Earticle

방사성폐기물 심지층 처분시스템의 안전성평가에서는 일반적으로 정상 시나리오 이외에 심지층 처분시스 템이 외부 요인에 의해서 영향을 받는 비정상 시나리오를 추가적으로 고려하게 된다. 본 연구에서는 방사성 폐기물 심지층 처분시스템의 비정상 시나리오를 포함하는 복합피폭 시나리오에 대한 안전성평가를 위하여 비정상 시나리오를 구성하는 비정상 사건으로 지진의 국내 발생 특성을 조사하였다. 이를 위하여, 국내(한 반도)의 지진 자료에 대한 통계·확률적인 접근법으로 발생 특성을 조사하고, 이를 통해 미래의 지진 발생 특 성을 예측하는 방법론과 함께 계산 예를 소개하였다. 그 결과, 국내 연간 지진 발생 빈도는 자료의 종류에 따 라 그리고 최소 유효 지진규모에 따라 0.4 /yr에서 36.2 /yr까지 넓게 분포되었다. 최종적으로, 처분시스템 안 전성평가의 보수성 측면에서 위의 범위 내 최대값인 36.2 /yr가 국내 연간 지진 발생 빈도로써 제안되었고, 처분시스템의 면적비를 고려하여 처분시스템 영향 반경 내 연간 지진 발생 빈도는 5.4×10-4 /yr로 계산되었 다. 그리고, 이때의 최소 유효 지진 규모는 2.3이었다. 본 연구는 앞으로 비정상 사건들이 처분시스템에 미치 는 영향에 대한 추가 연구와 함께 향후 복합피폭 시나리오를 고려한 심지층 처분시스템의 안전성평가 신뢰 도 향상에 크게 기여할 것으로 판단된다.

Safety assessments of geological radioactive waste disposal systems, need to consider the abnormal scenario in which a system is impacted by external events in addition to a reference scenario. In this study, the characterization and prediction of an earthquake as an external event which will impact disposal systems were conducted probabilistically and statistically for the safety assessment. The domestic earthquake data were analyzed, and the prediction methodologies of the earthquake were suggested with a computational example. From the results, the earthquake occurrence rates in Korea ranged from 0.4 /yr to 36.2 /yr depending on the data set and the completeness magnitude. From a conservative point of view, the earthquake occurrence rate in the disposal system was suggested as 5.4×10-4 /yr considering the area of the disposal system. At that time, the completeness magnitude of an earthquake was 2.3. This study will be followed by an appraisal of impacts associated with external events on the geological disposal system, and it will contribute to improvements in reliability of the safety assessment.

본 연구에서는 고준위폐기물 처분시 완충재로 사용되는 벤토나이트의 열적 거동을 평가하기 위해 실내실험 장치를 제작하였다. 그리고 실험 결과를 검증하기 위해 유한요소해석 프로그램인 ABAQUS를 이용한 열해 석을 실시하였다. 그리고 실험기간 동안의 계절변화를 감안하여 외부대기 온도에 따른 벤토나이트의 열적 거동을 평가하였다. 해석결과, 스테인리스스틸이 포함된 case3 해석모델의 결과가 실험결과와 1℃ 내외의 오차를 보이며 거의 일치함을 볼 수 있었다. 그리고 계절에 따른 벤토나이트 온도 해석을 수행한 결과, 시간 에 따른 온도분포 경향이 일치함을 확인하였다. 이러한 열해석을 통해 완충재를 둘러싸고 있는 물질의 열전 도도와 외부대기의 온도가 벤토나이트 완충재의 열적 거동에 큰 영향을 주는 요소임을 확인할 수 있었다. 향후 열원을 포함한 벤토나이트 완충재의 수분 포화 특성 실험이 실시 될 예정이므로, 실험에 대한 검증과 예측을 위해 보다 적합한 수치해석모델 개발에 대한 연구가 필요할 것이다.

In this study, laboratory test equipment was designed and installed to evaluate the thermal behavior of bentonite, which is used as a buffer in high-level waste disposal systems. The thermal analysis was conducted to verify the test results using ABAQUS, a finite element analysis code. In view of the seasonal changes seen during the test, the thermal behavior of bentonite with a temperature of outside air was evaluated. Of the cases examined, the results of the analysis model using stainless steel (Case 3) approximates to the test results, showing an error of about 1℃. The results of the thermal analysis into seasonal temperature distributions are consistent with trends seen in lab-test results. These analyses show that the effects of the thermal conductivity of the material surrounding the buffer and outside air temperature, are very important factors in the thermal behavior of bentonite. In the future, it is expected that a moisture saturation test of a bentonite buffer containing a heat source will be carried out. Therefore, the development of a numerical analysis model is required for the prediction and verification of the laboratory test results.

원자로의 해체 과정에서 발생되는 방사성 폐기물 내 존재하는 55Fe, 63Ni은 폐기물의 처리방법을 결정하는 데 있어 기초적인 지표로 활용되는 중요한 핵종이다. 하지만 두 핵종은 낮은 방사선량으로 인해 다른 핵종 들과의 분리가 필수적이며 또한 시료 매질에서 완전히 추출할 수 있는 전처리가 선행되어야 한다. 따라서 본 연구는 다양한 매질의 원자로 해체 폐기물에 대한 전처리방법의 적용성을 평가하기 위해 NIST SRM 5종 (1646a, 1944, 8704, 2709a, 1633c)에 대하여 왕수, 불산, 과염소산을 각각 이용하는 습식산화법과 alkali- fusion 전처리법에 따른 Iron와 Nickel의 회수율을 비교하였다. 실험 결과 alkali-fusion 방법은 다양한 매질 의 인증표준물질에 대해 Iron 95.3∼98.3%, Nickle 86.6∼88.1%의 분석 정확도와 2% 이하의 정밀도를 나타 냄으로서 해체폐기물 중 55Fe, 63Ni 분석에 가장 최적화된 전처리법으로 판단된다.

55Fe and 63Ni are key factors in deciding the proper handling of the decommissioning of radioactive waste from nuclear facilities. For determining beta emitting radionuclides, the dismantled waste samples should be completely decomposed and separated from the sample matrix. This study reports the comparison results of the recovering efficiencies of Iron and Nickel with wet digestion methods that use various acids and alkali-fusion methods. Various matrices of NIST SRMs (1646a, 1944, 8704, 2709a, and 1633c), the recovering efficiencies of using alkali-fusion methods ranged from 95.3 to 98.3% for Iron, and from 86.6 to 88.1% for Nickel within about 2% of relative standard deviation. On the other hand, those using one of the three wet digestion methods ranged from 77.9 to 105.3% for Iron and from 40.1 to 78.5% for Nickel with over 10% of relative standard deviation. Therefore, one may draw the conclusion that the analytical results derived from Iron and Nickel using alkali-fusion methods are fairly reliable due to the recovering efficiencies observed.

순수 베타 핵종인 90Sr 분석은 화학적 거동이 유사한 알칼리 토금속(Ca, Ba, Ra)등 방해 원소를 제거할 분리 공정이 필요하다. 본 연구는 Sr을 추출/정제하기 위해 추출크로마토그래피법을 이용한 최적의 절차를 마련 하는 것을 목적으로 한다. Sr resin 1.5 mL BV(Bed Volume)의 최대 Sr 흡착량은 6 mg이었다. 유량 1 mL min-1과 Ca 200 mg 이하에서는 Sr resin 1.5 mL(BV)의 Sr 회수는 정량적이었으나, 유량을 5 mL min-1으로 중가 시키면 Sr 회수율이 감소하였다. 같은 양(BV)의 Sr resin을 사용할 경우, 컬럼의 단면적이 작을수록 Sr resin의 분리능이 향상되었다.

For the analysis of 90Sr, which is a pure beta emitter, radiochemical separation from the main interfering elements such as Ca, Ba and Ra is required due to their similarity in chemical behavior to strontium. This study describes a radioanalytical procedure using extraction chromatography for separating Sr from interfering elements. The maximum capacity of the resin for Sr was approximately 6 mg per 1.5 mL of bed volume (BV). The recovery of Sr on the resin 1.5 mL (BV) was quantitative for the calcium level of 200 mg at the flow rate of 1 mL min-1. However the chemical yield declined by increasing the flow rate by up to 5 mL min-1 even at the calcium level of 200 mg. When using the same BV of Sr resin, the performance of the resin was enhanced as the cross-sectional area of the Sr resin column is small.

본 연구에서는 저장볼트(storage vault)의 실험을 위하여 1/4 축소모델 내 튜브의 적정 발열량을 선정하고자 상사해석을 수행하였다. 저장볼트에 대한 열 및 유동 해석을 우선적으로 수행하였고, 크기를 1/4로 축소한 저장볼트에 대하여 동일한 전산해석을 수행하였다. 전산해석 결과를 바탕으로, 제안된 무차원수를 비교하 여 원형모델과 온도분포와 유동분포가 유사하게 되는 발열량을 선정하였다. 1/4 축소 저장볼트 내 튜브의 열유속이 1.3배일 때, 원형 저장볼트와 1/4 축소 저장볼트의 온도장 및 유동장이 상사되었다. 이 때, 1/4 축 소 저장볼트 내 발열량은 약 190 W이다.

This research studied a scaling analysis for the selection of proper heat generation at tube for 1/4-scale storage vaults. First of all, the temperature field and velocity distribution of an original scale storage vault were analyzed and then numerical analysis of a 1/4-scale storage vault was performed to compare each model. The proper heat generation for a 1/4-scale storage vault, at which the temperature and velocity field of a 1/4-scale storage vault showed the best agreement with that of the original storage vault, was evaluated with proposed dimensionless parameters. The behavior of temperature and velocity of fluid in the 1/4-scale case were most similar to those of the original scale, using a heat flux 1.3 times higher than that seen in the original scale, which was approximately 190 W.

경수로 사용후핵연료 수송/저장용기의 핵임계 해석은 사용후핵연료내의 악티나이드핵종 및 핵분열생성물 함유량에 대한 불확실성을 이유로 신연료로 가정된 가상의 연료를 선정하여 평가해오고 있다. 그러나 이러 한 평가방법은 용기 설계 시 과도한 임계여유도를 유도하여 경제적 손실을 유발할 수 있는 단점이있다. 이 와 같은 단점을 극복하기 위하여 최근 연소도이득효과(burnup credit, BUC)를 반영한 수송저장용기의 설계 및 상용화를 위한 연구가 추진되었다. 이에 본 연구에서는 한국원자력환경공단에서 개발중인 금속겸용용기 를 대상으로 연소도 이득효과적용 시 핵임계 안전성(criticality safety)에 영향을 미칠 것으로 예상되는 ‘노심 운전인자’, ‘축방향 연소도 분포’, ‘오장전 사고상황’에 대하여 핵임계 평가를 수행하였다. 그 결과 노심운전 인자 중 저농축, 고연소도일 때 비출력에 따른 핵임계 변화가 크게 평가되었으며, 고연소도 사용후핵연료에 서 End effect가 양의 값을 나타내었다. 특히 오장전에 의한 유효증배계수는 최대 0.18467증가하였으므로, 연소도이득효과를 적용할 경우 필수고려사항임을 확인하였다. 본 연구결과는 국내모델(금속겸용용기)의 연 소도 이득효과 적용기술 개발 및 사용후핵연료 장전 시 일어날 수 있는 오장전 사고를 방지하기 위한 운영 절차 개발에 참고자료로 활용될 수 있다.

In general, conventional criticality analysis for spent fuel transport/storage systems have been performed based on the assumption of fresh fuel concerning the potential uncertainties from number density calculations of actinide nuclides and fission products in spent fuel. However, these evaluation methods cause financial losses due to an excessive criticality margin. In order to overcome this disadvantage, many studies have recently been conducted to design and commercialize a transportation and storage cask applied to the Burnup Credit (BUC). This study conducted an assessment to ensure criticality safety for reactor operating parameters, axial burn-up profiles and misload accident conditions, which are the factors that are likely to affect criticality safety when the BUC is applied to the dual-purpose cask under development at the KOrea RADioactive waste agency (KORAD). As a result, it was found that criticality resulting from specific power, changed substantially and relied on conditions of low enrichment and high burn-up. Considering the end effect in the case of high burn-up produced a positive-definite result. In particular, the increment of maximum effective multiplication factors due to misloading was 0.18467, confirming that misload is a factor that must be taken into account when applying the BUC. The results of this study may therefore be utilized as references in developing technologies to apply the BUC to domestic models and operational procedures or preventing any misload accidents during the process of spent fuel loading.

몰리브덴-99의 붕괴에 의해 생산되는 테크네튬-99m 은 방사선 진단에 중요한 역할을 담당하고 있다. 몰리 브덴-99 는 주로 우라늄-235의 핵분열에 의해 생산되고 있으며, 이를 위해 고농축 우라늄 표적 또는 저농축 우라늄 표적이 연구로에서 조사된다. 현재는 고농축 우라늄의 사용에 따른 핵확산 문제를 저감하기 위해 저 농축 우라늄 표적의 사용이 권장되고 있다. 본 연구는 몰리브덴-99 생산 시설의 계획 단계에서 방사성 폐기 물 관리 전략을 정의하기 위하여 저농축 우라늄의 사용이 방사성 폐기물의 흐름에 미치는 영향을 분석하였 다. 저농축 우라늄 표적 사용 시 우라늄 함유 폐기물의 부피가 6배 이상 증가하기 때문에 우라늄 고밀도 표 적의 사용과 고온 정수압 압축법의 활용이 제안되었다.

Technetium-99m (99mTc) is an important, short-lived decay product of molybdenum-99 (99Mo), and it is considered the backbone of the modern nuclear diagnostic procedures. Since fission of 235U is the main source of production of 99Mo, either highly-enriched uranium (HEU) targets or low-enriched uranium (LEU) targets are irradiated in the research reactors. The use of LEU targets is being promoted by the international community to avoid the proliferation issues linked with the use of HEU. In order to define the waste management strategy at the planning stage of establishment of an LEU based 99Mo production facility, the impact of the use of LEU targets on the radioactive waste stream of the 99Mo production facility was analyzed. Because the volume of uranium waste is estimated to increase six times, the use of high uranium density targets and the utilization of hot isostatic pressing were recommended to reduce the increased waste volume from the use of LEU based targets.

국내 원자력발전소에서는 사용후핵연료 저장용량의 확대를 위해 사용후핵연료저장조에 조밀저장대를 설치 하고 있지만 한빛원전은 2024년에 포화가 예상된다. 또한 10개의 원자력발전소가 2029년까지 설계수명에 도달하게 된다. 하지만 원전운영과 해체를 위한 국내 사용후핵연료 관리정책은 아직 결정되지 않은 상황이 다. 미국의 경우 원전해체시 사용후핵연료를 중간저장시설 또는 영구처분장으로 이송하기 전까지 임시적으 로 독립된 사용후연료저장조(이하 ‘SFPI’) 방식을 운영하는 사례가 있다. SFPI는 원전해체시 운전정지 후 사 용후핵연료를 저장하는데 있어서 방사선 노출 저감, 운영비용 절감, 안전성 보강 등의 효과를 기대할 수 있 다. 따라서 이 논문에서는 미국의 SFPI 운영경험, 시스템, 적용규정 등에 대한 사례연구를 수행하였다. 결론 적으로 SFPI 국내 적용을 위해서는 사용후핵연료저장 계통의 설계변경 범위 및 예상 소요비용 확정, 원전 해체계획에 설비개선 계획 반영제출, 주기적안전성평가(PSR) 방법 등을 활용한 안전성 평가(운영기간 10 년), 설계변경을 위한 운영변경허가 신청, 규제기관 심사 및 허가 취득, 설계변경 수행, 규제기관의 확인점 검, SFPI 운영을 위한 교육 및 시운전, SFPI 운영 및 정기검사, SFPI 해체 등의 절차가 필요하다.

In many nuclear power plant sites in Korea, high density storage racks were installed in the spent fuel pool to expand the spent fuel storage capacity. Nevertheless, the capability of the Hanbit nuclear site will be saturated by 2024. Also, 10 NPPs will reach their design life expiration date by 2029. In the case of the US, SFPI (Spent Fuel Pool Island) operated temporarily as a spent fuel storage option before spent nuclear fuels were transported to an interim storage facility or a final disposal facility. As a spent fuel storage option after shutdown during decommissioning, the SFPI concept can be expected to have the following effects: reduced occupational exposure, lower cost of operation, strengthened safety, and so on. This paper presents a case study associated with the regulations, operating experiences, and systems of SFPI in the US. In conclusion, the following steps are recommended for applying SFPI during decommissioning in Korea: confirmation of design change scope of SFPI and expected final cost, the submission of a decommissioning plan which is reflected in SFPI improvement plans, safety assessment using PSR, application of an operating license change for design change, regulatory body review and approval, design change, inspection by the regulatory body, education and commissioning for SFPI, SFPI operation and periodic inspection, and dismantling of SFPI.