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국내 원자력발전은 현재 두 번째로 큰 전력 공급 방법이며 원전의 수 역시 증가되는 것으로 계획되어 있다. 그러나, 원자력발전에 의해 발생되는 사용후핵연료에 대해서는 아직 명확한 관리 정책이 확립되어 있지 않다. 원자로 이 후 핵물질 흐름과 관련된 후행 핵연료주기는 사용후핵연료 관리를 위한 기술들의 집합이다. 따라서, 사용후핵연료 관리 정책은 핵연료주기 선택과 함께한다. 핵연료주기 선택의 중요 항목은 경제성으로 이는 사적비용과 함께 외부비용을 더해 결정되어야 한다. 직접비용인 사적비용과 달리 간접비용인 외부비용에 대한 연구는 원전에 집중되어 있으며 핵연료주기에 대한 연구는 없는 상황이다. 본 연구에서는 핵연료주기에 적용할 수 있는 외부비용 항목들을 도출하고 정량화를 시도하였다. 핵연료주기 외부비용 평가를 위해 고려될 수 있는 핵연료주기로 OT(직접처분), DUPIC(PWR-CANDU 연결), PWR-MOX(PWR 습식재처리), Pyro-SFR (파이로 처리와 고속로 연계)의 네 가지를 선정하였다. 원자력발전의 외부비용 평가에 고려되었던 항목들을 분석하여 핵연료주기에서 에너지 공급 안보비용, 사고위험비용과 수용성 비용을 외부비용 항목으로 도출하고 추산하였다.

Nuclear power is currently the second largest power supply method in Korea and the number of nuclear power plants are planned to be increased as well. However, clear management policy for spent fuels generated from nuclear power plants has not yet been established. The back-end fuel cycle, associated with nuclear material flow after nuclear reactors is a collection of technologies designed for the spent fuel management and the spent fuel management policy is closely related with the selection of a nuclear fuel cycle. Cost is an important consideration in selection of a nuclear fuel cycle and should be determined by adding external cost to private cost. Unlike the private cost, which is a direct cost, studies on the external cost are focused on nuclear reactors and not at the nuclear fuel cycle. In this research, external cost indicators applicable to nuclear fuel cycle were derived and quantified. OT (once through), DUPIC (Direct Use of PWR SF in CANDU), PWR-MOX (PWR PUREX reprocessing), and Pyro-SFR (SFR recycling with pyroprocessing) were selected as nuclear fuel cycles which could be considered for estimating external cost in Korea. Energy supply security cost, accident risk cost, and acceptance cost were defined as external cost according to precedent and estimated after analyzing approaches which have been adopted for estimating external costs on nuclear power generation.

원자력 발전소 내·외부 계통의 표면에 침적된 방사성핵종은 원자로 구조재 및 핵분열생성물의 부식생성물 활성화에 의해 생성된다. 특히, 1차계통 내부에서 물과 부식된 표면 사이의 지속적인 마찰은 냉각재와 부식생성물을 혼합하게 만든다. 그 리고 이것들은 계통을 따라 순환한다. 본 논문에서는 설계단계에서 사용되는 1차 계통의 부식생성물과 방사성 핵종의 양을 예측하는 CRUDTRAN, DISER, MIGA-RT 및 CPAIR 코드를 분석하였다. 또한, CRUDTRAN을 이용하여 국내 경수로 1차계통 내 부식생성물 거동을 예측하였다. 본 연구목적은 웨스팅하우스형 원전의 실제 데이터로 계산된 값을 측정값과 비교하여 부 식생성물 평가 모델의 신뢰도를 향상시키는데 있다.

Radionuclide deposited on the surface of several internal and external systems in a nuclear power plant is created by the activation of corrosion products from nuclear reactor structural materials and fission products. Especially, the constant contact between water and the surface corrodes the inside where primary system makes coolants and corrosion products mixed. Also, these are circulated along the systems. For comparing models, CRUDTRAN, DISER, MIGA-RT and CPAIR codes are analyzed to predict the quantity of radionuclide and corrosion product of primary reactor that are used at the stage of designing. The corrosion products behavior of domestic PWR primary system was predicted by using CRUDTRAN. This study aims to increase the reliability of corrosion product evaluation model by comparing the actual values and calculated values with the data of a Westing House-type Nuclear Power Plant.

산화물 사용후핵연료에 대한 전해환원의 금속전환체를 양극으로 한 전해정련공정에는 LiCl-KCl 공융염에 우라늄 원소뿐 아 니라 초우란 원소 및 희토류 원소들이 용해되므로 우라늄을 선택적으로 회수하기 위해서는 우라늄과 다른 원소들이 음극에 전착되는 거동에 대한 연구가 필요하다. LiCl-KCl 공융염 내 희토류 원소의 농도에 따른 음극에서의 전착거동을 고찰하기 위 해 U 및 Ce를 기준으로 한 U, Ce, Y 그리고 Nd 원소들의 분리계수에 대한 연구를 수행하였다. Ce 금속을 희생 양극으로 이용 하여 정전류 정련반응을 통해 용융염 상과 전착물 상의 U, Ce, Y 그리고 Nd 원소의 농도를 분석하여 이로부터 분리계수를 얻 었으며 UCl3 농도와 CeCl3/UCl3 농도비에 따른 분리계수로부터 우라늄을 선택적으로 회수할 수 있는 조건들을 고찰하였다.

It is necessary to investigate the electrodeposition behavior of uranium and other elements on the cathode in the electrorefining process to recover the uranium selectively from the reduced metals of the electrolytic reduction process since transuranic elements and rare earth elements is dissolved in the LiCl-KCl eutectic salt. Study on separation factors of U, Ce, Y and Nd based on U and Ce was performed to investigate the deposition behavior of the cathode with respect to the concentration of rare earth elements in LiCl-KCl eutectic salt. After electrorefining with constant current mode by using Ce metal as a sacrifice anode, the contents of U, Ce, Y and Nd in the salt phase and the deposit phase of the cathode were analyzed, and separation factors of the elements were obtained from the analyses. Securing conditions of pure uranium recovery in the elctrorefining process was investigated by considering the separation factors with respect to UCl3 and CeCl3/UCl3 ratio.

외부비용은 재화나 서비스가 생산 또는 소비되는 과정에서 제3자에게 부과되는 비용이다. 원자력 발전을 통한 전력생산에 도 외부비용이 발생하며 이들에 대한 연구가 1990년대부터 진행되어 왔다. 비용은 정책결정에 중요한 요소로 전력 생산에 대한 비용 비교를 위해 외부비용이 고려되고 있다. 핵연료주기에서도 선택에 따라 다른 외부비용이 발생되지만 이에 대한 연구는 진행되고 있지 않다. 본 연구에서는 핵연료주기 외부비용 평가 방법 개발을 위해 원자력 발전에 대한 외부비용 평가 방법을 조사하고 분석하였다. 후쿠시마 사고 이전에는 외부비용 연구들은 정상 운전 상태에서의 손상 비용에 초점을 두었 다. 그러나 사고 이후 사고비용이 주요 주제가 되었다. 사고비용을 포함한 외부비용 범위는 여러 연구들에서 다양하게 사용 되었으며 범위에 맞춰 다른 방법들이 적용되었다. 본 연구에서는 이러한 결과들이 비교되었으며 핵연료주기에 따른 외부비 용 추산에 방법적 적용성 판단을 위해 분석되었다.

External cost is cost imposed on a third party when producing or consuming a good or service. Since the 1990s, the external costs of nuclear powered electricity production have been studied. Costs are a very important factor in policy decision and the external cost is considered for cost comparison on electricity production. As for nuclear fuel cycle, a chosen technology will determine the external cost. However, there has been little research on this issue. For this study, methods for external cost on nuclear power production have been surveyed and analyzed to develop an approach for evaluating external cost on nuclear fuel cycles. Before the Fukushima accident, external cost research had focused on damage costs during normal operation of a fuel cycle. However, accident cost becomes a major concern after the accident. Various considerations for external cost including accident cost have been used to different studies, and different methods have been applied corresponding to the considerations. In this study, the results of the evaluation were compared and analyzed to identify methodological applicability to the external cost estimation with nuclear fuel cycles.

고준위폐기물처분장에서 완충재는 공학적방벽의 주요 구성요소 중 하나이다. 본 연구에서는 국·내외의 완충재 요구사항과성능기준을 분석하고, 우리나라 고준위폐기물처분장에 적합한 완충재 개념 도출을 위한 접근방안을 제시하였다. 완충재의주요 성능기준 인자항목으로, 수리전도도, 핵종 저지능, 팽윤압, 열전도도, 역학적 특성치(mechanical properties), 유기물함량(organic carbon content), 일라이트화 속도(illitization rate) 등을 고려하였다. 우리나라 고준위폐기물처분장 완충재 물질로서 국산 벤토나이트(Ca-벤토나이트)와 대안재로 MX-80 벤토나이트(Na-벤토나이트)를 제안하였다. 완충재의 기술사양은Ca-벤토나이트 경우엔 우리나라의 성능기준을, Na-벤토나이트의 경우는 스웨덴의 성능기준을 보수적으로 만족하는 값으로설정하였다. 완충재의 두께는 전단거동, 핵종 유출, 열전도의 측면에서 평가하여 결정하였으며, 평가결과 완충재의 두께는0.25 ~ 0.5 m 사이가 적절하였다. 그러나 최종적인 완충재의 두께는 향후 보다 심도 있는 열-수리-역학적 평가와 경제적, 공학적 측면을 고려하여 결정하여야 할 것이다.

The buffer is a key component of the engineered barrier system in a high-level radioactive waste (HLW) repository. The present study reviewed the requirements and functional criteria of the buffer reported in literature, and also based on the results, proposed an approach to establish a buffer concept which is applicable to an HLW repository in Korea. The hydraulic conductivity, radionuclide-retarding capacity (equilibrium distribution coefficient and diffusion coefficient), swelling pressure, thermal conductivity, mechanical properties, organic carbon content, and illitization rate were considered as major technical parameters for the functional criteria of the buffer. Domestic bentonite (Ca-bentonite) and, as an alternative, MX-80 (Na-bentonite) were proposed for the buffer of an HLW repository in Korea. The technical specifications for those proposed bentonites were set to parameter values that conservatively satisfy Korea's functional criteria for the Ca-bentonite and Swedish criteria for the Na-bentonite. The thickness of the buffer was determined by evaluating the means of shear behavior, radionuclide release, and heat conduction, which resulted in the proper buffer thickness of 0.25 to 0.5 m. However, the final thickness of the buffer should be determined by considering coupled thermal-hydraulic-mechanical evaluation and economics and engineering aspects as well.

HPGe 검출기를 이용하여 밀도가 다양한 환경시료에 대한 정밀 분석시 정확한 분석을 위해서는 밀도보정인자가 필요하다. 밀도에 대한 보정인자를 구하기 위해서 본 연구에서는 몬테카를로 코드인 MCNPX 코드를 사용하여 크리스털의 높이, 지름및 코어의 크기와 같은 특성이 다른 세 대의 p-type HPGe 검출기를 모사하고 밀도 1 g/cm3의 교정용 표준시료를 이용하여 모델링을 검증하였다. 검증을 통하여 모델링을 확정한 후 0.3, 0.6, 0.9, 1.0, 1.2, 1.5 g/cm3 밀도를 가진 샘플에 대한 효율을 시뮬레이션하고 밀도보정인자를 도출하였다. 도출된 각 검출기에 대한 밀도보정인자를 비교하였을 때 전 에너지 범위에서 그차이가 거의 없음을 확인하였으며 이는 검출기의 크리스털과 같은 주요 특성에 대해 밀도보정인자가 독립적임을 의미한다.

The precise determination of the activity for each radionuclide in environmental samples requires the self-absorption correction factor. In this research, we derived the self-absorption correction factor for three p-type high purity germanium detectors using the Monte Carlo code MCNPX. These detectors have different characteristics such as crystal diameter, height and size of the core. We compared the calculated full-energy peak efficiency with the experimental value using a standard sample with 1 g/cm3 density and verified the modeling. We simulated the dependency of the full-energy peak efficiency on the 0.3, 0.6, 0.9, 1.0, 1.2 and 1.5 g/cm3 samples and obtained the corresponding self-absorption correction factor. The self-absorption correction factors calculated for the three detectors differ by less than 1% over most of the energy range and sample densities considered. This indicates that the self-absorption correction factors are independent of the crystal characteristics of HPGe detector.

사용후핵연료 건식저장을 위한 지상저장 기술 및 동굴저장 기술의 현황을 살펴보고, 동굴저장 기술을 이용한 사용후핵연료 건식저장의 국내 적용 가능성을 분석하였다. 사용후핵연료 건식저장을 위한 동굴저장 기술의 타당성, 경제성 및 기술적 측 면을 검토하였다. 지상 건식저장시설을 건설하기 위해서는 외부로부터 격리되어 있는 상당한 면적의 평탄한 부지가 필요하 나, 산악지형이 주를 이루는 우리나라의 실정에서, 이러한 부지를 확보하는 것이 쉽지 않을 수도 있다. 만일 산지의 동굴 내 에 사용후핵연료 저장시설을 건설한다면, 이러한 부지 문제를 보다 쉽게 해결할 수 있다. 따라서 동굴저장 방식은 자연 및 사회적 환경을 고려할 때, 우리나라의 사용후핵연료 건식저장을 위한 유력한 대안이 될 수 있다. 사용후핵연료 동굴저장 방 식은 지상 건식저장 기술에 비해 여러 가지 장점을 가지고 있으며, 경제성 측면에서도 큰 차이가 없다. 또 동굴저장 방식을 국내의 사용후핵연료 건식저장에 적용하는 데 큰 기술적인 장벽은 없다.

The rock cavern storage for spent fuel has been assessed to apply in Korea with reviewing the state of the art of the technologies for surface storage and rock cavern storage of spent fuel. The technical feasibility and economic aspects of the rock cavern storage of spent fuel were also analyzed. A considerable area of flat land isolated from the exterior are needed to meet the requirement for the site of the surface storage facilities. It may, however, not be easy to secure such areas in the mountainous region of Korea. Instead, the spent fuel storage facilities constructed in the rock cavern moderate their demands for the suitable site. As a result, the rock cavern storage is a promising alternative for the storage of spent fuel in the aspect of natural and social environments. The rock cavern storage of spent fuel has several advantages compared with the surface storage, and there is no significant difference on the viewpoint of economy between the two alternatives. In addition, no great technical difficulties are present to apply the rock cavern storage technologies to the storage of domestic spent fuel.

전해환원공정의 금속전환체로부터 우라늄을 회수하는 전해정련공정의 수율을 높이기 위해 고수율 전해정련장치가 개발되 었다. 전해정련장치의 수율을 증대시키기 위해서는 고체음극에 전착되는 우라늄 덴드라이트를 음극 표면으로부터 효율적 으로 회수할 수 있어야 한다. 철강 재료의 음극을 고체음극으로 사용하면, 우라늄 덴드라이트가 전착되어 쉽게 떨어지고 않 고 고착 되어 점착계수(sticking coefficient)가 높아진다. 본 연구에서는 효율적으로 고체음극의 점착계수를 낮출 수 있는 진 동 탈리법을 개발하였고 이를 적용하였다. 고체음극에 진동을 가함으로써 고체 표면에서 우라늄 전착물이 흑연음극의 자발 특성과 유사하게 효율적으로 탈리됨을 확인하였다. 이러한 진동모드에 의한 고체음극에서의 전착물의 탈리 특성을, 고수율 전해정련장치 개념으로 개발한 흑연음극의 자발탈리 특성과 비교 검토하였다. 그리고 우라늄 덴드라이트의 진동 탈리에 대 한 인가전류밀도와 진동 스트로크에 의한 영향 등을 고찰하였다.

A high-throughput electrorefiner has been developed for commercialization use by enhancing the uranium recovery from the reduced metal which is produced from the oxide reduction process. It is necessary to scrap and effectively collect uranium dendrites from the surface of the solid cathode for high yield. When a steel electrode is used as the cathode in the electrorefining process, uranium is deposited and regularly stuck to the steel cathode during electrorefining. The sticking coefficient of a steel cathode is very high. In order to decrease the sticking coefficient of the steel cathode effectively, vibration mode was applied to the electrode in this study. Uranium dendrites were scraped and fell apart from the steel cathode by a vibration force. The vibrational scraping of the steel cathode was compared to the self-scraping of the graphite cathode. Effects of the applied current density and the vibration stroke on the scraping of the uranium dendrites were also investigated.