Earticle

염산매질에서 산화/환원제를 사용하여 Pu 산화수를 조절한 후, UV-Visible-Near IR 분광기를 이용하여 Pu(III, IV, V, VI) 산화수에 대한 흡수스펙트럼을 측정하여 그 분광학적 특성을 고찰하였다. Pu(III)으로 조절하기 위하여 환원제인 HCl를 사용하였으며, Pu(IV)와 Pu(VI)로 조절하기 위하여 산화제인 및 를 각각 사용하였다. 또한 Pu(VI)로 조절된 용액에 환원제인 HCl를 사용하여 Pu(V)로 조절하였다. Pu(III)와 Pu(IV)의 대표적인 흡수피크는 470 nm 및 600 nm에서 각각 관찰되었고, Pu(VI)와 Pu(V)의 특성피크는 830 nm 및 1135nm에서 각각 관찰되었다. Pu(III, IV, VI) 산화상태의 시간 경과에 따른 흡수스펙트럼 변화는 관찰되지 않았으나 Pu(V)의 경우 매우 불안정하여 생성되자 마자 Pu(III)로 변화되었다.

The spectroscopic characteristics of Pu (III, IV, V, VI) in the HCl media were investigated by measuring Pu oxidation states using a UV-Vis-NIR spectrophotometer (400-1200 nm) after adjusting Pu oxidation states with oxidation/reduction reagents. Pu in stock solution was reduced to Pu(III) with HCl, and oxidized to Pu(IV) and Pu(VI) with and , respectively. Also, Pu(V) was adjusted in the Pu(VI) solution with HCl. The major absorption peaks of Pu (IV) and Pu(III) were measured in the 470 m and 600 nm, respectively. The major absorption peaks of Pu (VI) and Pu(V) were measured in the 830 nm and 1135 nm, respectively. There was not found to be significant changes of UV-Vis absorption spectra for Pu(III), Pu(IV) and Pu(VI) with aging time, except that an unstable Pu(V) immediately reduced to Pu(III).

결정질 암반에 위치한 가상의 방사성폐기물처분장에 대한 정확한 안전성 평가를 수행하기 위해서는 다공암반으로 대표되는 공학방벽 및 결정질 암반으로 대표되는 자연방벽을 모두 고려한 매질에서의 물질 거동 특성을 정확하게 모사하는 것이 중요하다. 본 논문에서는 단열-다공암반내 유동 및 물질전달의 정확한 해석을 위한 연결망 구축방법에 대하여 서술하였다. 실제 단열암반을 사실적으로 모사하기 위하여 단열 물성자료는 확률밀도함수를 이용하여 생성하였다. 2차원의 사각격자로 모사된 단열암반과 육면체로 모사된 다공암반간 교차선의 원활한 검색을 위하여 단열암반과 연결전 다공암반의 교차면에 가상의 단열암반을 추가적으로 도입하였다. 전체유동경로를 구성하기 저하여 생성된 단열들 간의 교차선을 효율적으로 검색할 수 있는 방법 및 단열암반 및 단열-다공암반간의 연결도를 신속히 확인하는 알고리즘을 제안하였다. 이러한 방법들은 추후 방사성폐기물처분장에서의 단열-다공 암반을 통한 핵종 이동 특성을 모사할 수 있는 수치코드 개발에 많은 도움을 줄 것으로 사료된다.

For the accurate safety assessment of potential radioactive waste disposal site which is located in the crystalline rock it is important to simulate the mass transportation through engineered and natural barrier system precisely, characterized by porous and fractured media respectively. In this work the methods to construct discrete fracture network for the analysis of flow and mass transport through fractured-porous medium are described. The probability density function is adopted in generating fracture properties for the realistic representation of real fractured rock. In order to investigate the intersection between a porous and a fractured medium described by a 2 dimensional rectangular and a cuboid grid respectively, an additional imaginary fracture is adopted at the face of a porous medium intersected by a fracture. In order to construct large scale flow paths an effective method to find interconnected fractures and algorithms of swift detecting connectivities between fractures or porous medium and fractures are proposed. These methods are expected to contribute to the development of numerical program for the simulation of radioactive nuclide transport through fractured-porous medium from radioactive waste disposal site.

한국원자력연구소에서는 현재 사용후핵연료의 효율적인 관리를 위한 차세대관리 종합공정 (ACP)의 실증용 핫셀을 건설중에 있다. 본 논문에서는 핫셀 내부의 리어도어(rear door)와 만나는 부분에 설치될 작업대(working table)의 구조적 안전성을 유한요소 해석을 통해 평가하였다. 이 부분의 작업대는 물품들의 반출입을 위해 개폐식으로 설계되었기 때문에 다른 작업대에 비해 지지 부위가 적으므로 구조적 안전성 평가가 반드시 필요하다. 핫셀을 가동할 때 작업대 위에 공정 장치들을 반입하거나 핫셀 크레인을 사용해 적재하게 되므로, 안전성 평가를 위해 정적 구조 해석과 동적 구조 해석들 함께 수행하였다. 해석 결과를 통해 두 경우 모두에 대해 개폐형 작업대가 구조적으로 충분히 안전함을 확인할 수 있었다. 또한 50 cm 낙하 충돌의 경우에도 작업대의 파손이나 붕괴가 일어나지 않고 안전성이 유지되었다.

A demonstration facility for advanced spent fuel conditioning process (ACP) is under construction in KAERI. In this hot cell facility, all process equipments and materials are taken in and out only through the rear door. The working table in front of the process rear door is specially designed to be openable for the efficient use of the space. This paper presents the structural safety analysis of the openable working table, for the normal operational load condition and accidential drop condition of heavy object. Both cases are investigated through static and dynamic finite element analyses. The analysis results show that structural safety of the working table is sufficiently assured and the working table is not collapsed even when an object of 500 kg is dropped from the height of 50 cm.

이 연구에서는 원자력발전소 주변 환경 방사선이 생태에 미치는 영향을 감시할 수 있는 생물학적 지표로서 야생 등줄쥐의 활용 가능성을 평가하였다. 국내 5지 역을 선정하여 10월에 한정하여 등줄쥐를 채집하였는데, 농경지에서 산중턱에 이르기까지 폭 넓게 서식하였다. 채집한 쥐들에 대하여 황갈색 피모와 검은색 등줄무늬를 관찰하였는데, 외부형태 특성 가운데 몸통의 길이, 꼬리의 길, 귀의 길이를 계측한 결과, 등줄쥐의 분류기준과 일치하였다. 아울러, 간장내 효소형을 분석한 결과 국내에 서식하는 대부분의 등줄쥐가 Apodemus agrarius라는 것을 알 수 있었다. 또한, 야외에서 생포한 등줄쥐를 암수 한 마리씩 동거시키고 생산된 새끼가 5주령에 도달하였을때 방사선을 조사하고, ICR 마우스를 비교로 생존율과 적혈구내 미소핵 출현빈도를 분석한 결과, 반치사 선량은 5와 7.9Gy였다. 이 연구결과로 야생 등줄쥐가 원자력 발전소 주변 수준의 방사선이 인간생환에 미치는 영향을 판단할 수 있는 생물학적 인 지표로서 잠재적 활용성이 높다는 것을 알 수 있었다.

This study examined the possibility of using dark-striped field mice as a biological indicator for the environmental radio-surveillance. For this study, dark-striped field mice were caught from five areas of Kyonggi, Kyongsang, Chungchong and Cholla provinces. The external morphological characteristics and isoenzymic types of dark-striped field mice were studied after they were captured. Among the external morphological characteristics, the dark-brown coat, dark back stripe, head-to-tail length, tail length, and ear length matched the taxonomical characteristics of dark-striped field mice. The analyses on L-lactate dehydrogenase, aspartate aminotransferase, and malate dehydrogenese revealed that one species of dark-striped field mice, called Apodemus agrarius, was inhabitated throughout a wide range of Korea. On the other hand, the frequency of micronuclei in peripheral polychromatic erythrocytes to survived mice after irradiation also analyzed. The LD50/30 of A. cgrarius and ICR mice were approximately 5 Gy and 7.9Gy, respectively. The results of the study reveal that wild A. asrarius have a high potential as a biological monitoring system to determine the impact of radiation in areas such as those within the vicinity of nuclear power plants.

한국원자력연구소 내의 연구용 원자로(TRIGA II, III) 해체 시 발생한 방사성 알루미늄 해체 폐기물의 감용 및 제염 특성을 평가하기 위해 아크로에서 알루미늄의 용융 특성 및 방사성 핵종의 분배 특성에 대한 연구를 수행하였다. 알루미늄 폐기물은 흑연전극(graphite electrode)을 이용한 전기아크로에서 4가지 종류의 플럭스를 함께 첨가하여 용융시켰다. 또한 알루미늄의 용융 시 방사성 핵종의 분배 특성을 고찰하기 위해 알루미늄 시편에 방사성 모의 핵종인 코발트, 세슘, 스트론튬의 화합물을 오염시킨 후 혹연도가니에 넣어 알루미늄 용융실험을 수행하였다. 전기아크로에서 알루미늄의 용융실험을 수행한 결과 플럭스의 종류에 따라 다소 차이는 있으나 플럭스의 첨가에 의해 알루미늄 용융체의 유동성이 증가됨을 확인할 수 있었다. 아크 용융에 의해 생성된 슬래그의 발생량은 플럭스 A와 B를 첨가한 알루미늄 용융실험에 비해 플럭스 C와 D를 첨가한 실험에서 상대적으로 많은 양이 생성됨을 알 수 있었으며, 첨가된 플럭스의 양이 증가할수록 이에 비례하여 슬래그의 발생량이 증가함을 알 수 있었다. 슬래그(slag)의 XRD 분석을 통해 방사성 핵종이 주괴에서 슬래그 상으로 이동한 후 슬래그를 구성하고 있는 산화알루미늄과 결합하여 안정한 화합물로 슬래그 상에 포집됨을 알 수 있었다. 알루미늄 폐기물의 용융시 Co의 분배율은 플럭스를 첨가한 경우에 보다 높은 제염계수를 나타냈으며, 모든 플럭스에서 40% 이상의 제염 효과를 나타내었다. 반면에 휘발성 핵종인 Cs과 Sr은 주괴로부터 98% 이상이 제거되어 대부분이 슬래그상과 분진으로 이동되는 특성을 확인할 수 있었다.

The characteristics of the aluminum waste melting and the distribution of the radioactive nuclides have been investigated for the estimation on the volume reduction and the decontamination of the aluminum wastes from the decommissioning of the TRIGA MARK it and III research reactors at the Korea Atomic Energy Research Institute(KAERI). The aluminum wastes were melted with the use of the fluxes such as flux , and flux in the DC graphite arc furnace. For the assessment of the distribution of the radioactive nuclides during the melting of the aluminum, the aluminum materials were contaminated by the surrogate nuclides such as cobalt(Co), cesium(Cs) and strontium(Sr). The fluidity of aluminum melt was increased with the addition of the fluxes, which has slight difference according to the type of fluxes. The formation of the slag during the aluminum melting added the flux type C and D was larger than that with the flux A and B. The rate of the slag formation linearly increased with increasing the flux concentration. The results of the XRD analysis showed that the surrogate nuclide was transferred to the slag, which can be easily separated from the melt and then they combined with aluminum oxide to form a more stable compound. The distribution ratio of cobalt in ingot to that in slag was more than 40% at all types of fluxes. Since vapor pressures of cesium and strontium were higher than those that of the host metals at the melting temperature, their removal efficiency from the ingot phase to the slag and the dust phase was by up to 98%.

본 연구에서는 사전연구로부터 사용후핵연료의 처분용기 원형모델로 제안된 처분용기의 전체 크기와 배열을 평가하기 위하여 일련의 공학적 분석을 수행하였다. 그러한 노력의 결과 용기 내부 저장통의 배열형태와 외곽쉘과 상하부 뚜껑의 두께와 같은 새로운 설계변수를 도출하였다. 공학적 분석 작업에는 처분용기의 기계구조 해석 결과를 근거로 도출된 용기의 규격자료에 대한 방사선 안전성 측면에서의 타당성을 검토하기 위하여 방사선차폐 해석과 핵 임계 해석 등이 수행되었다. 처분용기 내부 삽입체의 직경 변화에 따른 구조안정성 해석 결과에 따르면, 직경 102cm 일 때 극한 외압조건은 물론 정상적인 외압조건 하에서도 최대 Von Mises 응력이 안전계수 2.0을 만족하는 것으로 나타났다. 이 경우에서도 핵 임계 및 방사선차폐 해석 결과 안전기준치를 만족시키며, 무게는 20톤 가량 줄어드는 효과가 있는 것으로 나타났다.

In this paper, sets of engineering analyses were conducted to renew the overall dimensions and configurations of a disposal container proposed as a prototype in the previous study. Such efforts and calculation results can provide new design variables such as the inner basket array type and thickness of the outer shell and the lid & bottom of a spent nuclear fuel disposal container. These efforts include radiation shielding and nuclear criticality analyses to check to see whether the dimensions of the container proposed from the mechanical structural analyses can provide a nuclear safety or not. According to the results of the structural analysis of a PWR disposal container by varying the diameter of the container insert, the Maximum Von Mises stress from the 102 cm-container meets the safety factor of 2.0 for both extreme and normal load conditions. This container also satisfies the nuclear criticality and radiation safety limits. This decrease in the diameter results in a weight loss of a container by 20 tons.

고리 원전 사용후핵연료 저장조의 저장용량을 확보하기 위하여 2002년부터 사용후핵연료 운반용기를 이용하여 400다발 이상의 PWR 사용후핵연료 집합체를 원전부지 내에 수송, 저장하였다. 이를 위하여 KN-12 운반용기, 관련장비 및 수송차량으로 구성되는 수송시스템을 구성하였다. KN-12 운반용기는 국내 원자력법 및 IAEA의 수송규정에 따라 설계, 제작되고, 정부로부터 인허가를 획득하였으며, 취급장비 역시 관련규정에 따라 구비하였다. 수송 저장작업은 2 대의 운반용기를 동시에 투입하여 수행하였으며, 모든 작업공정에 대하여 엄격한 품질관리 및 방사선 안전관리를 수행하여 수송 안전성을 확보하고 신뢰도를 제고하였다.

Since 2002, more than 400 PWR spent nuclear fuel assemblies have been transported and stored on-site using transport casks in order to secure the storage capacity of PWR spent nuclear fuel of Kori nuclear power plant. The complete on-site transport system, which includes KN-12 transport casks, the related equipment and transport vehicles, had been developed and provided. KN-12 transport casks were designed, fabricated and licensed in accordance with Korean and IAEA's transport regulations, and the related equipment was also provided in accordance with the related regulations. The on-site transport and storage operation using two KN-12 casks and the related equipment has been conducted, and the strict Quality Control and Radiation Safety Management through the whole process has been carried out so as to achieve the required safety and reliability of the on-site transport of spent nuclear fuel.

원자력 발전소의 증기발생기 슬러지 중에서는 이온교환수지가 발견되어서는 안 된다. 원자력 발전소의 증기발생기 슬러지 시료 중에서 발견되어 이온교환수지 입자로 의심되는 구형 입자들의 특성을 측정하였다. 미세조작기술을 이용하여 광학현미경으로 입자 크기 분포를, EPMA로 구형입자의 성분을, 그리고 IR 분광 스펙트럼 비교에 의하여 이온교환수지 여부를 조사하였다. 슬러지의 입자 크기는 1 내지 이었으나 구형 입자는 이었다. 슬러지의 주요 불순원소가 Si, Al, Mn, Cr, Ni, Zn, 그리고 Ti이었으나 구형 입자는 Si, Cu, Zn 이었다. 주성분은 두 경우 모두 철이었다. 구형 입자의 IR 분광스펙트럼은 증기발생기 취출수 정화계통에서 사용하는 이온교환수지의 스펙트럼과 비교했을 때 서로 일치하지 않음을 보여주었다. 이 결과들은 증기발생기 슬러지 시료 중에서 발견된 구형 입자가 이온교환수지는 아니며 일반적인 슬러지가 생성되는 과정에서 작은 슬러지 입자들이 크게 뭉쳐서 생성된 것임을 나타내고 있다.

Ion exchange resin particles should not be found in steam generator(S/G) sludge. The suspicious spherical resin particles observed in S/G sludge sample were characterized for particle size distribution under optical microscope using the micro-technique, for element analysis by the electron probe micro analysis (EPMA), and for molecular identification by the IR spectroscopy. The particle sizes are distributed from 1 to for the sludge, while 40 to for the spherical resin particles. The results of the elemental analysis showed different major impurities: Si, Al, Mn, Cr, Ni, Zn and Ti for the sludge particles, while Si, Cu, Zn for the spherical resin particles. However, both particles contain Fe as a matrix of magnetite . IR spectrum of the spherical particles was not quite similar to the IR spectrum of ion exchange resins used in S/G system. These results indicate that the spherical particles are not related to ion exchange resin particles and may be formed by the process of the sludge formation.

방사성폐기물 처분 연구 사업이 법률적인 인허가 뿐만이 아니라 일반 국민의 동의를 얻기 위해서는 처분 사업의 안전성에 대한 신뢰성 획득이 중요하며 이를 위해 투명하게 공개될 수 있는 종합 성능 평가 (TSPA, Total System Performance Assessment)의 수행 이 필요하다. 본 연구에서는 처분 성능 평가의 투명성 증진을 위한 방안의 하나로 처분 종합 성능 평가 전 과정에 대해 품질 보증 원칙을 도입하여 평가 관련 전체 업무에 관한 신뢰성 향상을 꾀하고자 하였다. 이를 위해 처분 종합 성능 평가 수행의 다섯 단계인 (1) 기획, (2) 연구 수행 , (3) 문서화, (4) 내부 검토, (5) 독자적인 외부 검토 과정에 T2R3의 품질 보증 원칙을 적용한 인터넷 기반의 Cyber R&D Platform이 개발되었다. 인터넷을 기반으로 하는 본 시스템의 개발을 통해 안전성 평가 관련 모든 참여자들은 평가 전 과정에서 투명성이 유지된 데이터들에 쉽게 접근하여 이를 이용할 수 있다 Cyber R&D Platform은 안전성 평가를 위한 시나리오 개발 관련 데이터인 FEP 목록과 관련 시나리오 정보, 관련 시나리오 도출 과정 및 평가 체계 등을 체계적으로 구축한 FEAS (FEp to Assessment through Scenario development)프로그램과 안전성 평가에 필요한 입력 데이터들을 분류, 저장해 놓은 PAID (Performance Assessment Input Data) 프로그램, 그리고 이러한 자료들을 품질 보증 원칙과 절차에 의한 승인 과정을 통해 입력, 저장할 수 있는 품질 보증 시스템으로 구성되어 있으며 이를 통합 운영함으로써 도출된 데이터들의 신뢰성을 높이고자 하였다. 향후 연구에서는 Cyber R&D Platform과 평가 software와의 통합 운영으로 웹 기반 시스템에 대한 한 번의 접속만으로 안전성 평가 관련 모든 정보를 확인, 이용할 수 있도록 할 것이다.

Transparency on the Total System Performance Assessment (TSPA) is the key issue to enhance the public acceptance for a radioactive repository. To approve it, all performances on TSPA through Quality Assurance is necessary. The integrated Cyber R&D Platform is developed by KAERI using the T2R3 principles applicable for five major steps : planning, research work, documentation, and internal & external audits in R&D's. The proposed system is implemented in the web-based system so that all participants in TSPA are able to access the system. It is composed of three sub-systems; FEAS (FEp to Assessment through Scenario development) showing systematic approach from the FEPs to Assessment methods flow chart, PAID (Performance Assessment Input Databases) being designed to easily search and review field data for TSPA and QA system containing the administrative system for QA on five key steps in R&D's in addition to approval and disapproval processes, corrective actions, and permanent record keeping. All information being recorded in QA system through T2R3 principles is integrated into Cyber R&D Platform so that every data in the system can be checked whenever necessary. Throughout the next phase R&D, Cyber R&D Platform will be connected with the assessment tool for TSPA so that it will be expected to search the whole information in one unified system.

한국원자력연구소에서는 현재 사용후핵연료의 효율적인 관리를 위한 차세대관리 종합공정의 실증용 핫셀을 건설중에 있다. 이 핫셀에서 모든 물품의 반출입은 후면 차폐문을 통해 이루어지므로 차폐문의 사용빈도가 매우 크며, 따라서 후면 차폐문의 구조적 안전성 유지가 필수적이다. 본 논문에서는 핫셀의 후면 차폐문에 대한 구조적 안전성을 유한요소 해석을 통해 평가하였다. 후면 차폐문을 닫을 때 벽면의 차폐문틀과 충돌하면서 발생하는 구조적 변형 에 대한 안전성 평가를 위해 이 상황을 충돌-접촉 문제로 가정하고 동적 해석을 수행하였다. 또한 충돌시 반력에의한 후면 차폐문의 전도 가능성 및 이동중 갑작스럽게 정지할 경우 관성에 의한 전도 가능성에 대해서도 해석을 수행하였다. 해석 결과를 통해 차폐문과 차폐문틀 모두 충돌에 의한 구조적 변형에 대해 충분히 안전함을 확인할 수 있었으며, 여러 사고 조건에 대해서도 후면 차폐문의 전도가 일어나지 않고 안정성을 유지함을 보였다.

A demonstration facility for an advanced spent fuel conditioning process (ACP) is under construction at KAERI. In this hotcell facility, the rear door is frequently used since all process equipment and materials are taken in and out only through the rear door. Therefore , both the structural safety and stability of the door are essentially required for the safety of ACP facility. In this paper, the finite element analysis has been performed to investigate the structural safety under the impact condition between the rear door and the door frame. Also the possibility of the rear door being tumbled over by the impact force or the inertia force under a sudden stop conditon has been evaluated. The analysis results demonstrate that the structural safety and stability of the rear door are sufficiently assured for both the impact and the accidential stop conditions.

제2차 전력수급기본계획에 의거 2017년까지 계획된 원자로만을 대상으로 심지층 처분시스템 설계 시 필요한 국내 사용후핵연료의 발생량, 제원적 특징, 초기농축도 및 방출연소도 등에 대하여 현재 및 미래 현황을 파악하고 예측하였다. 2057년까지 PWR 및 CANDU 사용후핵연료 발생량은 각각 20,500 및 14,800 MTU로 나타났다. 초기 농축도에 대해서는 4.5 wt.% 이하를 갖는 사용후핵연료가 96.5%를 차지하는 것으로 나타났다. 사용후핵연료의 평균 방출연소도는 90년대 후반에는 36 GWD/MUT 전도, 2000년대 초반에는 40 GWD/MTU를 나타냈으며, 2000년대 중 후반부터는 45 GWD/MTU가 될 것으로 나타났다. 광범위한 분석 및 예측 결과, 총 처분물량을 대표할 수 있는 가상적인 기준 사용후핵 연료는 16 6 한국표준형연료, 단면적 , 길이 453cm, 무게 672 kg, 초기 농축도 4.5 wt.%, 방출연소도 55 GWD/MTU로 나타났다.

Inventories, and characteristics such as dimension, fuel rod array, weight, enrichment, and discharge burnup of spent nuclear fuel (SNF) generated from existing and planed nuclear power plants based on National 2nd Basic Plan for Electric Power Demand and Supply were investigated and projected to support geological disposal system design. The historical and projected inventory by the end 2057 is expected to be 20,500 and 14,800MTU for PWR and CANDU spent nuclear fuel, respectively. The quantity of SNF with initial enrichment of 4.5 wt.% and below was shown to be 96.5% in total. Average burnup of SNF revealed GWD/MTU and GWD/MTU for the period of 1994-1999 and 2000-2003, respectively. It is expected that the average burnup of SNF will be GWD/MTU at the end of 2000's. From the comprehensive study, it was concluded that the imaginary SNF with Korean Standard Fuel Assembly, cross section of , length of 453cm, mass of 672 kg, initial enrichment of 4.5 wt.%, discharge burnup of 55 GWD/MTU could cover almost all SNFs to be produced by 2057.