Earticle

본 연구는 고방사성해수폐액에 함유되어 있는 주요 고방사성 핵종인 Cs을 제거하기 위하여 IE911 (crystalline silicotitanate) 에 의한 흡착 제거를 수행하였다. Cs의 효율적 흡착제거 및 2차 고체폐기물의 발생량을 최소화하기 위하여 IE911-Cs 흡착 은 m/V (흡착제 질량/용액 부피) 비=2.5 g/L, 흡착시간은 1 시간 정도가 효과적이었다. 이때 Cs은 약 99%, Sr은 5% 이하가 각각 흡착되었다. 또한 IE911-Cs 흡착은 Langmuir 등온식 및 유사 (pseudo) 2차 속도 식으로 표현할 수 있으며, 흡착속도상 수(k2)는 Cs의 초기농도 및 입자크기 증가에 따라 감소하는데 반하여, m/V 비, 온도 및 교반속도 증가에 따라서는 증가하고 있다. IE911-Cs 흡착의 활성화에너지는 약 79.9 kJ/mol 로, IE911-Cs 흡착이 보다 강력한 결합 형태를 이룬 화학적 흡착임 을 보여주고 있다. 그리고 음수 값의 Gibbs 자유에너지 및 엔탈피는 IE911-Cs의 흡착반응이 정반응의 발열반응이고, 저온에 서 반응이 상대적으로 활발함을 의미하며, 음수 값의 엔트로피는 흡착된 Cs이 IE911에 균일하게 정렬되어 있음을 나타낸다.

This study was performed on the removal of Cs, one of the main high- radioactive nuclides contained in the high-radioactive seawater waste (HSW), by adsorption with IE911 (crystalline silicotitanate type). For the effective removal of Cs and the minimization of secondary solid waste generation, adsorption of Cs by IE911 (hereafter denoted as IE911-Cs) was effective to carry out in the m/V (ratio of absorbent weight to solution volume) ratio of 2.5 g/L, and the adsorption time of 1 hour. In these conditions, Cs and Sr were adsorbed about 99% and less than 5%, respectively. IE911-Cs could be also expressed as a Langmuir isotherm and a pseudo-second order rate equation. The adsorption rate constants (k2) were decreased with increasing initial Cs concentrations and particle sizes, and increased with increasing ratios of m/V, solution temperatures and agitation speeds. The activation energy of IE911-Cs was about 79.9 kJ/mol. It was suggested that IE911-Cs was dominated by a chemical adsorption having a strong bonding form. From the negative values of Gibbs free energy and enthalpy, it was indicated that the reaction of IE911-Cs was a forward, exothermic and relatively active at lower temperatures. Additionally, the negative entropy values were seen that the adsorbed Cs was evenly distributed on the IE911.

사용후핵연료 파이로프로세싱에서 발생하는 방사성폐기물의 양을 최소화하기 위해서는 방사성 핵종 함유 염폐기물을 효과 적으로 처리할 수 있는 기술개발이 필요하다. 이를 위해 탄산화물(Li2CO3, K2CO3)을 이용한 반응증류공정에서 LiCl-KCl 공융 염 내 NdCl3의 분리특성을 관찰하였다. HSC-Chemistry 프로그램을 이용한 탄산화물과 NdCl3의 반응모델결과에서 NdCl3는 탄산화물의 주입조건 및 온도변화에 따라 산염화물(NdOCl) 또는 산화물(Nd2O3) 형태로 전환됨이 확인되었으며, 탄산화물 의 주입조건에 따른 LiCl-KCl-NdCl3계의 반응증류시험에서 반응모델결과와 유사한 경향을 확인하였다. 이 결과들을 이용하 여 LiCl-KCl 공융염 내 NdCl3를 고화가 용이한 산화물 형태로 분리하기 위한 공정조건을 도출하였다.

It is necessary to develop an effective waste salt treatment technology for the minimization of radioactive waste generation from the pyroprocessing of spent nuclear fuel. For this reason, the separation characteristics of NdCl3 from LiCl-KCl eutectic salt in a reactive distillation process using Li2CO3 or K2CO3 were observed. NdCl3 was converted into oxychloride (NdOCl) or oxide (Nd2O3) in the reaction model between NdCl3 and the carbonates using HSC-Chemistry, and this result was confirmed in the reactive distillation test of the LiCl-KCl-NdCl3 system using the carbonates. Based on these results, the reactive distillation process conditions were determined to separate NdCl3 into an oxide form (Nd2O3) which can be easily fabricated into a final waste form.

원전해체시장이 본격적으로 도래함에 따라 그에 따른 기술연구가 부각되고 있다. 그러한 기술 중 방사선 제염은 직접적인 원전해체 과정 중 가장 초반에 행해지는 작업으로 현장 근로자의 안전확보 및 폐기물 양 감소를 위해 수행되는 중요한 작업 이다. 제염을 통해 폐기물 표면에 존재하는 방사선 물질을 제거하게 되는데 해체에 적용되는 제염기술은 보다 강한 매개체 를 사용하거나 개선된 설비를 활용하여 표면층 제거 정도가 일반적인 제염보다 훨씬 크다. 따라서 제염 계획 수립시 다양 한 관점에서 분석 방법이 필요하다. 본 연구에서는 제염기술 선정을 위해 고려해야 할 요인을 설명하였으며, 대표적인 제염 기술 사례 분석을 통해 실제 기술 수행을 위해 원전 설비 내 제염 아이템 선정 및 제염 장비 활용을 위해 검토해야 할 사항 을 제시하였다.

Decontamination is one of the crucial technologies that are applied during the decommissioning process of nuclear facilities to secure the safety of workers and to minimize the quantity of radioactive waste. Decontamination removes radionuclides on the surface of contaminated metal. Compared with decontamination for operational nuclear facilities, decontamination for nuclear power plants that are being decommissioned needs to remove the more and thicker surface using more aggressive agents or specially developed equipment. This paper analyzed the factors to be considered before planning the decontamination, representative decontamination technologies, and their application procedure,etc .

우리나라에서는 현재 23기의 원자력발전소를 운영 중에 있으며, 이들 원자력발전소로부터 발생하는 사용후핵연료를 처분 대상으로 기준 심지층 처분시스템을 개발한 바 있다. 현재 이 기준 심지층 처분시스템은 초기농축도 4.5wt%, 방출연소도 55 GWd/MtU의 40 년 냉각된 사용후핵연료를 기준으로 하고 있다. 본 논문에서는 처분효율 및 경제성 향상 방안의 일환으로 서 사용후핵연료의 종류 및 연소도 특성 등 발생특성을 검토하였다. 그리고 기준 사용후핵연료에 비하여 길이가 짧고 연소 도가 비교적 낮은 사용후핵연료에 대한 처분용기 개념을 도출하고 열해석을 수행하여 처분시스템 개념을 제시하였다. 또한, 이 처분시스템 개념과 기준 사용후핵연료 처분시스템 개념을 처분밀도, 처분면적 등의 처분효율 및 구리와 벤토나이트 소요 량 등 경제성 관점에서 비교 분석한 결과 약 20% 이상 향상을 보이는 것을 확인하였다. 본 분석결과는 사용후핵연료 관리정 책 수립 및 실제 처분시스템 설계에 활용될 수 있을 것으로 사료된다.

Currently, 23 nuclear power plants are in operation at Kori, Uljin, Younggwang and Wolsong site and a reference deep geological disposal system has been developed for the spent fuels generated by them. The reference spent fuel for this disposal system has 4.5wt% of initial enrichment, 55 GWd/MtU of burn-up, and 40 years of cooling time. In this paper, to improve disposal efficiency and economic feasibility, the characteristics of spent fuels from nuclear power plants, such as type and burn-up, were reviewed. A disposal canister concept for shorter length and relatively lower burn-up spent fuels than the reference spent fuels was developed. Based on this canister concept, thermal analyses were carried out and a deep geological disposal concept was proposed. Measures of disposal efficiency such as unit disposal area and disposal density were compared between this disposal system and the reference disposal system. Also, economic feasibility, such as the volume reduction of copper, cast iron, and bentonite, was analyzed and the results of these analyses showed that the disposal system proposed in this paper has an efficiency of at least 20%. These results could be used for establishing spent fuel management policy and designing practical disposal systems for spent fuels.

본 연구에서는 산화된 피복관으로부터 염소화 공정을 통해 Zr을 선택적으로 회수하기 위한 연구의 일환으로, 단면이 개방 된 ZIRLO 피복관의 염소화 반응 속도식을 열중량분석기를 이용하여 분석하였다. 실험을 통해 산화된 ZIRLO 피복관은 400 도 염소화 조건에서 염소 기체와 반응하지 않는 것으로 확인되었다. 하지만 피복관 한쪽 혹은 양쪽 끝의 새로운 단면이 개방 될 경우 ZIRLO의 염소화 반응이 가능함을 확인하였고 반응을 완료하기까지 8 시간이 소요되었다. 이는 반응 완료까지 7 시 간이 소요된 산화되지 않은 피복관에 비하여 반응시간이 14% 증가한 것이다. Sharp-Hancock 식을 이용하여 단면이 개방된 ZIRLO 피복관과 염소 기체의 반응을 모사하기 위한 구조함수를 도출하였으며, 부피축소 모델이 본 연구 조건에서 가장 적 합한 구조 함수로 확인되었다. 또한, 본 연구를 통해 ZIRLO 피복관의 표면이 산화되어 있는 조건에서도 단면노출을 통해 염 소화 공정에 적용이 가능함을 확인하였다.

The reaction rates of ZIRLO cladding hulls with cross-section openings were investigated using a thermo-gravimetric analysis system in order to identify whether selective recovery of Zr from oxidized cladding hulls is possible. The experimental results showed that an oxidized ZIRLO cladding hull was not reactive with chlorine gas at 400℃. However, providing fresh cross-sections on one or both ends of the ZIRLO hulls enabled a chlorination reaction. This reaction was completed after 8 hours; a 14% increase on the 7 hours seen with a bare ZIRLO cladding hull. The Sharp-Hancock plot analysis results revealed that the contracting volume model is the best for describing the reaction between the cross-section opened ZIRLO hulls and chlorine gas under the condition of this work. It was concluded that the chlorination process can be employed for oxidized ZIRLO cladding hulls by providing cross-section openings.

방사성폐기물의 처리와 관리는 원자력을 이용하는 국가들이 반드시 해결해야 하는 중요한 문제이다. 오늘날 동 사안에 대 해서는 극소수의 국가들만이 실질적인 진척이 있으며, 그 중 프랑스의 관련 정책이 대표적인 성공 사례로 평가되고 있다. 한국의 경우에 있어서도 방사성폐기물의 관리에 대한 적절한 정책의 준비가 필요하며, 이에 프랑스 법제화 접근법을 적용 하자는 제안들이 있다. 동 연구는 그 적용성 검토를 위해 방사성폐기물의 관리와 관련된 두 나라의 기술 현황 및 사회정책 적 지표를 비교하였으며, 자원 재활용과 사회적 수용성 증진 전략 측면에서 프랑스식 법제화 모델을 반영하는 것이 바람직 하다고 판단한다.

Radioactive waste processing and disposal is a major problem that needs to be fully addressed by countries that use nuclear power. In recent years, only a few countries have made substantial progress on this issue, and the French stepwise legislative approach on radioactive waste management is evaluated as a successful case. For South Korea, it is still necessary to prepare an adequate national policy for dealing with radioactive waste so the French model has been suggested as a direction of policy making in Korea. Based on comparisons of technical status and sociopolitical indexes in both countries, then this study suggests that the French legislative model is a valid one which may be applicable to the Korean context, especially in relation to resource recycling and social acceptance enhancement strategies.

파이로프로세싱 전해환원 공정에서 현재 사용 중인 Pt 양극을 대체하기 위한 소재 개발은 매우 중요하다. 이 연구에서는 전 기화학 반응시 산소를 발생시키는 전도성 세라믹 양극으로서 TiN의 전기화학적 거동을 알아보았다. UO2의 전해환원이 일어 나는 동안 TiN 양극의 적합성과 안정성에 대한 평가를 진행하였다. LiCl-Li2O 용융염에서 TiN 양극을 이용하여 UO2를 전기 화학적으로 금속 U로 변환시킬 수 있었다. 반응 도중 TiN의 산화 반응은 관찰되지 않았다. 하지만 TiN 내부에서 공공이 생 기는 것을 확인하였으며, 이에 따라 소재 수명에 제한이 있을 것으로 판단된다.

Developing novel anode materials to replace the Pt anode currently used in electrolytic reduction is an important issue on pyroprocessing. In this study, the electrochemical behavior of TiN was investigated as the conductive ceramic anode which evolves O2 gas during the reaction. The feasibility and stability of the TiN anode was examined during the electrolytic reduction of UO2. The TiN anode could electrochemically convert UO2 to metallic U in a LiCl–Li2O molten salt electrolyte. No oxidation of TiN was observed during the reaction; however, the formation of voids in the bulk section appeared to limit the lifetime of the TiN anode.

본 연구에서는 파이로프로세싱에서 발생하는 배기체 내 요오드 포집을 위한 매질로서 고가의 은 기반 흡착제를 대체하기 위 한 상용 구리메쉬의 가능성에 대해 연구하였다. 열역학적 계산을 통해 구리 금속과 요오드 기체의 반응은 100 ~ 500℃ 온도 범위에서 자발적으로 일어나며 요오드화구리(CuI)를 형성할 것으로 예상되었다. 실험을 통해 반응 온도에 따른 요오드 포 집 효율의 영향을 분석한 결과, 1개의 구리메쉬(질량 0.26 g)를 이용하여 반응 온도를 300, 400℃로 변화하였을 때 각각 5 및 6 wt%의 요오드(초기질량 2.0 g)가 포집됨을 확인하였다. 또한, 반복 실험 결과를 토대로 구리메쉬 표면에 형성된 반응 생성 물(CuI)의 자발적인 탈리 현상으로 구리의 활용률이 증가할 수 있음을 확인하였다. 반응 생성물의 CuI 상 형성은 X-선 회절 실험을 통해 확인하였으며, 표면 분석은 주사전자현미경을 이용하여 수행하여 그 결과를 보고하였다.

A commercially available copper mesh was investigated as an iodine off-gas capturing medium for pyroprocessing, with an aim to replace costly silver based adsorbents. Theoretical calculation results suggested that the reaction between metallic copper and gaseous iodine will occur spontaneously to produce copper iodide in the temperature range of 100 ~ 500℃. The effect of the reaction temperature on iodine capturing efficiency was investigated by experimentation, and it was found that 5 and 6 wt% of iodine (initial mass 2.0 g) was captured by a single copper mesh (0.26 g) at 300 and 400℃, respectively. The repeated experimental results also suggested that copper utilization can be increased with the help of the spontaneous detachment of the reaction product (CuI) from a copper mesh. The formation of the CuI phase was confirmed using the X-ray diffraction technique, and the surface morphology of the reaction product was observed using scanning electron microscopy.