Earticle

본 연구에서는 고염/고방사성 폐액 내 함유된 주요 고방사성핵종인 Cs 제거를 목적으 로 고효율의 복합 흡착제(potassium cobalt ferrocyanide (PCFC)-loaded chabazite (CHA)) 합성 및 이의 적용성을 평가하 였다. 복합 흡착제는 Cs을 비롯한 다 른 입자를 수용할 수 있는 CHA를 지지체로 선정하였으며, CoCl2 및 K4Fe(CN)6 용액 의 단계적인 함침/침전을 통해 PCFC를 CHA 세공 내에 고정화함으로써 합성하였다. 복합 흡착제의 합성 시 평균 입자크기가 10 ㎛ 이상의 CHA를 지지체로 사용할 경우, PCFC 입자는 안정적인 형태로 고정화되었다. 또한, 합성 시 복합 흡착제의 정 제를 증가시키는 세척 방법을 최적화함 으로써, 복합 흡착제의 물리적 안정성이 향상되었다. 최적의 합성법을 통해 얻은 복합 흡착제에 의한 Cs 흡착 시, 담수(무염 조건) 및 해수(고염 조건)에서 모두 빠른 흡착 속도를 보였으며, 염 농도와 무관하게 비교적 높은 분배계수 값(104 mL·g-1 이상)을 나타내었다. 그러므로, 본 연구에서 합성한 복합 흡착제는 CHA 및 PCFC가 각각 가지고 있는 물리적 안정성과 Cs 에 높은 선택성 등을 고려하여 촤적화한 소재이며, 고염/고방사성폐액에 함유되어 있 는 Cs을 고효율로 신속하게 제거할 수 있음을 알 수 있다.

For the removal of cesium (Cs) from high radioactive/high salt-laden liquid waste, this study synthesized a highly efficient composite adsorbent (potassium cobalt ferrocyanide (PCFC)-loaded chabazite (CHA)) and evaluated its applicability. The composite adsorbent used CHA, which could accommodate Cs as well as other molecules, as a supporting material and was synthesized by immobilizing the PCFC in the pores of CHA through stepwise impregnation/precipitation with CoCl2 and K4Fe (CN)6 solutions. When CHA, with average particle size of more than 10 ㎛, is used in synthesizing the composite adsorbent, the PCFC particles were immobilized in a stable form. Also, the physical stability of the composite adsorbent was improved by optimizing the washing methodology to increase the purity of the composite adsorbent during the synthesis. The composite adsorbent obtained from the optimal synthesis showed a high adsorption rate of Cs in both fresh water (salt-free condition) and seawater (high-salt condition), and had a relatively high value of distribution coefficient (larger than 104 mL·g-1) regardless of the salt concentration. Therefore, the composite adsorbent synthesized in this study is an optimized material considering both the high selectivity of PCFC on Cs and the physical stability of CHA. It is proved that this composite adsorbent can remove rapidly Cs contained in high radioactive/high salt-laden liquid waste with high efficiency.

오염수로부터 자성분리가 가능하며, 방사성 세슘을 효율적으로 제거하기 위한 코발트 페로시아나이드(cobalt ferrocyanide, CoFC) 혹은 니켈 페로시아나이드(nickel ferrocyanide, NiFC)가 도입된 자성입자 흡착제를 제조하였다. Fe3O4 나노 입자는 공침법을 이용해 제조하였고, Co2+와 Ni2+ 이온을 입자 표면에 도입시키기 위해 금속이온과 금속 배위결합(metalcoordination) 을 하는 카르복실기를 포함한 숙신산(succinic acid, SA)을 자성나노입자(magnetic nanoparticles, MNPs) 표 면에 코팅하였다. CoFC와 NiFC는 자성나노입자 표면에 도입된 Co2+ 혹은 Ni2+ 이온이 hexacynoferrate와 결합하여 형성된 다. 제조된 CoFC-MNPs 그리고 NiFC-MNPs는 각각 43.2 emu·g-1, 47.7 emu·g-1의 우수한 포화자화 값을 보여주었다. X- 선 회절분석(XRD), 퓨리에 변환 적외선 분광분석(FT-IR), 나노입자 입도 분석기(DLS), 투과전자현미경(TEM) 등의 분석을 통해 흡착제의 물성을 파악하고, 세슘에 대한 흡착 성능을 알아보았다. 흡착실험을 평가하기 위해 Langmuir/Freundlich 등 온흡착식을 이용해 실험 결과 값을 곡선맞춤 하였고, CoFC-MNPs와 NiFC-MNPs의 최대흡착량(qm)은 각각 15.63 mg·g-1, 12.11 mg·g-1이다. CoFC-MNPs와 NiFC-MNPs는 방사성 세슘에 대해서도 최저 99.09%의 제거율을 가지며, 경쟁이온의 존 재에도 방사성 세슘만을 선택적으로 흡착한다.

Cobalt ferrocyanide (CoFC) or nickel ferrocyanide (NiFC) magnetic nanoparticles (MNPs) were fabricated for efficient removal of radioactive cesium, followed by rapid magnetic separation of the absorbent from contaminated water. The Fe3O4 nanoparticles, synthesized using a co-precipitation method, were coated with succinic acid (SA) to immobilize the Co or Ni ions through metal coordination to carboxyl groups in the SA. CoFC or NiFC was subsequently formed on the surfaces of the MNPs as Co or Ni ions coordinated with the hexacyanoferrate ions. The CoFC-MNPs and NiFC-MNPs possess good saturation magnetization values (43.2 emu∙g-1 for the CoFC-MNPs, and 47.7 emu∙g-1 for the NiFC-MNPs). The fabricated CoFC-MNPs and NiFC-MNPs were characterized by XRD, FT-IR, TEM, and DLS. The adsorption capability of the CoFC-MNPs and NiFC-MNPs in removing cesium ions from water was also investigated. Batch experiments revealed that the maximum adsorption capacity values were 15.63 mg∙g-1 (CoFC-MNPs) and 12.11 mg∙g-1 (NiFC-MNPs). Langmuir/ Freundlich adsorption isotherm equations were used to fit the experimental data and evaluate the adsorption process. The CoFC-MNPs and NiFC-MNPs exhibited a removal efficiency exceeding 99.09% for radioactive cesium from 137Cs solution (18-21 Bq∙g-1). The adsorbent selectively adsorbed 137Cs, even in the presence of competing cations.

본 연구에서는 오염된 점토 내 Cs을 제거하기 위하여, 계면활성제의 소수성 알킬사슬의 길이에 따른 Cs의 탈착특성을 연구 하였다. 양이온성 계면활성제로 Alkyl trimethyl ammonium bromide를 사용하였고, 소수성 알킬사슬은 octyl-, dodecyl-, cetyl- 으로 변화시켰다. 소수성 알킬사슬이 길어질수록 montmorillonite 내 계면활성제의 흡착량이 증가하였고, 계면활성 제의 층간 흡착으로 층간거리가 증가하는 것으로 나타났다. Cs의 탈착률도 알킬사슬의 길이가 증가함에 따라 향상되었고 cetyl 그룹을 갖는 양이온성 계면활성제는 최대 99±2.9%의 Cs 제거율을 나타냈다.

In this study, desorption characteristics of Cs from clay according to the hydrophobic alkyl chain length of the cationic surfactant were investigated. Alkyltrimethylammonium bromide was used as a cationic surfactant, and the length of the hydrophobic alkyl chain of the cationic surfactant was varied from –octyl to –cetyl. The adsorbed amount of the cationic surfactant on montmorillonite increased with the length of the hydrophobic alkyl chain, and intercalation of the cationic surfactant into the clay interlayer increased the interlayer distances. The Cs removal efficiency was also enhanced with increasing alkyl chain length, and the cationic surfactant with the cetyl group showed a maximum Cs removal efficiency of 99±2.9%.

감마분광분석 시스템 상에서는 226Ra(186.2 keV)과 235U(185.7 keV)가 방출하는 감마선 에너지의 피크 중첩이 발생한다. 226Ra의 직접분석을 위해서는 중첩된 피크로부터 235U의 기여를 제거해주거나 보정상수를 이용하여 실제 226Ra의 방사능 값 으로 보정 해주어야 한다. 235U가 방출하는 다른 감마선 피크를 참조하여 235U의 기여를 제거할 경우 복잡한 수계산이 필요하 며, 참조피크에서 기인하는 큰 불확도로 인해 높은 정량한계를 갖는다. 반면에 보정상수를 이용하여 226Ra을 평가할 경우 간 단한 계산으로 평가가 가능하며, 간접측정시 요구되는 222Rn의 용기건전성과 방사평형 복구기간이 필요하지 않아 226Ra의 신 속 측정시 유용한 방법이다. 따라서 해당 방법을 통해 원료물질 3종과 공정부산물 3종, 총 93여개 시료에 대해서 보정상수 로 산출된 226Ra의 방사능 농도와 방사평형 된 214Bi의 방사능 농도의 비교를 통해 유효성을 확인하였다. 대부분 ± 20% 내에 서 유효하였지만 인산석고의 경우 약 50%의 오차를 보였다. 이는 보정상수를 유도하기 위한 가정 중 238U과 226Ra의 방사평 형 관계가 달라진 것으로 판단된다. 특이성을 반영한 보정상수를 적용하여 226Ra의 방사능 농도에 대한 유효성을 평가한 결 과 약 ±10%로 좀 더 정밀한 결과를 얻을 수 있었다. 본 연구에서 산출된 보정상수를 통한 226Ra의 방사능 농도 평가 방법은 복잡한 수계산이 필요하지 않고 용기선택으로부터 자유로우며 방사평형 복구를 위한 기간이 필요하지 않아 원료물질 및 공 정부산물의 226Ra의 신속한 농도 분포 평가시 유효한 방법이다.

A gamma-ray peak of 226Ra (186.2 keV) overlaps with one of 235U (185.7 keV) in a gamma-ray spectrometry system. Though reference peaks of 235U can be used to correct the peak interference of 235U in the analysis of 226Ra, this requires a complicated calculation process and a high limit of quantitation. On the other hand, evaluating 226Ra using the correction constant in the overlapped peak can make a rapid measurement of 226Ra without the complicated calculation process as well as overcome the disadvantage in the indirect measurement of 214Bi, which means the confinement of 222Rn gas in a sample container and a time period to recover the secular equilibrium. About 93 samples with 6 species for raw-materials and by-products were prepared to evaluate the activity of 226Ra using the correction constant. The results were compared with the activity of 214Bi, which means the indirect measurement of 226Ra, to validate the method of the direct measurement of 226Ra using the correction constant. The difference between the direct and indirect measurement of 226Ra was generally below about ± 20%. However, in the case of the phospho gypsum, a large error of about 50% was found in the comparison results, which indicates the disequilibrium between 238U and 226Ra in the materials. Application results of the contribution ratio of 226Ra were below about ± 10% . The direct measurement of 226Ra using the correction constant can be an effective method for its rapid measurement of raw materials and by-products because the activity of 226Ra can be produced with a simple calculation without the consideration of the integrity of a sample container and the time period to recover the secular equilibrium.

한국의 가장 오래된 상업 원전인 고리 1호기가 2017년에 해체가 이루어질 예정이다. 원전 해체 폐기물의 적절한 처리는 효 율적인 원전해체에 있어 중요한 역할을 할 것이다. 특히, 저준위 또는 오염되지 않은 금속폐기물의 재활용은 폐기물 발생 저 감은 물론 처분장의 공간을 절약하는데 기여할 것이다. 본 논문은 재활용 시스템의 개념설계와 정의된 업무 흐름에서 발생 하는 피폭 선량을 평가하는데 그 목적이 있다. 작업의 흐름과 운전 개념을 정립하기 위해 다양한 형태의 다이어그램을 설계 하였다. 선량평가에 필요한 시나리오는 개념설계를 기반으로 선정되었으며, RESRAD-RECYCLE을 이용하여 선량을 평가하 였다. 이를 통하여, 결정적 시나리오 선별, 핵종 특성 및 핵종 분배가 선량에 미치는 영향을 분석하였다. 더 나아가, 선량분 석은 피폭 시나리오에 대한 대체 방안 수립, 필요한 제염 및 방사선방어 프로세스 그리고 허용 방사능 검토의 정보를 제공 하는데 사용 될 수 있을 것이다.

The oldest commercial reactor in South Korea, Kori-1 Nuclear Power Plant (NPP), will be shut down in 2017. Proper treatment for decommissioning wastes is one of the key factors to decommission a plant successfully. Particularly important is the recycling of clearance level or very low level radioactively contaminated metallic wastes, which contributes to waste minimization and the reduction of disposal volume. The aim of this study is to introduce a conceptual design of a recycle system and to evaluate the doses incurred through defined work flows. The various architecture diagrams were organized to define operational procedures and tasks. Potential exposure scenarios were selected in accordance with the recycle system, and the doses were evaluated with the RESRAD-RECYCLE computer code. By using this tool, the important scenarios and radionuclides as well as impacts of radionuclide characteristics and partitioning factors are analyzed. Moreover, dose analysis can be used to provide information on the necessary decontamination, radiation protection process, and allowable concentration limits for exposure scenarios.

방사성폐기물 발생기관의 가용데이터를 기반으로 산출된 핵종재고량을 적용하여 예비안전성평가를 수행한 결과 처분안전 성과 운영측면에서 많은 어려움이 예상됨을 확인하였다. 본 논문에서는 전체처분시설 예비안전성평가를 수행하였으며, 평 가결과 성능목표치 초과핵종에 대해 방사능량이 큰 비중을 차지하는 단위포장물을 선별하고, 높은 표면선량률의 포장물을 처분대상에서 제외하는 방식으로 처분시설의 처분방사능량제한을 도입하였다. 처분방사능량제한은 안전기준 만족을 위한 처분시설별 인수기준과 처분기준 설정에 기초자료로 활용할 것이며, 경주 처분시설의 안전한 종합개발계획수립 및 처분시 설의 안전성 최적화를 위한 Safety Case 구축에 기여할 것으로 판단된다.

The result of a preliminary safety assessment that was completed by applying the radionuclide inventory calculated on the basis of available data from radioactive waste generation agencies suggested that many difficulties are to be expected with regard to disposal safety and operation. Based on the results of the preliminary safety assessment of the entire disposal system, in this paper, a unit package exceeding the safety goal is selected that occupies a large proportion of radionuclides in intermediate-level radioactive waste. We introduce restrictions on the amount of radioactivity in a way that excludes the high surface dose rate of the package. The radioactivity limit for disposal will be used as the baseline data for establishing the acceptance criteria and the disposal criteria for each disposal facility to meet the safety standards. It is necessary to draw up a comprehensive safety development plan for the Gyeongju waste disposal facility that will contribute to the construction of a Safety Case for the safety optimization of radioactive waste disposal facilities.

사용후핵연료 파이로프로세싱에서는 방사성 희토류 염화물(RECl3)을 함유한 LiCl-KCl 공융염폐기물이 발생되며, 핫셀시설 에서 운영을 목적으로 단순한 형태의 공융염폐기물 처리공정을 개발하는 것이 필요하다. 본 연구에서는, LiCl-KCl 공융염폐 기물 내 희토류 핵종 분리/고화공정의 단순화를 목적으로 Li2O-Al2O3-SiO2-B2O3계의 무기합성매질을 이용하여 LiCl-KCl 공융 염 내 희토류 핵종(Nd)을 분리한 후 분리생성물을 바로 고화하는 시험을 실시하였다. 공융염 내 희토류 염화물(NdCl3) 대비 0.67의 무게비에 해당하는 무기합성매질의 양으로도 Nd 핵종을 98wt% 이상 분리할 수 있었고, 이 때 얻은 희토류 핵종 포 집생성물은 약 50wt% 수준의 희토류 산화물 함량을 보유하고 있었으며, 이 포집생성물을 화학적 내구성이 우수한 단일상의 균질한 유리고화체로 제조할 수 있었다. 이 결과들은 LiCl-KCl 공융염폐기물 내 희토류 핵종의 분리/고화공정을 단순화하기 위한 방안수립에 활용될 수 있을 것이다.

The pyroprocessing of spent nuclear fuel generates LiCl-KCl eutectic waste salt containing radioactive rare earth nuclides. It is necessary to develop a simple process for the treatment of LiCl-KCl eutectic waste in a hot-cell facility. In this study, capture and solidification of a rare earth nuclide (Nd) in LiCl-KCl eutectic salt using an inorganic composite with a Li2OAl2O3- SiO2-B2O3 system was conducted to simplify the existing separation and solidification process of rare earth nuclides in LiCl-KCl eutectic waste salt from the pyroprocessing of spent nuclear fuel. More than 98wt% of Nd in LiCl-KCl eutectic salt was captured when the mass ratio of the composite was 0.67 over NdCl3 in the eutectic salt. The content of Nd2O3 in the Nd captured-composite reached about 50wt%, and this composite was directly fabricated into a homogeneous and chemical resistant glass waste in a monolithic form. These results will be utilized in designing a process to simplify the existing separation and solidification process.

국내에서 개발중인 콘크리트 저장용기는 방사성 물질의 격납 건전성을 유지하기 위하여 내부에 캐니스터를 포함하고 있다. 본 논문에서는 콘크리트 저장용기 내부 캐니스터의 뚜껑 용접시, 용접시간 저감과 이에 따른 캐니스터 용접부의 구조적 건 전성을 확보하기 위한 방안으로, 정상, 비정상 및 사고조건에서 캐니스터 용접부 균열을 진전시키는 하중에 의해 발생되는 균열 깊이를 분석하여, 용접부의 최대 허용결함깊이를 평가하였다. 정상, 비정상 및 사고조건에서의 구조해석은 범용 유한 요소해석 프로그램인 ABAQUS를 사용하였으며, 허용결함깊이는 ASME B&PV Code Section XI에 따라 막응력과 조합하중 에 대해 평가하였다. 평가결과 콘크리트 저장용기의 캐니스터 용접부의 허용결함깊이는 18.75 mm로 평가되었으며, 이는 NUREG-1536에서 권고하고 있는 임계결함깊이를 만족하고 있는 것으로 나타났다.

Domestically developed concrete storage casks include an internal canister to maintain the confinement integrity of radioactive materials. In this study, we analyzed the depth of flaws caused by loads that propagate canister weld cracks under normal, off-normal and accident conditions, and evaluated the maximum allowable weld flaw depth needed to secure the structural integrity of the canister weld and to reduce the welding time of the internal canister lid of the concrete storage cask. Structural analyses for normal, off-normal and accident conditions were performed using the general-purpose finite element analysis program ABAQUS; the allowable flaw depth was assessed according to ASME B&PV Code Section XI. Evaluation results revealed an allowable canister weld flaw depth of 18.75 mm for the concrete storage cask, which satisfies the critical flaw depth recommended in NUREG-1536.