Earticle

시간분해 레이저 유도 형광 분광학을 이용하여 UO22+, UO2(OH)+, (UO2)2(OH)22+, (UO2)3(OH)5+와 같은 우라늄(VI) 화학종 규명 연구를 수행하였다. 들뜸 파장의 변화에 따른 화학종 규명 감도를 조사하였다. 266 nm의 들뜸 파장을 이용할 경우, 나노 몰 농도의 U(VI) 화합물을 구분할 수 있는 화학종 규명 감도를 얻었다. 이온 세기가 0.1 M, pH가 1인 조건에서 UO22+ 이온의 형광 스펙트럼과 형광 수명을 측정하였다. 488, 509, 533, 559 nm 파장의 특징적인 형광 봉우리를 관측하였고, 측정한 형광 수명은 1.92±0.17 ㎲ 이었다. U(VI) 가수분해 화합물의 형광 스펙트럼과 형광 수명의 변화를 이 값을 기준으로 비교하였다. 장파장 방향으로 이동한 형광 봉우리와 길어진 형광 수명을 가진 가수분해 화합물의 특징적인 양상을 보고한다.

Study on the chemical speciation of uranium(VI) species, UO22+, UO2(OH)+, (UO2)2(OH)22+, (UO2)3(OH)5+, has been performed by using time-resolved laser-induced fluorescence spectroscopy. Speciation sensitivity which depends on the excitation wavelength was investigated. We obtained the speciation sensitivity in the order of 10-9 M concentration of U(VI) compounds at the excitation wavelength of 266 nm. The fluorescence spectrum and lifetime of UO22+ were carefully measured at pH 1 and ion strength of 0.1 M. The spectrum showed the four characteristic peaks located around 488, 509, 533, 559 nm and the fluorescence lifetime of 1.92±0.17 ㎲. The wavelength shifts of fluorescence peaks and the change of lifetimes for uranium hydrolysis compounds were compared with those of UO22+. We report on the characteristic features, the shifts of peaks to the longer wavelength direction and the prolonged lifetimes, in the fluorescence of the U(VI) hydrolysis compounds.

최근 미-북간 관계 개선 등으로 인하여 북핵 문제가 핵 검증단계로 진전될 것이라는 예상이 나오고 있다. 이제부터 우리 정부는 북핵 프로그램의 성공적 검증·폐기를 위해, 북한의 신고 후 전개될 상황에 대비하여 철저히 준비해야 한다. 본 논문에서는 구소련과 이라크의 대량살상무기 검증·폐기 사례로부터 두 나라의 대량살상무기 검증·폐기 과정에서 발생한 문제점을 조사·분석하여, 북핵 검증·폐기 과정 시 발생할 수 있는 문제점을 파악하고 이를 방지하기 위한 정책적 고려사항을 도출하는데 목적을 두었다.

Due to a more favorable climate in the recent relationship between U.S. and North Korea, North Korea nuclear issue is expected to enter the new phase of nuclear verification. From now on, our government should make preparation for taking the appropriate steps against the situation developed after the declaration by North Korea. Therefore, this paper is to identify the problems that may be occurred in the process of verifying and dismantling North Korea's nuclear program and to suggest the policy considerations that should be incorporated in establishing the action plan for verifying and dismantling her nuclear program, based on the analysis of experiences to verify and dismantle the WMDs in the former Soviet Union and in Iraq, respectively.

방사성 토양을 복원하기 위해 원자력시설 주변 부지의 수리지질 특성을 분석하여 국내 방사성 토양 복원에 적합한 수직형 동전기세정장치를 개발하였다. 또한, 이 수직형 동전기세정장치를 이용한 실험을 통해 원자력시설 주변 방사성토양을 복원하기 위한 최적 세정제를 선정하고 단기간에 높은 제거효율을 확보할 수 있는 최적제염조건들을 도출하였다. 초산을 세정제로 사용하였을 때 토양으로부터 코발트와 세슘의 제거효율이 가장 높으므로 동전기제염을 위한 최적 세정제로 초산을 선정하였다. 동전기세정제염 시 세정제 주입량을 증가 시켰을 때 토양으로부터 코발트와 세슘의 제거효율은 평균 약 4.6% 제거효율이 증가했고 토양폐액 발생량도 동전기제염의 1.5배인 2.4 mL/g이었다. 동전기토양셀의 전압구배를 2배로 증가시켜 4 V/cm를 적용시켰을 때, 코발트와 세슘의 제거효율은 각각 98.9%와 96.7%로 평균 약 4.3% 제거효율이 증가했다. 그리고 세정제 농도를 0.01M로부터 0.05M로 증가시킨 후 제염실험 결과 코발트의 제거효율은 상승했지만 세슘의 제거효율은 감소하였다. 위 실험결과 개발한 수직형 동전기세정장치의 최적제염조건으로 제염시간은 20일 동안 초산 0.01M∼0.05M을 세정제로 사용하여 동전기토양셀의 전압구배는 4 V/cm를 가하고, 2.4 mL/g의 세정제를 주입하는 것이다.

Vertical electrokintic-flushing remediation equipment was developed for the remediation of a radioactive soil near nuclear facilities. An optimum reagent was selected to decontaminate the radioactive soil near nuclear facilities with the developed vertical electrokintic-flushing remediation equipment, and the optimum remediation conditions were established to obtain a higher remediation efficiency. Namely, acetic acid was selected as an optimum reagent due to its higher remediation efficiency. When the electrokinetic remediation and the electrokinetic-flushing remediation results were compared, the removal efficiency of 4.6 % and the soil waste solution volume of 1.5 times were increased in the electrokinetic remediation. When the potential gradient within an electrokinetic soil cell was increased by two times (4.0 V/cm), the removal efficiencies of Co2+ and Cs+ were increased by about 4.3%(Co2+ : 98.9%, Cs+ : 96.7%). Also, when the reagent concentration was increased from 0.01 M to 0.05M, the removal efficiency of Co2+ was increased but that of Cs+ was decreased. Therefore, the optimum remediation conditions were that the acetic concentration was 0.01M∼0.05M, the potential gredient was 4 V/cm, the injection of reagent 2.4 ml/g, and the remediation period was 20days.

핵연료 운반용 실린더의 재사용을 위한 용기세척공장의 제염공정에 대한 성능을 평가하기 위하여 Na2CO3 + H2O2 혼합용액의 조합을 약간 달리한 2회의 시험을 실행하였다. 각 시험은 모두 일련의 5 단계에 걸쳐 실시되었다. 우라늄 제염의 주 화학종은 Na4UO2(CO3)3 로 식별되었다. 그리고 첫 단계에서의 세척액은 물이었으며, 이 단계에서 50% 이상의 우라늄이 제염되었다. 그 이후로는 단계가 더해 갈수록 우라늄의 제염양은 지수함수적으로 감소하는 경향을 나타내었으며, 화학양론적으로 제거된 우라늄에 비하여 투여된 Na2CO3 의 양은 과다함을 나타내었다. 이러한 결과들에 의하면, 공정최적화를 통하여 Na2CO3 의 투여량 감축, 세척폐액의 감량, 제염단계 축소 등을 꾀할 수 있을 것으로 판단된다.

To evaluate the efficiency of the decontamination plant for the removal of uranium compounds deposited on the internal surface of UF6 cylinder for its reuse, two demonstration tests of the plant with different ratio of Na2CO3 and H2O2 were carried out, and each test had 5 steps. The main chemical form removed by the tests was to be identified as Na4UO2(CO3)3. More than 50% of uranium was removed by water of the first step, and at the following steps the removal amounts were exponentially decreased. On the other hand, the result shows that the injected amount of Na2CO3 , compared with that of the removed uranium, was stoichiometrically excessed. This suggests that the injected amounts of Na2CO3 , the generation rate of decontaminated waste, and the decontamination steps could be reduced by a process optimization of the plant.

EBR-II사용후핵연료의 파이로건식처리공정에 의해 발생된 우라늄의 순도에 대한 포괄적인 분석을 수행하였다. 분석결과를 미국 아이다호 국립연구소 및 한국원자력연구원의 협력과제 하에서 한국과 미국의 저준위 폐기물 기준으로 비교하였다. 미국의 저준위 폐기물 기준은 우라늄 동위원소를 포함하지 않으나, 한국의 경우는 포함하는 것으로 조사되었다. 분석결과 EBR-II 우라늄 생성물 내에서 저준위 기준을 초과하는 유일한 알파 핵종은 우라늄 동위원소가 아니라 Pu-239였다. 생성물 내의 Pu 오염은 개량된 염증류공정을 통한 예비실험 결과 획기적으로 줄일 수 있음을 알 수 있었으며, 보다 공정을 개선 시킨다면 제안된 기술을 이용하여 미국의 저준위 기준을 만족시킬 수 있을 것으로 판단된다

A comprehensive analysis has been conducted on the purity of the uranium product generated from a pyroprocessing of EBR-II spent fuel. The analysis results were compared to the low-level waste criteria for both ROK and USA under a collaborativeprogram between INL and KAERI. It is found that the US LLW definition does not include the activity from any U isotopes, but the Korean one does. The analysis results show that Pu-239 is the only alpha emitting isotope other than U isotopes that exceed the limit in the EBR-II U product. Pu contamination of the product seems to be drastically reduced in a preliminary test of the modified cathode process, and the further development of the proposed technology may be possible to meet the US LLW criteria

고준위폐기물 처분장의 기본적인 기능은 단기간에 과도한 방사성핵종이 유출되는 것을 방지하는데 있다. 이를 위해서는, 처분시스템의 구성요소들과 관련된 많은 기술 기준이 개발되고 수립되어야 한다. 처분장 안전성평가는 합리적으로 단순화된 모델에 바탕을 두고 처분장의 미래 전개에 대한 정량적인 결과를 산출하므로 안전성평가는 기술기준의 하나로 간주되고 있다. 본문에서는 평가기간, 선량 제한치 및 평가의 불확실성 등을 중심으로 안전성평가와 관련된 주요국의 기술기준을 조사하였다. 특히, 미국의 기준을 조사하는 과정에서 안전성평가에서 도출된 peak dose가 선량 제한치를 충족하지 못하는 경우, 평가기간 및 peak dose에 대한 미국 규제당국의 접근방안은 참고할만한 가치가 있음을 알 수 있었다.

The basic function of HLW disposal system is to prevent excessive radio-nuclides being leaked from the repository in a short time. To do this, many technical standards should be developed and established on the components of disposal system. Safety assessment of a repository is considered as one of technical standards, because it produces quantitative results of the future evolution of a repository based on a reasonably simplified model. In this paper, we investigated other countries' regulations related to safety assessment focused on the assessment period, radiation dose limits and uncertainties of the assessment. Especially, in the investigation process of the USA regulations, the USA regulatory bodies' approach to assessment period and peak dose is worth taking into account in case of a conflict between peak dose from safety assessment and limited value in regulation.