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외부비용은 재화나 서비스가 생산 또는 소비되는 과정에서 제3자에게 부과되는 비용이다. 원자력 발전을 통한 전력생산에 도 외부비용이 발생하며 이들에 대한 연구가 1990년대부터 진행되어 왔다. 비용은 정책결정에 중요한 요소로 전력 생산에 대한 비용 비교를 위해 외부비용이 고려되고 있다. 핵연료주기에서도 선택에 따라 다른 외부비용이 발생되지만 이에 대한 연구는 진행되고 있지 않다. 본 연구에서는 핵연료주기 외부비용 평가 방법 개발을 위해 원자력 발전에 대한 외부비용 평가 방법을 조사하고 분석하였다. 후쿠시마 사고 이전에는 외부비용 연구들은 정상 운전 상태에서의 손상 비용에 초점을 두었 다. 그러나 사고 이후 사고비용이 주요 주제가 되었다. 사고비용을 포함한 외부비용 범위는 여러 연구들에서 다양하게 사용 되었으며 범위에 맞춰 다른 방법들이 적용되었다. 본 연구에서는 이러한 결과들이 비교되었으며 핵연료주기에 따른 외부비 용 추산에 방법적 적용성 판단을 위해 분석되었다.

External cost is cost imposed on a third party when producing or consuming a good or service. Since the 1990s, the external costs of nuclear powered electricity production have been studied. Costs are a very important factor in policy decision and the external cost is considered for cost comparison on electricity production. As for nuclear fuel cycle, a chosen technology will determine the external cost. However, there has been little research on this issue. For this study, methods for external cost on nuclear power production have been surveyed and analyzed to develop an approach for evaluating external cost on nuclear fuel cycles. Before the Fukushima accident, external cost research had focused on damage costs during normal operation of a fuel cycle. However, accident cost becomes a major concern after the accident. Various considerations for external cost including accident cost have been used to different studies, and different methods have been applied corresponding to the considerations. In this study, the results of the evaluation were compared and analyzed to identify methodological applicability to the external cost estimation with nuclear fuel cycles.

방사성 폐기물 핵종 재고량 평가에 필요한 핵종분석을 위하여 다양한 매질의 방사성 폐기물 시료로부터 및 의 분리에 관한 연구가 수행되고 있다. Ni은 음이온교환 수지와 Sr-Spec 추출 크로마토그래피 수지로 Re(의 대용물), Nb, Fe 및 Sr을 차례로 분리하는 과정에서 Ca, Mg, Al, Cr, Ti, Mn, Ce, Na, K 및 Cu와 함께 회수되었다. 본 연구에서는 Ni의 선택적 분리기술을 확립하기 위하여 Ni-Spec 추출 크로마토그래피 및 양이온교환수지법으로 이들의 분리거동을 비교하였다. 또한 Ni의 정제와 기체비례계수법으로 방사능을 측정하기에 적합한 계측시료 준비를 위하여 ammonium 및 tartaric 에서 dimethylglyoxime(DMG)에 의한 Ni의 침전거동을 조사하였다 원자력발전소로부터 채취한 폐이온교환수지 시료 용해용액의 화학조성을 모사하여 만든 모의 폐이온교환수지 용액을 사용하여 Re, Nb, Fe 및 Sr 분리과정을 거쳐 최종적으로 분리한 Ni의 회수율은 이었다. 또한 tartaric 에서 DMG에 의한 Ni의 회수율은 이었다.

A study on the separation of in various radioactive wastes discharged from nuclear power plants has been performed for a use in their quantification which is indispensible for the evaluation of the radionuclide inventory Ni was recovered along with Ca, Mg, Al, Cr, Ti, Mn, Ce, Na, K, and Cu through the sequential separation procedure of Re(as a surrogate of ), Nb, Fe and Sr by anion exchange and Sr-Spec extraction chromatography. In this research, chemical separation of Ni from the co-existing elements was investigated by cation exchange and Ni-Spec extraction chromatography. Precipitation behaviour of Ni and the co-existing elements with dimethylglyoxime(DMG) was investigated in ammonium and tartaric in order to purify separated Ni fractions and to prepare source for the radioactivity measurement using a gas proportional counter. Recovery of Ni separated through ion exchange chromatographic separation procedure was with relative standard deviation of . In addition, recovery of Ni with DMG in the tartaric was with relative standard deviation of .

경막결정화를 이용한 산화물 사용후연료의 전해환원 공정에서 발생하는 LiCl 염폐기물 내 포함되어 있는 Cs 및 Sr을 분리(농축)에 대한 실험을 수행하였다. 결정화 공정에서 Cs 및 Sr과 같은 불순물들은 불순물들의 용융염 상 및 결정상에 대한 용해도이 차리로 분리되어 최종적으로 작은 양의 LiCl 용융염내에 농축된다. 본 연구에서는 LiCl-CsCl-SrCl2 계에대한 고체-액체 상평형도를 통해 결정화를 통한 분리가능성을 파악하였으며 열전달방정식 의 계산을 통해 경막결정화 운전중 LiCl 용융염상의 온도분포를 예측할 수 있었다. 경막결정화 공정에서 결정성 장 속도는 분리효율에 큰 영향을 미쳤으며 90%의 LiCl 재생율을 가정할 경우 20-25 l/min의 냉각속도 그리고 0.2 g/min·cm2보다 작은 결정성장 속도조건에서 각각의 Cs 및 Sr에 대하여 90% 정도의 분리효율을 나타내었다.

Layer crystallization process was tested for the separation(or concentration) of cesium and strontium fission products in a LiCl waste salt generated from an electrolytic reduction process of a spent oxide fuel. In a crystallization process, impurities (CsCl and SrCl2) are concentrated in a small fraction of the LiCl salt by the solubility difference between the melt phase and the crystal phase. Based on the phase diagram of LiCl-CsCl-SrCl2 system, the separation possibility by using crystallization was determined and the molten salt temperature profile during layer crystallization operation was predicted by using mathematical calculation. In the layer crystallization process, the crystal growth rate strongly affects the crystal structure and therefore the separation efficiency. In the conditions of about 20-25 l/min cooling air flow rate and less than 0.2 g/min/cm2 crystal flux, the separation efficiency of both CsCl and SrCl2 showed about 90 % by the layer crystallization process, assuming a LiCl salt reuse rate of 90 wt%.

본 연구에서는 열분해잔사유(Pyrolysis Fuel Oil, PFO)를 이용한 Pitch계 활성탄소섬유를 제조하였다. 제조한 Pitch안정화 섬유의 탄화 및 활성화 온도를 850, 880, 900 ℃로 달리하여 각각 다른 샘플의 기공형성에 대한 영향을 알아보기 위해 BET 와 SEM을 이용하여 비교 분석하였다. 세 가지 샘플 ACF850, ACF880, ACF900를 분석한 결과 ACF880의 비표면적과 미세 기공표면적이 각각 1,420 m2·g-1, 1,270 m2·g-1으로 가장 높았으며, 외부비표면적과 BJH흡착누적공극표면에서 가장 낮은 중기공표면적이 도출되었다. 또한 N2가스 등온흡착곡선을 분석한 결과, 미세기공의 분포가 균일한 것을 확인할 수 있었다. ACF880은 흡착률 및 흡착속도에서도 가장 높은 결과값을 보이며, 흡착속도는 미세기공표면적과 비례하며 중기공표면적과 반비례함을 알 수 있었다. 제조한 Pitch계 활성탄소섬유를 라돈 연속측정방법을 통해 48시간 동안 측정한 결과 샘플 모두 라돈 흡착성능을 보였다. 제 조한 샘플 중 ACF880이 34.0%로 가장 높은 흡착률을 보였으며, ACF850이 29.5%로 가장 낮은 흡착률을 나타내었다. 이는 비표면적이 높을수록 흡착률이 높아지는 것을 알 수 있었다. 이를 선형회귀선 기울기로 환산하여 흡착속도로 확인한 결과 ACF880이 -1.89로 가장 빠른 것을 확인하였으며, ACF900이 -1.48로 가장 낮은 흡착속도를 보여 미세기공표면적이 높을수 록, 중기공표면적이 낮을수록 흡착속도가 증가하는 것을 알 수 있었다.

In this study, pitch-based activated carbon fibers (ACFs) were modified with pyrolysis fuel oil (PFO). Carbonized ACF samples were activated at 850℃, 880℃ and 900℃. A scanning electron microscope (SEM) and a BET surface area apparatus were employed to evaluate the indoor radon removal of each sample. Among three samples, the BET surface area and micropore area of ACF880 recorded the highest value with 1,420 m2∙g-1 and 1,270 m2∙g-1. Moreover, ACF880 had the lowest external surface area and BJH adsorption cumulative surface area of pores with 151 m2∙g-1 and 35.5 m2∙g-1. This indicates that satisfactory surface area depends on the appropriate temperature. With the above scope, ACF880 also achieved the highest radon absorption rate and speed in comparison to other samples. Therefore, we suggest that the optimum activation temperature for PFO containing ACFs is 880℃ for effective indoor radon adsorption.

사용후핵연료로부터 유용한 물질을 회수하는 파이로 공정의 주요 공정 중 하나인 전해정련 기술과 국내의 전해정련 장치 개발에 대해 고찰하였다. 전해정련 반응은 LiCl-KCl 용융염 전해질 내에 우라늄과 초우란금속 및 희토류 등을 함유하는 사용후핵연료 금속전환체를 담은 양극 바스켓과 고체음극으로 구성되고, 양극에서 는 산화(용해)반응이 음극에서는 환원(석출)반응이 진행되며 순수한 우라늄만을 회수한다. 흑연음극이 가진 자발탈리하는 특성과 아래로 모아진 우라늄 석출물을 스크류 이송장치로 자동 회수하는 개념을 도입하여 처 리용량이 20 kgU/day 규모의 연속식 고성능 전해정련장치를 개발하였다

The electrorefining process, one of main processes which are composed of pyroprocess to recover the useful elements from spent fuel, and the domestic development of electrorefiner have been reviewed. The electrorefiner is composed of an anode basket containing reduced spent fuel such as uranium, transuranic and rare earth elements, and a solid cathode, which are in LiCl-KCl eutectic electrolyte. Oxidation (dissolution) reaction occurs on the anode and a pure uranium is electrochemically reduced (deposited) on the solid cathode. By application of graphite cathode, which has a self-scrapping characteristics for the uranium deposits, and a recovery of the fallen deposits by a screw conveyer, a high-throughput continuous electrorefiner with a capacity of 20 kgU/day has been developed.

원자력발전을 지속가능한 에너지원으로 활용하기 위해서는 원전 해체 및 운영 과정에서 발생하는 방사성폐기물의 안전하고효율적인 처분이 매우 중요하다. 방사성폐기물 종류는 다양하지만 해체과정에서 가장 많이 발생할 것으로 예상되는 극저준위방사성폐기물 인수기준수립은 원전해체전략수립에 큰 영향을 줄 것으로 보인다. 본 연구에서는 영국과 미국의 극저준위방사성폐기물처분장 인수기준을 경주에 건설 중인 원자력환경센터의 인수기준과 비교분석을 통해 향후 우리나라 극저준위방사성폐기물 처분을 위한 폐기물 인수기준을 분석하고자 한다.

In order to use the nuclear energy as the sustainable energy source, the safe and efficient management of radioactive wastesgenerated from the nuclear fuel cycle including NPP decommissioning is one of the most important factors. The establishmentof acceptance criteria for very low level radioactive wastes generated from decommissioning of nuclear power plantin a large quantity is seemed to play a key role for developing a radioactive wastes disposal strategy as well as NPP decommissioningstrategy. In this thesis, we want to review the acceptance criteria of low-and-intermediate-level radioactivewastes in this country through the analysis of other country’s acceptance criteria.

가압경수로형 원자력발전소의 운영과정에서 발생된 폐수지내 및 의 분포특성을 조사하였다. 표준용액을 사용한 의 회수율 측정결과, 사용한 산의 종류에 관계없이, 3 N-HCl , 주입한 농도 범위에서 의 회수율을 나타내었다. 같은 장치를 사용하여 HTO 표준용액 증류에 의한 의 회수율은 주입한 농도 범위에서 이었다. 습식산화-산용출법에 의한 폐수지의 및 동시분리시, 를 사용했을 때 다른 감마핵종에 의한 방해가 없었으며, 포집액이 섬광제와 잘 혼합되었다. 그러나 3 N-HCl을 사용했을 때 포집용액에서 및 등의 감마핵종이 검출되었다. 또한 Sample Oxidizer에 의한 포집용액에서도 및 등이 검출되었으며, 포집용액에서는 이 검출되었다. 폐수지의 총 함량중 약 70% 이상이 무기 탄소로 확인되었다. 30개 폐수지 시료중 8개 고방사능 폐수지의 및 의 평균농도는 각각 이었으며 22개 저방사능폐수지에서는 각각 이 검출되었다. 고방사능 폐수지의 평균 비는 28로 저방사능 폐수지의 0.70에 비해 높게 나타났으며, 및 의 농도는 서로 비례하는 경향을 보였다.

In this work distribution characteristics of spent resins from nuclear power plants(NPPs), pressurized water reactors(PWRs), was investigated. It was found that the recovery percent of by the wet oxidation-acid stripping was for the added activity range of , and it was not affected by the kinds of stripping acids, 3N-HCl, . And the recovery percent of by distillation using the same apparatus was for the added activity range of . Among the tested stripping acids, 3\;N-HCl, , only the trapped solution by distillation in was compatible with the 3H scintillator, Ultimagold XR. Neither of the trapping solutions from the spent ion exchange resin samples by the wet oxidation-3 stripping contained gamma nuclides. However, some gamma nuclides, , were found in the trapped solutions of the spent resins by the wet oxidation-3 N-HCl stripping. It was the same for the trapping solutions of the spent resins by Sample Oxidizer(PACKARD MODEL 307). Meanwhile only two nuclides, , were found in the trapping solutions of the spent resins by Sample Oxidizer(PACKARD MODEL 307). It was found that most of the in the spent resins existed as inorganic carbon form, more than about 70% of the total content. Among the analyzed 30 spent ion exchange resin samples, the average concentration of and for the high radioactive samples, 8 samples, was and that for the low radioactive samples, 22 samples, was , respectively. And the average ratio for the high radioactive samples, was higher, 28, than that of low radioactive samples, 0.70. Some linear relationship trend was found between the activity concentrations of .

고준위 방사성폐기물 처분에 대한 종합 성능 평가를 위해 처분장 성능 및 안전성에 미치는 영향들을 단 위 현상, 사건, 공정 (FEP)으로 분류하고 이들을 발생 가능성, 결과 영향, 규제, 특정 부지의 적합성 등을 고려하여 중요도를 평가한 후 유사한 FEP들을 그룹화하여 이들 FEP 그룹들 간의 상호 반응을 이해하고 이로부터 처분장으로부터 최종 생태계에 이르는 방사성 핵종들이 이동을 기술하는 시나리오를 도출하는 연구가 필요하다. 한국원자력연구원에서는 외국의 사례를 심층 분석하고 국내 전문가 의견 등을 종합하 여 국내 처분 환경에 적합한 FEP들을 380 여개 포함하는 KAERI FEP List를 개발하였다. RES와 PID방법 을 사용하여 처분장 방사선적 종합 안전성 평가에서 고려해야 될 5 가지 시나리오들을 도출하였다. 또한고준위폐기물 처분안전성평가를 종합 데이터베이스 관리시스템인 KAERI CYPRUS를 개발하고 이들 결 과물을 CYPRUS 내에 구축하였다.

The impacts influenced on the performance and safety of a repository are classified as units of Features, Events, and Processes (FEP), for the total system performance assessment (TSPA) related to the permanent disposal of HLW. The importance is evaluated in consideration of the frequency, consequence, regulation, suitability of a specific site, etc. and then these are grouped as a similar FEP. A scenario describing the migration of radionuclide from the repository to the biosphere is derived from understanding the interaction among these groups. KAERI has developed the KAERI FEP lists by review and collation of the foreign studies. The KAERI FEP list has been reviewed by several Korean experts. The five major scenarios describing possible future evolutions of the geological disposal system have been developed by RES and PID methods. Also the CYPRUS which is a KAERI integrated database management system for the total system performance assessment (TSPA) related to the permanent disposal of HLW has been developed and the results of the FEP and scenario development have been uploaded in this system.

방사성폐기물 심지층 처분시스템의 안전성평가에서는 일반적으로 정상 시나리오 이외에 심지층 처분시스 템이 외부 요인에 의해서 영향을 받는 비정상 시나리오를 추가적으로 고려하게 된다. 본 연구에서는 방사성 폐기물 심지층 처분시스템의 비정상 시나리오를 포함하는 복합피폭 시나리오에 대한 안전성평가를 위하여 비정상 시나리오를 구성하는 비정상 사건으로 지진의 국내 발생 특성을 조사하였다. 이를 위하여, 국내(한 반도)의 지진 자료에 대한 통계·확률적인 접근법으로 발생 특성을 조사하고, 이를 통해 미래의 지진 발생 특 성을 예측하는 방법론과 함께 계산 예를 소개하였다. 그 결과, 국내 연간 지진 발생 빈도는 자료의 종류에 따 라 그리고 최소 유효 지진규모에 따라 0.4 /yr에서 36.2 /yr까지 넓게 분포되었다. 최종적으로, 처분시스템 안 전성평가의 보수성 측면에서 위의 범위 내 최대값인 36.2 /yr가 국내 연간 지진 발생 빈도로써 제안되었고, 처분시스템의 면적비를 고려하여 처분시스템 영향 반경 내 연간 지진 발생 빈도는 5.4×10-4 /yr로 계산되었 다. 그리고, 이때의 최소 유효 지진 규모는 2.3이었다. 본 연구는 앞으로 비정상 사건들이 처분시스템에 미치 는 영향에 대한 추가 연구와 함께 향후 복합피폭 시나리오를 고려한 심지층 처분시스템의 안전성평가 신뢰 도 향상에 크게 기여할 것으로 판단된다.

Safety assessments of geological radioactive waste disposal systems, need to consider the abnormal scenario in which a system is impacted by external events in addition to a reference scenario. In this study, the characterization and prediction of an earthquake as an external event which will impact disposal systems were conducted probabilistically and statistically for the safety assessment. The domestic earthquake data were analyzed, and the prediction methodologies of the earthquake were suggested with a computational example. From the results, the earthquake occurrence rates in Korea ranged from 0.4 /yr to 36.2 /yr depending on the data set and the completeness magnitude. From a conservative point of view, the earthquake occurrence rate in the disposal system was suggested as 5.4×10-4 /yr considering the area of the disposal system. At that time, the completeness magnitude of an earthquake was 2.3. This study will be followed by an appraisal of impacts associated with external events on the geological disposal system, and it will contribute to improvements in reliability of the safety assessment.

원전에서 발생되는 방사성폐기물에 대한 고화처리 방법 중 하나인 유리화기술이 일부 가연성폐기물에 대해 적용되고 있다. 국내외적으로 중저준위 방사성폐기물의 효과적인 감용과 안정적인 처분을 위해 다양한 폐기물에 대한 유리화기술 적용방안이 확대 연구되고 있으며, 최근에는 가연성폐기물 뿐만 아니라 알루미늄 금속과 같은 비가연성폐기물에도 유리화 연구가 활발하게 진행되고 있다. 공기조화계통 (HVAC)에는 주로 필터가 이용되고 있으며, 사용 후 필터는 여과재 (유리섬유 및 알루미늄)를 이용하여 배기체를 흡착하기 때문에 방사성폐기물로 처리가 되어야 한다. 본 연구는 필터에 대한 처리기술 연구를 위해 유도가열식 저온용융로 (Cold Crucible Induction Melter: CCIM)를 이용한 유리화 타당성 연구를 수행하였다. 사용후 필터에 대한 유리화 (Vitrification)는 먼저 유리섬유 및 알루미늄 함량을 고려한 최적의 유리조성을 개발 하였으며, 개발된 유리조성을 이용하여 최적의 폐기물 저감을 위한 용융변수와 최종 생성된 유리고화체의 특성을 분석하였다. 사용후 필터 유리화용 조성유리는 주로 SiO2와 B2O3로 구성되어 있다. 전기로를 이용한 용융물 특성시험에서는 폐기물 투입률 및 최종 생성물인 유리고화체의 특성이 검토되었다. 본 연구에서는 알루미늄 금속과 유리섬유로 구성된 필터에 대한 유리조성 개발과 이를 통해 생성된 유리고화체의 물리화학적 특성을 검토하고 유리화 타당성을 확인하였다.

Vitrification technology has been widely applied as one of effective processing methods for wastes generated in nuclear power plants. The advantage of vitrifying for low- and intermediate-level radioactive wastes has a large volume reduction and good durability for the final products. Recently, a filter using on HVAC(Heating Ventilating & Air Conditioning System) is composed with media (glass fiber) and separator (aluminum film) has been studied the proper treatment technology for meeting the waste disposal requirement. Present paper is a feasibility study for the filter vitrification that developing of the glass compositions for filter melting and melting test for physicochemical characteristic evaluation. The aluminum metal of film type is preparing with 0.5 cm size for proper mixing with glass frit, glass fiber is also preparing with 1 cm size within crucible. The glass compositions should be developed considering molten glass are related with wastes reduction. Glass compositions obtained from developing on glass formulation are mainly composed of SiO2 and B2O3 for aluminum metal. A variety of factors obtained from the glass formulation and melting test are reviewed, which is feeding rate and glass characteristics of final products such as durability for implementing the wastes disposal requirement.