the soil concentration. In the case of control plants, TF values for brown rice in the two soils were 4.1×10-4 and 4.3×10-4. Of various types of the application, only the application of slaked lime at a lower dose (about 0.6 kg m-2), which led to a 60% reduction in the TF value for one soil, seemed to be worth using as a countermeasure. Little effect of the same application was found in the other soil so it is important to determine the effect averaged for a number of soils. Organic fertilizer applications at both of two different doses increased the TF value. It is considered necessary to perform experiments for slake lime applications at doses lower than the above.

본 연구에서는 산화 공정이 Zircaloy-4 (Zry-4) 피복관의 염소화 반응 속도에 미치는 영향을 연구하기 위하여 Zry-4 피복관의 염소화 반응 실험을 수행하였다. 2시간 마다 반응 생성물을 회수하며 총 6 시간 동안 염소화 반응 실험을 수행하였고, 이를 통해 500도에서 10 시간 동안 산화된 Zry-4의 경우 초기 0-2 시간 구간에서 반응 속도가 현저히 저하되는 것을 확인하였다. 반응 잔류물은 fresh Zry-4와 산화된 Zry-4에서 각각 초기무게의 0.95, 1.65wt%로 확인되었다. 회수된 Zr의 순도는 두 경우 모두 99.61wt%로 동일하였다. 반응 속도의 정량적 분석을 위해 피복관의 반응 시간을 0.5, 1, 2, 4 시간인 경우에 대해 실험을 수행하였다. 실험 결과 분석을 통해 fresh Zry-4의 경우 전 영역에 걸쳐 23.35wt%/h의 단위 시간당 무게감소를 확인할 수 있었고, 산화된 Zry-4의 경우 반응 속도가 두 영역으로 나뉘는 것을 확인하였다. 산화된 Zry-4의 무게 감소 속도는 0-20wt% 영역에서는 17.12wt%/h, 20-100wt% 영역에서는 27.16wt%/h으로 나타났다.

The recovery of Zr from Zircaloy-4 (Zry-4) cladding hulls was demonstrated to investigate the effect of the oxidation process on the reaction rate of the chlorination reaction. In chlorination reaction experiments performed for 6 h, where reaction products were collected every 2 h, it was observed that a significant decrease in the reaction rate was caused by the oxidation process (500oC, 10 h under an air atmosphere) within the reaction period of 0 – 2 h. The amount of reaction residue increased from 0.95 to 1.65wt% of initial weights in the fresh and Zry-500-10 (Zry-4 hulls oxidized at 500oC for 10 h under an air atmosphere) hulls, respectively. The purity of the recovered Zr was identical at 99.61wt% for the fresh Zry-4 and Zry-500-10 hulls. Quantitative analysis of the chlorination reaction rate was performed by varying the reaction time from 0.5 to 1.0, 2.0, and 4.0 h. The fitting results showed that the relationship between weight loss and reaction time can be interpreted by a linear line with a slope of 23.35wt%/h for the fresh Zry-4 case, while two linear lines were necessary to fit the results of Zry-500-10. In addition, the slope values were 17.12 and 27.16wt%/h for (0 – 20) and (20 – 100)wt% loss regions, respectively.