Earticle

[ ] 핵종이 함유된 IRN-150 혼상 폐수지로부터 이온의 제거 및 제거된 핵종의 기체로의 전환 특성을 고찰하였다. 비방사성 이온이 흡착되어 있는 IRN-150 혼합수지로부터 이온의 탈착용액내로의 분리 및 기체로의 전환 특성을 용액의 농도 변화에 따라 평가하였으며, 탈착용액으로는 를 사용하였고, 비교 평가를 위하여 NaOH, , HCl를 이용한 기체로의 전환 특성을 분석하였다. 아울러 월성 원자력발전소에 저장중인 실제 폐수지를 이용하여 탈착용액을 이용한 폐수지내 핵종의 기체화 특성을 평가하였고, 탈착후 잔류용액내 존재하는 감마핵종을 분석하였다.

Removal characteristics of ion from IRN-150 mixed resin contaminated with radionuclide and a gasification behavior of radionuclide to were investigated. The stripping solutions used for the removal of from spent resin were . The influence of stripping solution concentration on the desorption characteristics of inactive ion into stripping solution from IRN-150 mixed resin and the gasification of this ion to was analyzed. The gasification behavior to by using NaOH, , HCl was also compared to that of phosphate solution. Real spent resin stored in Wolsung nuclear power plant was used to evaluate the gasification characteristics of radionuclide to . Gamma radionuclides such as in residual striping solutions after desorption experiment were analyzed.

한국원자력연구소 내 부지에 건설된 지하처분연구시설(KURT, KAERI Underground Research Tunnel)에 대한 기초적인 광물 풍화 및 지화학적 특성을 살펴보았다. 분석 대상 시료는 건설 과정중에 노출된 암석에 대해서 화학적 풍화에 따른 암석의 미시적인 변화를 현미경 및 화학성분 분석 등을 통해 관찰하였다. 풍화가 진행된 화강암의 경우 암석을 구성하고 있는 광물들 주변에 미세하고 작은 균열들이 발달하였다. 특히, 장석 광물의 풍화가 특징적으로 관찰되었고 광물 용해에 따른 Ca 성분의 선택적 용출 현상이 심하였다. 또한, 를 함유한 흑운모의 용해에 의한 성분의 용출에 의해 주변 광물의 미세균열에 이차생성물로 철산화물 침전이 두드러졌다. 광물내부로 부터 발생된 미세균열은 풍화가 진행되면서 점차 그 규모가 커지고 grain boundary를 따라 매우 먼 거리까지 확장되는 특성을 보여 주었다. 신선한 암석 이 풍화됨에 따라 암석 내에 존재하거나 용출된 화학 성분들은 이러한 미세 균열들을 통해 새로운 이차광물 생성에 관여하거나 그들과 상호 반응하면서 이동하는 것으로 추정된다.

A basic research was conducted on the mineral weathering and geochemical characteristics in the KURT (KAERI Underground Research Tunnel), which was recently constructed at a site in KAERI. Some rock samples exposed during the KURT construction were examined using a microscope and chemical analysis for some micro-changes of the rocks caused by the chemical weathering. The weathered granite has some small and fine cracks around the rock-forming minerals. In particular, there are a characteristic weathering of feldspar mineral and a preferential leaching of Ca component from the mineral dissolution. In addition, by the dissolution of biotite containing component there were iron-oxides precipitates as secondary products into the microcracks of around minerals. The results also show that the micro-cracks initiated from the mineral interior are extended and connected into the larger cracks along the grain boundary with the progress of the weathering. Thus, it is considered that some chemicals dissolved from the fresh rock would be involved in the formation of secondary minerals and migrate interacting with them.

연구로 2호기 해체과정에서 발생한 방사화된 수조 콘크리트 내의 깊이에 따른 및 의 방사능 분포를 고온연소로와 액체섬광계수기를 이용하여 분석하였다. 또한 향후 연구로 2호기 해체과정에서 발생된 콘크리트폐기물의 핵종재고량 평가에 활용하기 위하여 및 측정결과와 감마방출핵종과의 상관관계를 도출하였다. 및 의 검출하한값은 0.048 및 0.028 Bq/g이다. 연구로 2호기 수조 콘크리트 내의 및 의 깊이별 방사능 분포는 콘크리트 표면으로부터 멀어질수록 지수적으로 감소하는 경향을 보여주었다. 또한, 및 의 비방사능은 콘크리트에 존재하는 의 비방사능과 좋은 상관관계를 나타내었다.

The depth distributions of total and activities were characterized for the activated shielding concrete from a decommissioning of KRR-2 using the commercially available tube furnace and a liquid scintillation counter. The correlation of measurement results between and gammer emitter was evaluated to apply for estimating radionuclide inventory of the concrete waste generated from decommissioning KRR-2. The detection limits for and are 0.048 and 0.028 Bq/g respectively. The specific activities of the and tend to decrease exponentially as the depth of the concrete becomes deeper from the surface. In addition, the and activities were in good correlation with the activities analysed for the shielding concrete of KRR-2.

본 연구에서는 Li 환원법에 의한 PWR 사용후핵연료의 금속전환과정을 모사하는 프로그램을 개발하였고 이를 이용하여 Li의 양에 따른 사용후핵연료 산화물의 금속 및 염화물 전환량을 계산하였다. 이 프로그램에서는 Li 환원과정의 화학반응에 관련된 특성치와 열역학데이터를 데이터 베이스화하고 이를 입력 데이터로 사용하여 특정 Li 양에 의한 산화물의 반응결과를 전환률로 계산한다. 개발 프로그램의 성능을 평가한 결과, 와 를 제외한 나머지 산화물은 기존 코드 결과값과 6 % 이내의 상대오차로 잘 일치하고 각 산화물의 개별반응에서 산화물의 완전 전환에 필요한 Li 양의 계산값도 이론적 계산값과 정확히 일치함을 확인하였다. 또한 검증된 개발 프로그램을 이용하여 산화물별 Li과 금속전환률의 관계를 분석한 결과, 그 중에서 Li이 250 몰로 주어졌을 때 의 83.73%는 U로 전환된 반면 나머지는 산화물로 잔존하였고, 100% U로 전환시키는데 필요한 Li의 양은 297 몰로 나타났다.

In this paper a computer program was developed, which simulates the Li reduction process of PWR spent fuel, and the amount of a produced metal or chloride compound was calculated at the various amount of Li with the program. It establishes a database, which is composed of some characteristics related to a chemical reaction equation and thermodynamic data, and it calculates the transformed rate of PWR spent fuel oxide at the certain amount of Li by using the database as input data. As the results of the performance test of the program, it was validated that the transformed values of oxides, except for and , were almost the same to within about a 6 % error with those calculated by the previous code and that the calculated amount of Li was also exactly consistent with the theoretical one, which is used for a complete reaction of each oxide in a single chemical reaction. A relationship between Li and the transformed metal of each oxide was analyzed on the basis of the quantities calculated with the verified development program. Of the results, when the amount of Li was given to be 250 mole, the 83.73 percentage of was transformed into U while the remainder was still to be . In addition, it was appeared that the 297 mole of Li was needed to completely convert into U.

붕산폐액을 함유한 시멘트 및 파라핀 고화체, 폐이온교환수지를 함유한 시멘트 고화체 그리고 잡고체중의 제염지에 대하여 Co-60을 조사선원으로 하여 rads까지 조사하여 발생되는 분해가스의 종류 및 그의 발생량을 분석하였다. 그 결과 분해가스로는 및 등이 발생하였으며, 가 대부분을 차지하였다. 가스발생량은 폐기물과 고화매질의 종류에 따라 으로 상당한 차이를 보였으며, 폐이온교환수지를 함유한 고화체에서 가장 높은 분해가스 발생량을 보였다. 그리고 수소가스는 제염지 폐기물에서 가장 많이 발생하였다. 제염지의 는 0.12이었다.

The cemented and paraffin wastes form which are incorporated the concentrated wastes, the cemented waste form which is incorporated the spent ion-exchange resins, and the miscellaneous waste(decontamination paper) were irradiated up to rads at rads/hr with Co-60(72,023.9 Ci) as an external irradiation source. As a result, the radiolysis gases such as , were measured in all the wastes. The major gas which was generated in all the wastes was hydrogen(). The volume of the generated gases showed a difference from according to the type of wastes, and more was generated in the cemented waste form incorporated a spent ion-exchange resin than in the other wastes. More hydrogen() gas was generated in the decontamination paper waste than in the other wastes, and the G() value was 0.12.

원자력시설 해체부지를 재이용하는 과정에서 유발될 수 있는 방사선학적 리스크를 사전에 선별하기 위한 목적으로 단순화된 방사선량 평가모델을 개발하고, 이를 Microsoft 스프레드시트와 내장된 Visual Basic 및 마크로 기능을 활용하여 기능별로 모듈화된 평가도구를 구현하였다. 이와 함께 부지 특성자료가 불충분할 경우 신속한 사전평가를 위해 적용할 수 있는 일련의 입력변수 값 목록을 제안하였다. 동일한 조건에서 이 연구에서 개발된 평가도구를 이용해 유도한 사전 선별준위가 RESRAD Ver.6.2를 이용해 계산된 유도농도지침한계 및 독일 방사선방호령에 규정된 핵종별 부지 재이용 기준농도를 합리적으로 근사할 수 있음을 확인하였다.

In order to evaluate the potential radiological risks for the reuse of the site after decommissioning of nuclear facilities, a mathematical model was developed and materialized into the Microsoft spreadsheets frame. A set of input parameter values was proposed, which is useful in the preliminary risk screening step before the detailed evaluation with the site-specific data. It appeared that the screening levels calculated by the present model was agreed with the derived concentration guideline limits resulted from RESRAD Ver.6.2 and the German dose criteria for releasing a nuclear site from regulatory control.

[ ]의 토양침적으로 인한 농작물 오염 평가를 위한 동적격실모델이 제시되었다 토양침투(percolation), 쟁기질에 의한 토양혼합(soil mixing), 뿌리흡수(plant uptake), 용출(leaching to a deep soil), 토양고착(fixation to a clay mineral)이 모델에서 고려된 의 주요 이동경로이며 의 토양이동에 대한 토양특성(pH, 점토함량, 유기물함량, 이온교환성 K 농도)의 영향을 반영하기 위하여 Absalom 모델을 적용하였다. 모델의 검증을 위해 다른 토양특성을 가진 17종류의 논토양에서 2년 연속 벼를 재배하면서 수행한 모의침적실험으로부터 구한 벼에 대한 전이계수를 모델에 의한 예측치와 비교하였다. 측정된 벼의 전이계수는 pH와 점토함량 변화에는 뚜렷한 경향을 보여주지 않았으나, 유기물함량의 증가 또는 이온교환성 K 농도의 감소에 따라 다소 증가하는 경향을 보여주었다. 측정된 전이계수는 모델에 의한 예측치와 대체적으로 유사한 값을 가졌다.

A dynamic compartment model is presented to predict the contamination level of agricultural plant by as a result of a soil deposition. The model considered the processes of a percolation, soil mixing by a plowing before transplanting, plant uptake, leaching to a deep soil, and fixation to a clay mineral. The effects of the soil properties (pH, clay mineral, organic matter content, and exchangeable K), which are spatially varied, on a plant uptake and the leaching rates of in a root zone soil were modeled by the Absalom model. To test the validity of the model, the aggregated transfer factors(TFa) for rice plants were compared with those observed from some simulated soil deposition experiments, which were carried out with respect to rice plants cultivated in seventeen paddy soils of different properties for two consecutive years. Observed TFa values of the rice plants did not show an evident trend for the pH and clay content of the soil properties, while they increased with an increasing organic matter content or a decreasing exchangeable K concentration. Predicted TFa values of the rice plants were found to be comparable with those observed.

중수로 원전내 여러 계통으로 부터 발생된 폐수지내에는 핵종이 다량 함유되어 있으며, Class A 및 C 폐기물로 분류되는 폐수지의 적정 처리 기술 개발을 위한 기초연구를 수행하였다. IRN-150 혼상 이온교환수지를 이용하여 비방사성 이온과 양이온의 흡착 특성 및 탈차용액을 이용한 이온의 제거 특성을 고찰하였다. IRN-150 수지의 이온의 흡착능은 이론값에 근접한 11 mg-C/g-IRN-150을 나타내었고, 양이온의 흡착 친화도를 단일성분 및 복합성분 시스템을 이용하여 분석하였다. 여러 가지 탈착용액을 이용한 폐수지로부터 이온의 제거 특성을 평가한 결과, 핵종을 전량 효과적으로 제거하기 위해서는 보다도 용액이 유리한 것으로 나타났다.

Spent ion-exchanged resin generated from various purification systems in CANDU reactor was contaminated with high activity of radionuclide. This paper describes the results of fundamental study to develop the applicable technology for the treatment of this spent resin. Based on the adsorption capacity of inactive ion and other anions on IRN-150 mixed resin, the removal characteristics of ion adsorbed on to IRN-150 by various stripping solutions were evaluated. Maximum adsorption amount of the ion onto IRN-150 raw resin was about 11 mg-C/g-resin which agrees with the theoretical adsorption amount of this resin. Adsorption affinity of various anions such as was analyzed in single and multi-component systems. From the results of removal characteristics of the ion adsorbed on IRN-150 by various stripping solutions, stripping solution is more effective than solutions for the complete removal of radionuclide from the IRN-150 spent resin.

연구용원자로 해체비용은 해체대상물에 대한 특성 및 제원에 맞게 해체작업을 분류하고 구성요소를 설정하여 단위비용인자를 바탕으로 한 공학적 비용 산정 방법으로 해체비용을 산정한다. 연구용원자로에 대한 해체비용은 크게 인건비, 장비 및 재료비로 구성이 되는데 해체작업에 소요되는 인건비는 해체대상물에 소요되는 작업시간을 바탕으로 계산을 한다. 본 논문에서는 연구용원자로 해체비용 산정 시 인건비 계산에 필요한 단위비용인자 및 작업 난이도 인자를 산출하였다.

The estimated decommissioning cost of nuclear research reactor is calculated by applying a unit cost factor-based engineering cost calculation method on which classification of decommissioning works fitted with the features and specifications of decommissioning objects and establishment of composition factors are based. Decommissioning cost of nuclear research reactor is composed of labor cost, equipment and materials cost. Labor cost of decommissioning costs in decommissioning works are calculated on the basis of working time consumed in decommissioning objects. In this paper, the unit cost factors and work difficulty factors which are needed to calculate the labor cost in estimating decommissioning cost of nuclear research reactor are derived and figured out.

고준위폐기물 심지층 처분장 설계시 주요한 고려인자는 완충재의 건전성 유지를 위하여 폐기물로부터 발생되는 열로 인하여 완충재의 온도가 100'C를 넘지 않도록 하는 것이다. 본 연구에서는 이러한 요건을 만족하는 고준위폐기물 심지층 처분장 배치를 위하여 처분터널 및 처분공 간격에 대한 분석을 수행하였다. 이를 위하여, 기준 처분개념을 바탕으로 사용후핵연료의 냉각기간 및 처분터널/처분공 간격을 다양하게 설정하여, 처분시스템에서의 열적 안정성 해석 및 결과를 비교분석하였다. 분석결과, 처분장 열적 요건을 만족하는 배치는 처분터널의 간격 보다는 처분공 간격을 조절하여 배치하는 것이 유리한 것으로 판단되었다. 본 연구의 결과는 심지층 처분시설 설계시 활용될 것이다. 향후, 정확한 부지특성 자료를 통한 상세한 분석이 수행되면, 분석결과의 불확실성을 줄일 것이다.

In design of a deep geological repository for the high level wastes, it is very important that the temperature of the bentonite block should not be over 100'C to maintain the integrity of the bentonite buffer block from the decay heat. In this study, for the layout of the repository to meet the requirement, the analysis of the disposal tunnel and disposal pit spacing was carried out. To do this, based on the reference repository concept, several cases of cooling times and disposal tunnel and disposal pit spacing were compared. The thermal stabilities of the disposal systems were analyzed in terms of the cooling time and spacing. The results showed that it was more desirable to determine the layout of the repository in terms of disposal pit spacing than the disposal tunnel spacing. The results of these analyses can be used in the deep geological repository design. The detailed analyses with the exact site characteristics data will reduce the uncertainty of the results.

우리나라를 포함한 일본 및 미국과 독일, 영국, 프랑스 등 유럽국가의 원자력발전소 해체에 관한 규제제도 조사를 수행하였다. 각국의 해체에 관한 규제제도에 관하여 규제정책, 법규, 인허가 절차, 검사, 대중참여 등의 항목별로 비교분석을 수행하였다. 향후 본 조사결과는 국내의 가동 원자력발전소의 폐로 및 해체에 대비한 국내 제도 개선방향 수립에 참조자료로서 활용될 예정이다.

Regulatory systems for decommissioning of nuclear power plants in several countries, such as Japan, United States of America, Germany, United Kingdom, France, and Republic of Korea, are surveyed. In the survey, regulatory policies, legislations, licensing process, inspection and public involvements for decommissioning are identified and compared. Afterwards, the survey results will be utilized as a reference to establish the improvement directions of domestic regulatory system.