Earticle

30 % TBP/NDD-2 M HNO3 (0.005 M K2Cr2O7 함유) 계에 의해 산화 추출된 Np의 유기상을 대상으로 n-butyraldehyde (NBA)에 의한 Np의 환원 역추출을 고찰하였다. Np의 역추출은 NBA의 농도 증가에 따라, 역추출 수용상 내 질산농도 감소에 따라, 그리고 반응 온도 감소에 따라 증가하였으며, 이때 겉보기 환원 역추출 속도식은 -d [Np]Org./dt =1,524 exp(-2,906/T) [NBA]0.91[H+]-0.92 [Np]Org. 이었다. 1.04M NBA 및 2M HNO3에서 Np 및 U의 역추출률은 각각 70.1 % 및 7.1 % 이며 이때 분리계수((DU/DNp)는 30.4 정도로, TBP-HNO3 계에 의해 공추출된 Np과 U은 NBA에 의해 효과적으로 상호 분리할 수 있음을 알 수 있었다.

The reductive stripping of Np using a n-butyraldehyde (NBA) from loaded organic solutioncontaining Np, which was oxidative-extracted in a system of a 30 % TBP/NDD-2M HNO3andO/A=2 containing 0.005 M K2Cr2O7as an oxidant of Np, was studied. The stripping yields of Npwas increased with an increasing the NBA concentration, with a decreasing the nitric acidconcentration of stripping solution and with a decreasing the reaction temperature. The apparentreductive stripping rate equation was shown by the following equation : -d[Np]Org./dt= 1,524 exp(-2,906/T ) [NBA]0.91[H+]-0.92[Np]Org.At 1.04 M NBA and 2 M HNO3, the stripping yield of Np andU was 70.1 %, and 7.1 %, respectively, and the separation factor of U over Np (=DU/DNp) wasabout 30.4. Therefore, it was found that U and Np co-extracted in a system of TBP-HNO3could beeffectively mutual-separated by the NBA.

중·저준위 방사성폐기물 유리화 실증시설의 고온필터(HTF)시스템에 금속필터를 도입하여 일련의 성능시험을 수행하였다. 고온필터시스템의 여과재는 총 19개의 필터 element로 구성되는데 필터로서 금속 재질별 특성을 알기 위해 316L, 904L, Inconel 600 등 3종의 element를 혼합하여 필터set를 구성하였다. 매 시험을 종료한 후에는 필터하우징에서 종류별로 필터 element를 꺼내어 육안으로 변화를 관찰하였다. 그 결과 일부 element 표면에서 어두운 색깔의 반점들이 관찰되었으며, 특히 AISI 316L 재질의 element에서 많은 반점들이 발견되었다. 이 반점들이 부식을 의미하는 것인지 확인하기 위해 두 가지 분석을 수행하였다. 첫째 재질별로 1개씩의 element 를 절단하여 정상적인 곳과 반점이 있는 곳의 표면 및 단면을 SEM/EDS로 분석하였다. 그 결과 반점은 Na, S, Si 등 무기계 산화물이 집중적으로 침적되어 필터의 미세기공을 막고 있는 현상으로 밝혀졌으며, 이 침적물들은 폐기물 및 유리용탕으로 부터 휘발된 물질로 판단된다. 둘째, 재질별로 필터 element에 대해 ring tensile시험을 수행하였다. 그 결과 반점을 포함한 시험 필터 element의 인장강도 값이 규정값 이상으로 나타나서 필터에 부식이 없는 것으로 확인되었다. 앞서 두 가지 분석결과로 볼 때 시험한 금속필터 표면에 생성된 반점은 부식생성물이라기 보다는 필터 전단으로부터 유입된 무기산화물 필터기공을 막고 있는 현상으로 판단되며, 이 반점이 반점형태로 국부적 지점에만 나타나는 것은 시험 중단시기 필터에 응축된 수분과 관련이 있는 것으로 판단된다. 반점의 생성은 필터의 유효 여과면적이 줄어 결과적으로 필터에 걸리는 압력손실이 커지기 때문에 필터하우징의 상시보온을 통한 응축 방지가 필요할 것으로 판단된다. 아울러, 보다 장시간의 시험을 통해 필터 부식현상에 대한 검증 필요하다고 판단된다.

Metal filter elements were newly introduced to the high temperature filter(HTF) system in thelow- and intermediate-level radioactive waste vitrification plant. In order to evaluate theperformance of various metal materials as filter media, elements made of AISI 316L, AISI 904L,and Inconel 600 were included to the test set of filter elements. At the visual inspection to theelements performed after completion of each test, a few dark spots were observed on the surface ofsome elements. Especially they were found much more at the AISI 316L elements than others. Tocheck the dark spots are the corrosion phenomena or not, two kinds of analyses were performed tothe tested filter elements. Firstly, the surfaces or the cross sections of filter specimens cut out fromboth normal area and dark spot area of elements were analyzed by SEM/EDS. The results showedthat the dark spots were not evidences of corrosion but the deposition of sodium, sulfur and silicacompounds volatilized from waste or molten glass. Secondly, the ring tensile strength were analyzedfor the ring-shape filter specimens cut out from each kind of element. The result obtained from thestrength tested showed no evidence of corrosion as well. Conclusionally, depending on the two kinds of analysis, no evidences of corrosion were foundat the tested metal filter elements. But the dark spots formed on the surface could reduce theeffective filtering area and increase the overall pressure drop of HTF system. Thus, continuousheating inside filter housing up to dew point will be required normally. And a few long-period testshould be followed for the exact evaluation of corrosion of the metal filter elements.

캐나다 AECL이 사용후핵연료 관리 방법으로 심지층 처분 방식을 제시하였으나, Seaborn Panel은 이 방안에는 사회적 수용성이 결여되어 있음을 지적하였다. 이에 따라 캐나다는 사용후 핵연료 관리에 위해 보다 폭넓은 사람들의 참여를 유도할 수 있는 공론화 프로그램이 필요하다는 것을 인식하고 먼저 핵연료폐기물법 (Nuclear Fuel Waste Act, NFWA) 을 제정하였다. NFWA에 따라 Nuclear Waste Management Organization (NWMO) 가 설립되었다. 전문가들이 마련한 세 가지 관리 방법 가운데서 사회적으로 수용 가능하고 기술적으로 안전하며, 환경적으로 책임질 수 있고 경제적으로 실행 가능한 사용후핵연료 장기적 관리방안을 마련하는 것을 NWMO의 임무로 지정하였다. 그러나 이 세가지 관리 방안 중 어느 것도 적합하지 않다고 판단할 때는 제 4의 대안을 고려하는 예외 조항을 두었다. 결과적으로 NWMO는 위의 3가지 방안의 장점 및 특징을 바탕으로 하여 제 4의 대안인 Adaptive Phased Management (APM; 융통성 있는 단계적 관리) 방식을 제안하였다. 이 대안은 실행 단계에서라도 어떤 기술적 발전이나 변화가 생겼을 때 이를 받아들이도록 고안되었다. 캐나다의 사용후핵연료 공론화 과정은 연구 개발 프로그램이 사회적 수용성과 얼마나 깊게 연관되어 있는지를 잘 보여준다. 다시 말해, 비록 자세한 기술적인 연구 개발은 전문 과학자에 의해 수행되어야 하지만, 연구 개발의 객관적인 타당성 확보를 위해서는 대중을 의사 결정 과정에 참여시키고 대중의 의견을 수렴하는 것이 매우 중요하다. 또한 공정성, 공공의 건강과 안전, 안보, 적용성 등과 같은 원칙들을 확보하기 위하여 NWMO는 이와 같은 추상적인 개념들을 대중이 이해하도록 노력하였다. 가능한 많은 대중을 프로그램에 참여시키기 위하여 공론화 회의뿐 아니라 e-dialogue 등과 같이 다양한 의사소통 방법을 사용하였다. 현재 사용후핵연료 관리 방안을 둘러싸고 많은 어려움을 겪고 있는 우리나라의 입장에서 생각할 때, 캐나다 공론화 과정은 우리나라가 앞으로 적절한 사용후핵연료 관리 방안을 찾는 데 많은 교훈과 시사점을 제공할 수 있다. 결과적으로, 숙의적 참여방법의 하나인 공론화 방안이 우리나라에서도 사용후핵연료 문제를 해결하는 하나의 대안이 될 수 있을 것이다.

After Canada has struggled with a radioactive waste problem over for 20 years, the Canadiangovernment finally found out that its approach by far has been lack of social acceptance, andneeded a program such as public and stakeholder engagement (PSE) which involves the public indecision-making process. Therefore, the government made a special law, called Nuclear Fuel WasteAct (NFWA), to search for an appropriate nuclear waste management approach. NFWA laid outthree possible approaches which were already prepared in advance by a nuclear expert group, andrequired Nuclear Waste Management Organization (NWMO) to be established to report arecommendation as to which of the proposed approaches should be adopted. However, NFWAallowed NWMO to consider additional management approach if the other three were notacceptable enough. Thus, NWMO studied and created a fourth management approach after it hadundertaken an comparison of the benefits, risks and costs of each management approach: AdaptivePhased Management. This approach was intended to enable the implementers to accept anytechnological advancement or changes even in the middle of the implementation of the plan. The Canadian PSE case well shows that technological R&D are deeply connected with socialacceptance. Even though the developments and technological advancement are carried out by thescientists and experts, but it is important to collect the public opinion by involving them to thedecision-making process in order to achieve objective validity on the R&D programs. Moreover, inan effort to ensure the principles such as fairness, public health and safety, security, and adoptability, NWMO tried to make those abstract ideas more specific and help the publicunderstand the meaning of each concept more in detail. Also, they utilized a variety ofcommunication methods from face-to-face meeting to e-dialogue to encourage people toparticipate in the program as much as possible. Given the fact that Korea has been also having a hard time in dealing with spent nuclear fuelmanagement, all of these efforts that Canada has made with a PSE program would give goodlessons and implications to the Korean case. In conclusion, as a deliberative participation program,PSE could be a possible breakthrough approach for the Korean spent nuclear fuel management.

원전 부지에 저장중인 방사성폐기물을 처분장에 인도하기 전에 폐기물의 물리·화학적 특성이 인수기준에 적합한지를 검사해야 한다. 검사하는 방법 중 비파괴 검사방법에 대해 조사하였는데, 조사결과 X-ray를 이용한 비파괴 방법을 적용하면 인수검사 항목 중‘드럼내 내용물 검사’,‘ 유리수 및 채움율 정량검사’를 할 수 있는 것으로 나타났다. 본 논문에서는 먼저 X-ray 장비의 원리와 시스템 선정 시 고려해야 할 사항들에 대해 간략하게 살펴 본 후 X-ray 장비를 이용하여 검사해야 할 드럼들의 특성을 분석하였다. 분석한 특성들은 드럼의 종류, 드럼의 규격, 드럼내 내용물의 종류 등이었고 이들 특성자료를 이용하여 검사에 필요한 X-ray 소요에너지를 계산하였다. 계산 결과 드럼 크기가 320 ℓ 이하인 드럼을 검사하기 위한 소요에너지는 3 MeV 이하로 나타났으며 경제성 및 실현가능성 측면에서 450 keV 장비와 3 MeV 장비를 조합하거나 단독으로 사용하는 것이 바람직하고 이 때 450 keV 장비를 이용하여 검사가 가능한 저밀도 드럼수는 2006년 12월 저장기준으로 42,327 드럼, 3 MeV 장비를 이용하여 검사가 가능한 드럼 수는 18,105 드럼으로 나타났다. 검사를 수행하는 주체, 장비 구매 방안 등에 따라 4가지 검사 시나리오를 수립하고 이에 대해 경제성 및 적용 가능성을 분석한 결과 최적의 검사시나리오는 인수기준, 처리 및 처분장 인도에 대한 폐기물 발생자의 정책 등에 영향을 받는 것으로 나타났다. 예를들어,‘ 유리수’,‘ 채움율’에 대한 정량분석과‘내용물 확인’을 모두 해야 할 경우에는 밀도가 상대적으로 낮은 폐기물이 담겨있는‘저밀도 드럼’의 검사를 위해 450 keV 이동형 장비 2대를 구입하여 자체 검사하고‘고밀도 드럼’은 외주로 검사하는 것이 바람직할 수 있다. 반면‘내용물 확인’만을 비파괴 검사항목으로 할 경우에는 450 keV 급 이동형 장비 1대면 연간 13,000 드럼을 검사할 수 있는 것으로 나타났다.

The physical and chemical properties of radioactive waste drums, which have been temporarilystored on site, should be characterized before their shipment to a disposal facility in order to provethat the properties meet the acceptance guideline. The investigation of NDT(Nondestructive Test)method was figured out that the contents in drum, the quantitative analysis of free standing waterand void fraction can be examined with X-ray NDT techniques. This paper describes thecharacteristics of X-ray NDT such as its principles, the considerations for selection of X-ray system,etc. And then, the waste drum characteristics such as drum type and dimension, contents in drum,etc. were examined, which are necessary to estimate the optimal X-ray energy for NDT of a drum.The estimation results were that: ®Á the proper X-ray energy is under 3 MeV to test the drums of320 ߧ and less; ®Ë both X-ray systems of 450 keV and/or 3 MeV might be needed consideringthe economical efficiency and the realization. The number of drums that can be tested with 450keV and 3 MeV X-ray system was figured out as 42,327 and 18,105 drums (based on storage of2006. 12), respectively. Four testing scenarios were derived considering equipment procurementmethod, outsourcing or not, etc. The economical and feasibility assessment for the scenarios wasresulted in that an optimal scenario is dependent on the acceptance guide line, the wastegenerator's policy on the waste treatment and the delivery to a disposal facility, etc. For example, itmight be desirable that a waste generator purchases two 450 keV mobile system to examine thedrums containing low density waste, and that outsourcing examination for the high density drums,if all NDT items such as quantitative analysis for 'free standing water' and 'void fraction', andconfirmation of contents in drum have to be characterized. However, one 450 keV mobile system seems to be required to test only the contents in 13,000 drums per year.

방사성폐기물 처분시설에 대한 운영 전, 운영 중 및 폐쇄 후 단계에서의 부지환경자료의 지속적 수집 및 관리를 목적으로 한 체계적인 데이터베이스와 전산분석 시스템 구축의 필요성에 의하여 부지환경종합관리시스템(SITES: Site Information and Total Environmental Data Management System)을 개발하였다. 본 시스템은 부지환경 자료관리 및 안전성 재평가에 활용할 수 있는 통합적인 시스템으로서 부지환경데이터관리시스템(SECURE), 통합안전성평가시스템(SAINT), 부지환경감시시스템(SUDAL), 그리고 SITES지리정보시스템(SITES-GIS)의 4개의 모듈로 구성되어 있다. 각 모듈은 자체 데이터베이스를 통해 자료의 검색, 저장 및 보고서 작성 기능을 가지고 있으며, 부지환경자료를 통합안전성평가시스템에서 직접이용 가능토록 되어 있다. 통합안전성평가시스템은 다수의 평가자가 동시에 이용가능하며, 대상 부지별 안전성평가 결과의 품질보증 체제가 확보되어 있다. 부지환경감시시스템은 평가 예측자료와 환경감시 자료와의 비교분석 및 시각화가 가능하며, 또한 일반인을 위한 주기적 환경감시 자료를 인터넷 홈페이지와 연계하여 공개 가능토록 되어 있다. 부지환경종합관리시스템은 현재 중·저준위 방사성폐기물 처분을 위한 월성원자력환경관리센터에 적용되고 있으며, 원자력관계시설 및 기타 유해환경산업시설에 대한 부지 및 환경 감시기능의 수준을 고도화하는 데에 기여할 수 있을 것으로 기대된다.

SITES(Site Information and Total Environmental Data Management System) has beendeveloped for the purpose of systematically managing site characteristics and environmental dataproduced during the pre-operational, operational, and post-closure phases of a radioactive wastedisposal facility. SITES is an integration system, which consists of 4 modules, to be available formaintenance of site characteristics data, for safety assessment, and for site/environment monitoring;site environmental data management module(SECURE), integrated safety assessmentmodule(SAINT), site/environment monitoring module(SUDAL) and geological information modulefor geological data management(SITES-GIS). Each module has its database with the functions ofbrowsing, storing, and reporting data and information. Data from SECURE and SUDAL areinterconnected to be utilized as inputs to SAINT. SAINT has the functions that multi-user canaccess simultaneously via client-server system, and the safety assessment results can be managedwith its embedded Quality Assurance feature. Comparison between assessment results andenvironmental monitoring data can be made and visualized in SUDAL and SITES-GIS. Also,SUDAL is designed that the periodic monitoring data and information could be opened to thepublic via internet homepage. SITES has applied to the Wolsong low- and intermediate-levelradioactive waste disposal center in Korea, and is expected to enhance the function ofsite/environment monitoring in other nuclear-related facilities and also in industrial facilitieshandling hazardous materials.

사용후핵연료 심지층처분에 있어서 처분용기의 건전성 확보는 내부에 적재되어 있는 사용후 핵연료로부터 방사성물질이 누출되는 것을 방지하고 격리하여 처분장의 안전성을 보증하기 위한 필수적인 인자이다. 이러한 처분용기는 심지층 처분의 목적인 방사성 독성이 인간 및 자연환경에 영향을 미치지 않도록 장기간 동안 격리하고 누출을 지연시키기 위한 공학적 방벽의 중요한 요소 중의 하나이다. 심지층 처분장 설계시 주요한 요건은 처분시스템의 안전성을 유지를 위하여 처분용기에 적재되어 있는 폐기물로부터 발생된 붕괴열로 인하여 완충재의 온도가 100를 넘지 않도록 하는 것이다. 또한, 처분용기는 지하 심부 500 m 깊이에서의 수압과 완충재의 팽윤압 등 하중에 구조적 건전성을 유지하여야 한다. 본 연구에서는 직접 처분대상으로 고려하고 있는 중수로(CANDU) 사용후핵연료에 대한 처분용기의 개선된 개념을 설정하고, 심지층 처분환경에서의 열적 및 구조적 안정성을 분석하였다. 열적 안정성 해석결과 처분터널 및 처분공 간격이 40 m, 3 m 인 경우 처분 후 37년이 경과한 후에 처분용기 표면온도가 최고 온도에 도달하며, 이때 온도는 88.9 로서 처분장 온도제한 요건(100 )에 만족하였다. 또한, 정상적인 경우와 극한 상황에 따른 하중에 대한 처분용기 구조해석 결과 안전율은 각각 2.9와 1.33 으로 나타나 심지층 처분환경에서 처분용기는 구조적 건정성을 유지하는 것으로 판단되었다.

In deep geological disposal system, the integrity of a disposal canister having spent fuels is veryimportant factor to assure the safety of the repository system. This disposal canister is one elementof the engineered barriers to isolate and to delay the radioactivity release from human beings andthe environment for a long time so that the toxicity does not affect the environment. The mainrequirement in designing the deep geological disposal system is to keep the buffer temperaturebelow 100 by the decay heat from the spent fuels in the canister in order to maintain theintegrity of the buffer material. Also, the disposal canister can endure the hydraulic pressure in thedepth of 500 m and the swelling pressure of the bentonite as a buffer. In this study, new concept ofthe disposal canister for the CANDU spent fuels which were considered to be disposed without anytreatment was developed and the thermal stability and the structural integrity of the canister wereanalysed. The result of the thermal analysis showed that the temperature of the buffer was 88.9 when 37 years have passed after emplacement of the canister and the spacings of the disposaltunnel and the deposition holes were 40 m and 3 m, respectively. In the case of structural analysis,the result showed that the safety factors of the normal and the extreme environment were 2.9 and1.33, respectively. So, these results reveal that the canister meets the thermal and the structuralrequirements in the deep geological disposal system.

제3차 전력수급기본계획에 근거하여 현재 운영중이거나 계획중인 원자력발전소에서 발생할 사용후핵연료의 양과 특성을 추정하였다. 본 연구에서 고려된 대상 특성은 핵연료집합체에 대한 제원, 핵연료봉 배열, 무게, 235U 초기 농축도 및 방출연소도이다. 이들은 파이로공정 시설을 설계하는데 필수적인 것이다. 2077년말까지 가압경수로 사용후핵연료의 예상발생량은 약 23,000 tU이 될 것으로 보인다. 235U 초기 농축도 4.5 wt.% 이하를 갖는 사용후핵연료의 비율은 전체 발생량의 약 95%를 차지할 것이며, 16×16 배열을 갖는 핵연료집합체는 74%를 차지할 것 같다. 현재 사용후핵연료의 평균연소도는 45 GWd/tU인데 반해, 2010년대 중·후반 이후 발생할 사용후 핵연료의 평균연소도는 55 GWd/tU이 될 것 같다. 이상의 결과에 따라 파이로공정 시설의 설계를 위한 기준 사용후핵연료를 도출하였다. 예상 사용후핵연료는 21.4 cm × 21.4 cm의 단면적, 453 cm의 길이, 672 kg의 질량, 4.5 wt.%의 235U 초기 농축도 및 55 GWd/tU의 방출연소도를 갖는 16×16 한국표준형연료가 타당할 것으로 판단된다.

An estimation has been made for inventories and characteristics of spent nuclear fuel(SNF) tobe generated from existing and planned nuclear power plants based on the 3rd Basic Plan forElectric Power Demand and Supply. The characteristics under consideration in this study aredimensions, a fuel rod array, a weight, 235U enrichment, and the discharge burnup in terms of fuelassembly. These are essentially needed for designing a pyroprocessing facility. It is appeared thatthe anticipated quantity by the end of 2077 is about 23,000 tU for PWR spent nuclear fuel. It isrevealed that the proportion of SNF with the initial 235U enrichment below 4.5 weightpercent(wt.%) is approximately 95 % in total. For SNF with 1616 fuel rod array the proportion isexpected approximately 74% in total. It appears that the average burnup of SNF will be 55GWd/tU after the medium and/or latter part of 2010s while the average burnup is 45 GWd/tU atpresent. Finally, a requirement in terms of reference SNF for designing the pyroprocessing facilityhas been derived from the above-mentioned results. The anticipated SNF seems to be 1616Korean Standard Fuel Assembly with a cross section of 21.4 cm21.4 cm, a length of 453 cm, amass of 672 kg, the initial 235U enrichment of 4.5 wt.%, and the discharge burnup of 55 GWd/tU.

본 연구에서는 경수로 사용후핵연료로부터 핵연료 물질(예: 차세대형 원자로의 연료)로 재사용할 수 있는 우라늄과 초우라늄원소군(TRU)을 분리, 회수하기 위한 파이로 처리공정(pyroprocess) 시설의 개념설계연구를 수행하였다. 이 시설의 목적은 공학적 실증시험을 통하여 상용 규모의 확대(scale-up) 자료를 확보하는 것과 운전 경험을 쌓을 수 있도록 하자는 것이고 그 용량은 비교적 작은 공학적 규모인 20 kg HM/batch 로 설정하였다. 처리 대상 핵연료로는 경수로의 전형적인 핵연료 형태인 3.5 % 농축우라늄, 35,000 MWd/tU 그리고 5년 냉각시킨 경수로 사용후핵연료를 선택하였다. 본 개념설계연구에서 고려한 주요 항목은 차폐셀을 포함한 파이로 처리공정 시설의 배치, 공정 운전에 대비한 시설 안전 관리, 방사선 안전, 차폐셀 내 불활성 분위기 관리, 연료 물질의 계량 관리, TRU 제품의 핵임계 관리 등이다.

A conceptual design study for a pyroprocesing facility, has been carried out in this study, whichis available for the recovery of uranium and transuranic elemental group(TRU), that is, reusable asa nuclear fuel especially in a next generation-type reactor. The scale of this facility has been chosenas 20 kg HM/batch, comparatively small engineering size in order to collect scale-up data for thedesign of a commercial facility as well as to get operational experience. The spent fuel to behandled in this process is as follows : 3.5 % enriched uranium fuel, 35,000MWd/tU and 5-yearcooled. The major items considered in the conceptual study are a building lay-out including varioushot cells, safety management of the process operation in conjunction with material balance control,radiation safety, inert atmosphere control in shielded hot cells, and criticality control of uraniumand TRU products.