• 제목/요약/키워드: Nuclear Waste Disposal Site

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지하수 용존 우라늄의 수착 및 침전 거동에서 수소 가스의 생지화학적 영향 (Biogeochemical Effects of Hydrogen Gas on the Behaviors of Adsorption and Precipitation of Groundwater-Dissolved Uranium)

  • 이승엽;이재광;서효진;백민훈
    • 자원환경지질
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    • 제51권2호
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    • pp.77-85
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    • 2018
  • 원전 시설 주변 및 심지층 폐기물 처분장 인근 환경은 우라늄으로 오염될 가능성이 높으며, 오염된 우라늄은 지하수를 따라 먼 곳까지 이동 및 확산될 수 있다. 이러한 오염 우라늄의 이동 및 확산을 효과적으로 제어하기 위해서는 지하 환경에서 우라늄의 생지화학적 거동을 이해할 필요가 있다. 일반적으로 토양 및 지질 매체 내에 다양한 종류의 미생물이 생존하고 있으며, 이들의 활동은 핵종들의 산화 환원 반응 및 그에 따른 용해도 변화와 밀접히 연관되어 있다. 우리는 유기물 대신 수소 가스를 전자공여체로 사용하여 고체 매질에 대한 용존 우라늄의 수착 및 침전 거동을 살펴보았다. 화강암을 고체 매질로 사용한 회분식 실험에서는 수소의 영향이 관찰되지 않았으나, 벤토나이트를 사용한 조건에서는 수소의 영향으로 5~8% 우라늄 농도 감소가 관찰되었다. 이러한 결과는 벤토나이트 토착미생물이 수소를 전자공여체로 활용하여 우라늄 거동(감소)에 영향을 준 것으로 보인다. 또한, 폐기물 처분환경의 고열 및 고방사선 조건에서도 벤토나이트 토착미생물은 강한 내성을 보였으며, 이는 향후 자연산 벤토나이트가 처분장 완충재로 사용될 경우 핵종-생지화학 반응이 주요 기작 중의 하나가 될 것으로 예상된다.

원전해체시 독립된 사용후핵연료저장조 국내 적용 검토 (Review for Applying Spent Fuel Pool Island (SFPI) during Decommissioning in Korea)

  • 백준기;김창락
    • 방사성폐기물학회지
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    • 제13권2호
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    • pp.163-169
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    • 2015
  • 국내 원자력발전소에서는 사용후핵연료 저장용량의 확대를 위해 사용후핵연료저장조에 조밀저장대를 설치하고 있지만 한빛원전은 2024년에 포화가 예상된다. 또한 10개의 원자력발전소가 2029년까지 설계수명에 도달하게 된다. 하지만 원전운영과 해체를 위한 국내 사용후핵연료 관리정책은 아직 결정되지 않은 상황이다. 미국의 경우 원전해체시 사용후핵연료를 중간 저장시설 또는 영구처분장으로 이송하기 전까지 임시적으로 독립된 사용후연료저장조(이하 'SFPI') 방식을 운영하는 사례가 있다. SFPI는 원전해체시 운전정지 후 사용후핵연료를 저장하는데 있어서 방사선 노출 저감, 운영비용 절감, 안전성 보강 등의 효과를 기대할 수 있다. 따라서 이 논문에서는 미국의 SFPI 운영경험, 시스템, 적용규정 등에 대한 사례연구를 수행하였다. 결론적으로 SFPI 국내 적용을 위해서는 사용후핵연료저장 계통의 설계변경 범위 및 예상 소요비용 확정, 원전 해체계획에 설비개선 계획 반영제출, 주기적안전성평가(PSR) 방법 등을 활용한 안전성 평가(운영기간 10 년), 설계변경을 위한 운영 변경허가 신청, 규제기관 심사 및 허가 취득, 설계변경 수행, 규제기관의 확인점검, SFPI 운영을 위한 교육 및 시운전, SFPI 운영 및 정기검사, SFPI 해체 등의 절차가 필요하다.

방사성폐기물 처분을 위한 결정질 기반암의 지하수 수질 평가 (Evaluation of Groundwater Quality in Crystalline Bedrock Site for Disposal of Radioactive Waste)

  • 이정환;정해룡;정재열;박주완;윤시태
    • 방사성폐기물학회지
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    • 제12권4호
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    • pp.275-286
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    • 2014
  • 본 연구에서는 결정질 기반암에 위치하는 12개 시추공의 지하수 수질을 분석하여, 다변량 통계 분석법을 활용하여 지하수 수질 진화 특성 및 성분 기원을 평가하였다. 지하수 수질 유형은 Na(Ca)-$HCO_3$형과 Ca-$HCO_3$형이 가장 우세하여, 물-암석 반응에 의한 직접적인 양이온 교환 반응($Ca^{2+}{\rightarrow}Na^+$)을 지시하며, 현장 지하수 특성과 실내 지하수 분석 결과에 기초한 연구지역의 지하수 수질 진화는 초기 내지 중간 정도의 단계를 지시하는 것으로 사료된다. 다변량 분석 결과, 인위적인 기원인 $NO_3{^-}$와 다른 성분들 간의 상관성을 살펴보면, $Na^+$, $Cl^-$와 양의 상관성을 나타난다. 염무의 기원인 $Cl^-$와는 $Na^+$, $SO{_4}^{2-}$, $Mg^{2+}$, $K^+$와 양의 상관성을 나타낸다. 그러나 다른 성분들($Ca^{2+}$, $Fe^{2+}$, $HCO_3{^-}$, $F^-$, $SiO_2$)과는 상관성이 나타나지 않는다. $Cl^-$ 농도가 일반적인 지하수 수질 범위에 포함되고 $NO_3{^-}$ 농도는 먹는물 수질기준치 이하로서 농도가 매우 낮으며, 대부분의 광물에 대해서 지하수 화학성분들은 불포화상태를 지시한다. 따라서, 연구지역의 수질 성분들은 대부분 물-암석 반응을 통한 자연적인 기원을 지시하고 부분적으로는 자연적인 염무와 농업과 관련된 인위적인 오염으로부터 기인된다.

건식 저장방식별 사용후핵연료 운반 작업자 피폭시나리오 개발 (Development of Spent Nuclear Fuel Transportation Worker Exposure Scenario by Dry Storage Methods)

  • 손건우;김혁재;이신동;곽민우;김광표
    • 방사선산업학회지
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    • 제18권1호
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    • pp.43-52
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    • 2024
  • Currently, there are no interim storage facilities and permanent disposal facilities in Korea, so all spent nuclear fuels are temporarily stored. However, the temporary storage facility is approaching saturation, and as a measure to this, the 2nd Basic Plan for the Management of High-Level Radioactive Waste presented an operation plan for dry interim storage facilities and dry temporary storage facilities on the NPP on-site. The dry storage can be operated in various ways, and to select the optimal dry storage method, the reduction of exposure for workers must be considered. Accordingly, it is necessary to develop a worker exposure scenario according to the dry storage method and evaluate and compare the radiological impact for each method. The purpose of this study is to develop an exposure scenario for workers transporting spent nuclear fuel by dry storage method. To this end, first, the operation procedure of the foreign commercial spent nuclear fuel dry storage system was analyzed based on the Final Safety Analysis Report (FSAR). 1) the concrete overpack-based system, 2) the metal overpack-based system, and 3) the vertical storage module-based system were selected for analysis. Factors were assumed that could affect the type of work (working distance, working hours, number of workers, etc.) during transportation work. Finally, the work type of the processes involved in transporting spent nuclear fuel by dry storage method was set, and an exposure scenario was developed accordingly. The concrete overpack method, the metal overpack method, and the vertical storage module method were classified into a total of 31, 9, and 23 processes, respectively. The work distance, work time, and number of workers for each process were set. The product of working hours and number of workers (Man-hour) was set high in the order of concrete overpack method, vertical storage module method, and metal overpack method, and short-range work (10 cm) was most often applied to the concrete overpack method. The results of this study are expected to be used as basic data for performing radiological comparisons of transport workers by dry storage method of spent nuclear fuel.

KURT 부지 조건에서 A-KRS 입지 영역 도출 (Potential repository domain for A-KRS at KURT facility site)

  • 김경수;박경우;김건영;최희주
    • 방사성폐기물학회지
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    • 제10권3호
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    • pp.151-159
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    • 2012
  • 선진핵주기 고준위폐기물 처분시스템의 개념설계를 위하여 가상의 처분장 부지인 KURT 시설 부지의 지질조건에서 A-KRS의 입지 후보영역을 선정하였다. 부지의 모암은 한반도에 폭넓게 분포하는 중생대 화강암을 대표하는 것으로 열수변질작용을 받은 흔적이 있으며, 지표수와 지하수계는 일차적으로 지형의 영향을 받아 부지에서 남동진하여 금강으로 배출된다. 부지 내에서 확인된 단열대는 2 등급 규모로서 N-S와 E-W 주향으로 우세하게 분포한다. A-KRS 입지 후보영역을 제안하기 위하여 부지 내에서 공간적으로 -500 m 심도까지 발달되는 것으로 예상되는 단열대를 교차하지 않고 동시에 단열대로부터 50 m 이상의 충분한 이격거리를 갖는 조건에서 처분장 규모의 영역을 확보할 수 있는지를 분석하였다. 분석 결과, 본 부지의 중앙부에 우세하게 분포하는 남북 방향의 주향을 갖는 단열대의 서쪽 영역의 -200 m 이하 심도에서 충분한 영역을 확보할 수 있는 것으로 확인되었다. 단열대의 분포 특성을 감안할 때 부지의 좌하단 영역이 지질학적, 수리지질학적 측면에서 A-KRS 입지 영역으로 가장 양호한 것으로 판단된다.

초동극성분포를 이용한 홍성지진의 Focal Mechanism 연구 (A Study on the Focal Mechanism of the Hongsung Earthquake from the P-Wave Polarity Distributions)

  • 김준경
    • 지질공학
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    • 제1권1호
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    • pp.121-136
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    • 1991
  • 본 연구에서는 P파형의 초동극성 분포를 이용하여 홍성지진의 Focal Mechanism을 평가하였다. 비선형 전산처리과정을 이용하여 원지진진앙거리에서 관측된 9개의 P파형의 초동극성 분포와 주향, 경사 및 상반변위방향의 변화로부터 구한 Focal Mechanism과의 부합성을 조사하였다. 위의 과정을 이용하여 처리한 결과 주단층면의 주향 및 겅사는 약 247도 및 약 78도로서 홍성부근지역의 선구조와 잘 일치함을 보여주었다. 그러나, 주단층면의 상반변위 방향은 약 40도에서 약 160도 까지의 광범위한 값을 보여주었으나, 이는 관측점의 방위각 분포가 불충분하기 때문인 것으로 분석되었다. 위에서 결정된 Focal Mechanism이 의미하는 주응력 방향은 일본 트렌치를 따라서 태평양판이 유라시아판 아래로 Subduction할 때 가능한 지응력장가 상반되지 않음을 보여 주었다. 또한, 이러한 Focal Mechanism으로부터 원자력발전소나 핵폐기물 처리장 및 처분장 건설시, 부지고유응답 스펙트럼 및 강지진동 자료와 같은 내진설계기준을 위해 필요한 한반도의 지진지체구조 특성에 대한 정보를 얻을 수 있다.

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다층 심지층처분장 열해석에 미치는 암반손상대의 영향 (Effects of Excavation Damaged Zone on Thermal Analysis of Multi-layer Geological Repository)

  • 조원진;김진섭;김건영
    • 방사성폐기물학회지
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    • 제17권1호
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    • pp.75-94
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    • 2019
  • 현재 고려되고 있는 단층 심지층처분장 개념은 부지 소요면적이 지나치게 크기 때문에, 처분밀도를 향상시키기 위한 다층 심지층처분장 개념이 제안되고 있다. 심부암반에 건설된 다층 심지층처분장 주위에 형성된 암반손상대가 심지층처분장의 온도 분포에 미치는 영향이 분석되었다. 다층 심지층처분장의 열해석에는 완충재, 뒤채움재 및 암반에서 일어나는 재포화 현상을 고려한 열-수리 모델이 사용되었다. 암반손상대의 존재는 심지층처분장의 온도 분포에 큰 영향을 미치는 것으로 나타났으며, 손상대의 크기와 열전도도 저하 정도에 따라 복층 및 삼층 심지층처분장의 최고첨두온도를 각각 최대 $7^{\circ}C$$12^{\circ}C$까지 증가시킬 수 있다. 다층 심지층처분장의 첨두온도에 영향을 크게 미치는 인자는 암반손상대에서의 열전도도 저하이며, 처분공 주위에 형성된 암반손상대가 처분터널 주변에 형성된 암반손상대보다 첨두온도에 더 큰 영향을 미친다.

Glass Dissolution Rates From MCC-1 and Flow-Through Tests

  • Jeong, Seung-Young
    • 한국방사성폐기물학회:학술대회논문집
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    • 한국방사성폐기물학회 2004년도 학술논문집
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    • pp.257-258
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    • 2004
  • The dose from radionuclides released from high-level radioactive waste (HLW) glasses as they corrode must be taken into account when assessing the performance of a disposal system. In the performance assessment (PA) calculations conducted for the proposed Yucca Mountain, Nevada, disposal system, the release of radionuclides is conservatively assumed to occur at the same rate the glass matrix dissolves. A simple model was developed to calculate the glass dissolution rate of HLW glasses in these PA calculations [1]. For the PA calculations that were conducted for Site Recommendation, it was necessary to identify ranges of parameter values that bounded the dissolution rates of the wide range of HLW glass compositions that will be disposed. The values and ranges of the model parameters for the pH and temperature dependencies were extracted from the results of SPFT, static leach tests, and Soxhlet tests available in the literature. Static leach tests were conducted with a range of glass compositions to measure values for the glass composition parameter. The glass dissolution rate depends on temperature, pH, and the compositions of the glass and solution, The dissolution rate is calculated using Eq. 1: $rate{\;}={\;}k_{o}10^{(ph){\eta})}{\cdot}e^{(-Ea/RT)}{\cdot}(1-Q/K){\;}+{\;}k_{long}$ where $k_{0},\;{\eta}$ and Eaare the parameters for glass composition, pH, $\eta$ and temperature dependence, respectively, and R is the gas constant. The term (1-Q/K) is the affinity term, where Q is the ion activity product of the solution and K is the pseudo-equilibrium constant for the glass. Values of the parameters $k_{0},\;{\eta}\;and\;E_{a}$ are the parameters for glass composition, pH, and temperature dependence, respectively, and R is the gas constant. The term (1-Q/C) is the affinity term, where Q is the ion activity product of the solution and K is the pseudo-equilibrium constant for the glass. Values of the parameters $k_0$, and Ea are determined under test conditions where the value of Q is maintained near zero, so that the value of the affinity term remains near 1. The dissolution rate under conditions in which the value of the affinity term is near 1 is referred to as the forward rate. This is the highest dissolution rate that can occur at a particular pH and temperature. The value of the parameter K is determined from experiments in which the value of the ion activity product approaches the value of K. This results in a decrease in the value of the affinity term and the dissolution rate. The highly dilute solutions required to measure the forward rate and extract values for $k_0$, $\eta$, and Ea can be maintained by conducting dynamic tests in which the test solution is removed from the reaction cell and replaced with fresh solution. In the single-pass flow-through (PFT) test method, this is done by continuously pumping the test solution through the reaction cell. Alternatively, static tests can be conducted with sufficient solution volume that the solution concentrations of dissolved glass components do not increase significantly during the test. Both the SPFT and static tests can ve conducted for a wide range of pH values and temperatures. Both static and SPFt tests have short-comings. the SPFT test requires analysis of several solutions (typically 6-10) at each of several flow rates to determine the glass dissolution rate at each pH and temperature. As will be shown, the rate measured in an SPFt test depends on the solution flow rate. The solutions in static tests will eventually become concentrated enough to affect the dissolution rate. In both the SPFt and static test methods. a compromise is required between the need to minimize the effects of dissolved components on the dissolution rate and the need to attain solution concentrations that are high enough to analyze. In the paper, we compare the results of static leach tests and SPFT tests conducted with simple 5-component glass to confirm the equivalence of SPFT tests and static tests conducted with pH buffer solutions. Tests were conducted over the range pH values that are most relevant for waste glass disssolution in a disposal system. The glass and temperature used in the tests were selected to allow direct comparison with SPFT tests conducted previously. The ability to measure parameter values with more than one test method and an understanding of how the rate measured in each test is affected by various test parameters provides added confidence to the measured values. The dissolution rate of a simple 5-component glass was measured at pH values of 6.2, 8.3, and 9.6 and $70^{\circ}C$ using static tests and single-pass flow-through (SPFT) tests. Similar rates were measured with the two methods. However, the measured rates are about 10X higher than the rates measured previously for a glass having the same composition using an SPFT test method. Differences are attributed to effects of the solution flow rate on the glass dissolution reate and how the specific surface area of crushed glass is estimated. This comparison indicates the need to standardize the SPFT test procedure.

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국내 PWR 사용후핵연료에서 세슘, 스트론튬과 요오드의 갭 및 입계 재고량 측정 (Measurement of the Gap and Grain Boundary Inventories of Cs, Sr in and I in Domestic Used PWR Fuels)

  • 김승수;강광철;최종원;서항석;권수한;조원진
    • 방사성폐기물학회지
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    • 제5권1호
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    • pp.79-84
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    • 2007
  • 처분장에서 지하수로 쉽게 유출될 수 있는 방사성 핵종들의 양을 예측하기 위하여 국내 PWR 사용후핵연료 팰렛들의 갭(gap) 및 입계에 있는 용해성 원소들의 재고량을 측정하였다. 연소도가 $45{\sim}66$ GWD/MTU를 갖는 연료봉에서 얻은 펠렛들에서 세슘의 갭 재고량이 $0.85{\sim}1.7%$M로 나타났으며, 이는 핵분열 생성기체 유출률의 $1/6{\sim}1/3$에 해당하였다. 그러나 핵분열 생성기체 유출 률이 1%이하인 연료봉에서 취한 40 GWD/MTU이하의 연소도를 갖는 펠렛들의 경우, 세슘의 갭 재고량들을 핵분열 생성기체 유출률과 연관시키기는 곤란하였다. 갭 및 입계내 스트론튬의 재고량은 동일 연료봉내 펠렛에서는 크게 다르지 않았으며, 요오드의 갭 재고량은 핵분열 생성기체 유출률보다 작거나 유사한 값을 갖는 것으로 평가되었다.

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B형 삼중수소 운반용기 안정성 평가 (Safety evaluation of type B transport container for tritium storage vessel)

  • 이민수;백승우;김광락;안도희;임성팔;정홍석;최희주;최종원;손순환;송규민
    • 방사성폐기물학회지
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    • 제5권2호
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    • pp.155-169
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    • 2007
  • 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 $134.8^{\circ}C$로 나타났다. 운반사고 조건에 대한 열 평가로서 $800^{\circ}C$ 외부환경에 30분간 노출되었을 경우에는 단열재만의 열차폐를 고려하여 계산한 결과, 약 $405^{\circ}C$로 나타났으며, 내부 온도 상승은 1차 격납 경계인 1차 저장용기의 허용 온도인 $550^{\circ}C$에도 미치지 못하였다. 격납 차폐 평가에서도 사고조건인 $800^{\circ}C$의 외부 환경에 노출된 경우에서도 충분히 운반용기의 격납 성능을 유지할 수 있다고 판단되었다. 방사선에 대한 차폐 특성을 조사한 결과, 트리튬에서 발생된 ${\beta}-ray$ 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.

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