Earticle

본 연구에서는 원전연료 가공시설에서 발생한 콘크리트 폐기물을 자체처분 하기 위란 국내 규제요건을 검토하였고, 매립 및 재활용에 따른 작업자 및 일반인의 방사선학적 위해도를 평가하기 위해 RESRAD Ver. 6.3, RESRAD BUILD Ver. 3.3 전산코드를 사용하여 피폭선량을 평가하였다. 피폭선량 평가 결과에 따라 유도된 처분제한치는 콘크리트 폐기물 매립의 경우 0.1071Bq/g (3.5% 농축우라늄), 재활용의 경우 (5% 농축우라늄)이었다. 또한, 자체처분대상 콘크리트 폐기물의 제염 후 잔류방사능을 조사한 결과, 표면오염도는 전체평균이 (알파방출체), 콘크리트 폐기물 표면에서 채취한 시료의 방사성핵종 분석결과 은 0.0297Bq/g, 의 농축도는 2w/o 이하였고, 인위적 오염으로 예상되는 의 농도는 0.0089Bq/g 이었다. 따라서, 자체처분 대상 콘크리트 폐기물의 매립 및 재활용시 일반인 및 작업자에게 미치는 방사선학적 위해도는 원자력관계법령에서 정하는 처분제한치(개인선량 , 집단선량 ) 이하임을 확인하였다.

In this study, domestic regulatory requirement was investigated for self-disposal of concrete waste from nuclear fuel processing facility. And after self-disposal as landfill or recycling/reuse, the exposure dose was evaluated by RESRAD Ver. 6.3 and RESRAD BUILD Ver.3.3 computing code for radiological assessments of the general public. Derived clearance level by the result of assessments for the exposure dose of the general public is 0.1071Bq/g (3.5% enriched uranium) for landfill and (5% enriched uranium) for recycling/reuse respectively. Also, residual radioactivity of concrete waste after decontamination was investigated in this study. The result of surface activity is and the result of radionuclide analysis for taken concrete samples from surface of concrete waste is 0.0297Bq/g for concentration of , below 2w/o for enrichment of and 0.0089Bq/g for artificial contamination of respectively. Therefore, radiological hazard of concrete waste by self-disposal as landfill and recycling/reuse is below clearance level to comply with clearance criterion provided for Notice No.2001-30 of the MOST and Korea Atomic Energy Act.

질산, 불산 및 과염소산을 사용하여 플루토늄 옥사이드 을 녹여 Pu 기준용액을 제조한후 UV-Visible-Near IR 분광기를 이용하여 Pu 흡수 스펙트럼 특성을 관찰하였다. 산성, 중성 및 알칼리 매질에서 Pu(III), Pu(IV) 및 Pu(VI)에 대한 분광학적 특성을 조사하였다. 또한 알칼리 및 산 농도 증가에 따른 Pu(VI) 흡수 스펙트럼에 대한 특성 피크 세기 및 위치를 관찰하였다. 염산 및 수산화나트륨 매질에서 환원제 첨가에 따른 Pu(VI) 산화수 변화를 측정하였다.

The absorption spectra of Pu in stock solution were measured using a UV-Vis-NIR spectrophotometer after dissolving , HF and . The spectroscopic characteristics of Pu (III, IV, VI) in acidic, neutral and alkali media were investigated. Also, the intensities and position of major peaks for Pu(VI) were observed with increasing acidic and alkali concentration. The variation of oxidation states of Pu(VI) with an adding reducing reactant was investigated in HCl and NaOH medium.

나노 규모의 1차원 양자 구조물을 이용한 전자선 차폐 가능성에 관한 이론적 배경과 한계를 정리한다. 나노 구조물을 이용한 전자선 차폐는 차폐재의 경량화와 소형화에 크게 기여할 것으로 예상되나, 실용화를 위해서는 아직 연구되어야 할 분야가 많다. 임의의 1차원 포텐셜 장벽을 대상으로 양자투과계수 계산을 실행하여, 나노 구조물의 전자선 차폐와 관련된 문제점들을 살펴본다.

The possibility and limitation of one dimensional nano scale electron shielder is briefly discussed. A Nano scale electron shielder will reduce the weight and size of shielding materials. However, practical application still requires further research. In this work, we discuss general problems related to nano scale electron shielder, by taking an arbitrary one dimensional potential barrier as an example.

본 연구에서는 타당한 지하조건을 모사하기 위한 실험장치를 글로버박스(Glove-box) 내에 설치하고 천연지하수 및 자연균열을 가진 화강암 시추코어를 이용하여 핵종이동 실험을 수행하였다. 암반코어의 균열을 통한 지하수 유동을 해석하기 위하여 비수착성 음이온 핵종인 Br로 지하수 유동실험을 수행하였다. 암반 균열을 통한 우라늄 이동 실험결과에서 유출된 우라늄의 파과곡선이 비수착성 핵종인 Br와 유사한 거동을 보여주었는데, 이는 주어진 지하수 조건에서 우라늄이 주로 탄산염과 결합된 음이온 복합체로 이동하기 때문인 것으로 추정된다. 아울러 균열충전광물에 대한 우라늄의 회분식 수착실험을 수행한 결과, 균열충전광물에 대한 우라늄의 분배계수 는 약 2.7 mL/g로 낮게 나타났다. 이러한 우라늄 수착실험 결과는 빠른 유출을 보인 우라늄 이동실험 결과와 일치한다. 균열암반을 통한 우라늄 이동의 지 연 특성을 보다 자세히 분석하기 위하여 회분식 수착실험으로 부터 구한 값을 이용해 지연인자 값 를 구하고 이동실험 결과로부터 구한 값 과 비교한 결과, 서로 매우 유사한 지연인자 값을 가진다는 것을 알 수 있었다. 이는 화강암 코어의 균열을 통한 우라늄의 이동 지연이 주로 균열충전광물에 의해 이루어지고 있음을 의미하는 것이라고 하겠다.

In this study, uranium migration experiments have been performed using a natural groundwater and a granite core with natural fractures in a glove-box constructed to simulate an appropriate subsurface environment. Groundwater flow experiments using the non-sorbing anionic tracer Br were carried out to analyze the flow properties of groundwater through the fracture of the granite core. The result of the uranium migration experiment showed a breakthrough curve similar to that of the non-sorting Br. This result may imply that uranium migrates as anionic complexes through the rock fracture since uranium can form carbonate complexes at a given groundwater condition. The distribution coefficient of the uranium between the groundwater and the fracture filling material was obtained as low as 2.7 mL/g from a batch sorption experiment. This result agrees well with the result from the migration experiment, showing a faster elution of the uranium through the rock fracture. In order to analyze retardation properties of the uranium through the rock fracture, the retardation factor was obtained by using the obtained from the batch sorption experiment and it was compared with the obtained by using the result from the uranium migration experiment. The values obtained from the both experiments were very similar to each other. This reveals that the retardation of the uranium is mainly occurred by the fracture filling material when the uranium migrates through the fracture of a granite core.

본 연구는 실제 HLW 수준의 다성분 계 모의 용액으로부터 금속함유 추출 계에 의한 Am-Cm/RE 원소의 공분리 및 이의 상호분리 연구를 수행하였다. 우선 금속함유 추출제인 Zr-DEHPA를 자체 제조하고, 제 3상 방지 조건 결정과 질산 농도, DEHPA 농도, Zr 함유량 등이 공추출에 미치는 영향을 평가하여 최적 조건으로 (15g/L Zr-1M DEHPA)/NDD-1M 추출 계를 설정하였다. 이때 추출률은 Am (81%), Cm (85%), RE 원소 (80% 이상), Mo (98%), Fe (85%), U (98%), Np (73%), 기타 원소 (5% 이하) 등으로 Am-Cm/RE의 공분리 적용성은 양호하나, U, Np, Mo, Fe의 선제거가 필요하고 특히 제 3상 형성 유발 물질인 Zr이 거의 함유되지 않아야 한다. 그리고 공추출된 Am-Cm/RE를 Am-Cm (역추출제 : 0.05M DTPA-1M Lactic acid-pH 3.6) (역추출제 : 5M ) 순으로 상호 분리하여 각각의 분리계수를 평가하였으며 이때 Am은 65.4%, Cm은 63.9% RE 원소(Y 제외)는 85% 이상이 역추출 되었다.

This study was performed to evaluate the co- and mutual separation for Am, Cm and RE elements from the simulated multi-component solution equivalent to real HLW level by a Zr-DEHPA(di-(2-ethylhexyl) phosphoric acid containing Zirconium)/ extraction system. Zr-DEHPA was self-synthesized and the optimal condition of (15g/L Zr-1M DEHPA)/NDD-1M was selected taking into consideration of prevention of the third phase, and effects of concentration of DEHPA, nitric acid and impregnant amount of Zr on the co-extraction of Am, Cm and RE. In that condition, the extraction yields were 81% (Am), 85% (Cm), more than 80% (RE elements), 98% (Mo), 85% (Fe), 98% (U), 73% (Np), and less than 5% (other elements) so that the system developed for the co-extraction of Am-Cm/RE was proved to be available. For that, however, U, Np, Mo and Fe was elucidated to have to be removed in advance, and Zr inducing the third phase formation was found to be practically excluded. The co-extracted Am-Cm/RE were sequentially separated in an order of Am-Cm (stripping agent : 0.05 M DTPA-1M Lactic acid of pH 3.6) (stripping agent : 5M ), and then their separation factors were evaluated. At above conditions, Am of 65.4%, Cm of 63.9%, RE (except for Y) of more than 85% were stripped.

본 연구에서는 다성분의 모의 HLW 용액으로부터 혼합추출 계에 의한 Tc, Np, U의 공분리 및 이의 순차 분리 적용 가능성을 평가하였다. 우선 제 3상 방지 및 TBP, TOA,질산 농도 등이 Tc, Np, U의 공분리에 미치는 영향 등을 고려하여 최적 조건으로 (30% TBP-0.5% TOA)/NDD-1M 계를 선정하였다. 이때 추출율은 Tc (81%), Np (85%), U (93%), Am/RE 원소 (9% 이하) Pd (약 8%), 기타 원소 (5% 이하)로 Tc, Np 및 U의 공분리는 매우 우수하였으나, 조업 측면에서 Zr의 선 제거 (약 99 % 이상)가 요구되었다. 그리고 공추출된 Tc, Np 및 U을 Tc (역추출제 : 5 M ) 환원 (역추출제 : 0.1 M AHA) (역추출제 : 0.01 M )의 순으로 순차 분리하여 각각의 분리계수를 평가하였으며, 이때 Tc은 95%, Np은 98%, U은 99%를 회수할 수 있었다.

This study was performed to evaluate the co- and sequential separation of Tc, Np and U from the simulated multi-component HLW solution by a TBP (tributyl phosphate)-TOA (tri- octyl amine)/NDD extraction system. An optimal condition of (30% TBP-0.5% TOA)/NDD-1 M was selected by taking account of a prevention of the 3rd phase and effects of concentration of TBP, TOA and nitric acid on the co-extraction of Tc, Np and U. In that condition, the extraction yields were 81% (Tc), 85% (Np), less than 9% (Am and RE elements), about 8% (Pd), and less than 5% (other elements) so that the system developed for the co-extraction of Tc, Np and U was proved to be available. For that, however, more than 99% of Zr was found to be pre-removed. The co-extracted Tc, Np and U were sequentially separated in order of Tc(stripping agent : 5 M ) by reductive stripping (reductive-stripping agent : 0.1 M AHA) (stripping agent : 0.01 M ), and then their separation factors were evaluated. At these conditions, 95% of Tc, 98% of Np and 99% of U could be recovered in each step.

벤토나이트 완충재의 열수거동 실험에서는 고준위폐기물처분장 완충재로 유력하게 고려되고 있는 국산 벤토나이트를 대상으로 열수특성을 규명하고, 또 그 결과를 바탕으로 KRS 처분환경에서 벤토나이트 완충재의 장기건전성을 평가하였다. 실험결과, 벤토나이트 완충재의 열수반응은 주 구성광물인 스멕타이트의 일라이트화를 통해 진행되었으며, 온도, 농도, pH는 이러한 일라이트화에 중요한 열수반응인자 역할을 하였다. KRS 처분환경에 대한 국산벤토나이트 완충재의 장기건전성을 분석한 결과, 정상상태에서는 벤토나이트 완충재가 오랜 기간 동안 방벽재기능을 유지하였지만, 보수적인 조건에서는 약 년이 경과했을 때 벤토나이트 완충재를 구성하는 스멕타이트의 50%이상이 일라이트로 전환되어 방벽재로서의 팽윤능력을 상실할 수 있음을 예상할 수 있었다.

In hydrothermal reaction tests, smectite-to-illite conversion was identified using a domestic bentonite which is favorably considered as a buffer material, and its dependency on various hydrothermal conditions was investigated. The analysis results of the XRD and Si concentration indicated that the smectite-to-illite conversion was a major process of bentonite alteration under the hydrothermal conditions. The temperature, potassium concentration in solution, and pH were observed to significantly affect the smectite-to illite conversion. A model of conversion reaction rate was suggested to evaluate the long-term stability of smectite composing a major constituent of bentonitic buffer. It was expected from the evaluation results that the smectite would keep its integrity for very long disposal time under a normal condition, whitens it might be converted to illite by 50 percent after over year of disposal time under a conservative condition and consequently lose its swelling capacity as a buffer material of a repository.

월성 원자력 발전소의 TRF 시설에서 수집된 트리튬을 metal hydride 형태로 보관하고 있는 500 kCi급 트리튬 1차 저장용기를 발전소 밖의 폐기물 저장고로 안전하게 운반하기 위하여 트리튬 운반용기를 개발하였다. B형 운반용기의 기술기준을 적용하여 구조평가, 열평가, 방사선차폐평가, 격납평가 등을 수행하여 운반용기의 안전성을 분석하였다. 트리튬 운반용기는 정상운반조건 및 사고운반조건에서도 격납 경계가 손상되지 않는다고 평가되었다. 붕괴열로 인한 운반용기 내부 저장용기의 온도상승은 수치해석 결과, 원통형 모델에서는 로 나타났다. 운반사고 조건에 대한 열 평가로서 외부환경에 30분간 노출되었을 경우에는 단열재만의 열차폐를 고려하여 계산한 결과, 약 로 나타났으며, 내부 온도 상승은 1차 격납 경계인 1차 저장용기의 허용 온도인 에도 미치지 못하였다. 격납 차폐 평가에서도 사고조건인 의 외부 환경에 노출된 경우에서도 충분히 운반용기의 격납 성능을 유지할 수 있다고 판단되었다. 방사선에 대한 차폐 특성을 조사한 결과, 트리튬에서 발생된 선량은 1차 저장용기 외부 표면에서 0으로 계산되었다. 이상과 같이 500 kCi 급 트리튬 운반용기에 대한 안전성을 평가한 결과, 운반사고조건에서도 트리튬 운반용기는 전혀 이상이 없는 것으로 나타났다.

A transport container for a 500 kCi tritium storage vessel was developed, which could be used for the transport of metal tritide from Wolsong TRF facility to a disposal site. The structural, thermal, shielding, and confinement analyses were performed for the container in a view of Type B. As a result of structural analysis, the developed container sustained its integrity under normal and accidental conditions. The maximum temperature increase of the inner storage vessel by radiation was evaluated at at room temperature. In fire test, The thermal barrier of container sustained the inner vessel at after 30 min, which temperature was allowable for the container integrity since maximum design temperature of inner vessel was . In the evaluation of the shielding, the activity of radiation was nearly zero on the outer surface of inner vessel. Consequently the transport container for a 500 kCi tritium was evaluated to pass all the safety tests including accidental condition, so it was concluded that the designed transport container is proper to be used.