사용후핵연료 금속전환체의 장기저장 안정성 확보를 위해 금속전환체의 주성분인 금속우라늄과 산화 안정화 후보물질인 Nb, Ti, Ni, Zr, Hf 등을 첨가한 모의금속전환체 합금을 제작하여 $200^{\circ}C~300^{\circ}C$ 온도구간에서 순수 산소분위기로 산화시험을 수행하였다. U-Nb, U-Zr, U-Ti 합금은 순수 금속우라늄보다 무게증가 측면에서의 산화저항성이 높았으나, U-Hf, U-Ni 합금의 경우에는 오히려 순수 금속우라늄보다 산화 저항성이 낮게 나타났다. 시편에 대한 미세성분 및 조직을 광학현미경, SEM, EPMA 등을 통해 분석하였다. 각 합금의 산화율 및 활성화에너지를 구한 결과 U-Nb 합금의 활성화에너지가 높고 산화 저항성이 가장 양호한 것으로 나타나 산화 저항성 후보물질로 선정하였다.
환원추출 공정은 소멸처리로의 연료를 제조하는 과정에서 전해분리된 TRU 성분을 추가로 정제하기 위해 이용된다. 본 연구에서는 용융염과 Bi 금속사이의 환원추출되는 과정에 대하여 조사하였다. TRU의 대체연구물인 지르코늄과 희토류 원소들이 용질로 이용되었으며, 환원제인 Li은 Bi와 미리 합금을 만들어 사용하였다. 모든 실험은 아르곤 가스가 채워진 글로브박스내에서 수행되었으며, 분석을 위해 ICP, XRD 및 EPMA 등이 이용되었다 Li 투입 후 3시간 이내에 환원추출 반응이 평형에 도달하였다. 세가지 용융염 시스템의 비교실험에서 3가지 용융염 시스템 모두에서 지르코늄이 희토류 원소들로부터 잘 분리되었다.
Currently, the interim storage pools of spent fuels in South Korea are expected to become saturated from 2024. It is required to prepare an operation plan of a domestic dry storage facility during a long-term period, with the researches on safety evaluation methods. This study modified the FRAPCON code to predict the spent fuel integrity evaluation such as the axial cladding temperature, the hoop stress and hydrogen distribution in dry storage. The cladding temperature in dry storage was calculated using the COBRA-SFS code with the burnup information which was calculated using the FRAPCON code. The hoop stress was calculated using the ideal gas equation with spent fuel information such as rod internal pressure. Numerical analysis method was used to calculate the degree of hydrogen diffusion according to the hydrogen concentration and temperature distribution during a dry storage period. Before 50 years of dry storage, the cladding temperature and hoop stress decreased rapidly. However, after 50 years, they decreased gradually and the cladding temperature was below 400 K. The initial temperature distribution and hydrogen concentration showed a parabolic line, but hydrogen was transferred by the hydrogen concentration and temperature gradient over time.
Obruchikov, Alexander V.;Merkushkin, Aleksei O.;Magomedbekov, Eldar P.;Anurova, Olga M.
Nuclear Engineering and Technology
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제53권5호
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pp.1717-1722
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2021
This study is devoted to the ability of carbon fiber material samples impregnated with various amounts of barium iodide and triethylenediamine to remove radioactive methyliodide from air streams. The main sorption characteristics of impregnated UVIS® carbon fiber were determined and the use of this material for purifying of technological gas flows at nuclear power plants was evaluated. The methyliodide trapping efficiency by samples impregnated with barium iodide, TEDA, and their mixture was 83.4 ± 0.8%; 93.1 ± 0.6% and 93.5 ± 0.7% respectively, under the same conditions. The study established a significantly higher capacity (8.3 ± 0.07 mg/cm2) of samples impregnated simultaneously with both chemical compounds toward methyliodide. Under the same test conditions, the values of this parameter for the samples impregnated separately with TEDA and BaI2 were 2.85 ± 0.05 mg/cm2 and 0.86 ± 0.04 mg/cm2, respectively.
S. W. Kwon;Lee, B. J.;B. G. Ahn;Kim, E. H.;J. H. Yoo
한국방사성폐기물학회:학술대회논문집
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한국방사성폐기물학회 2004년도 Proceedings of the 4th Korea-China Joint Workshop on Nuclear Waste Management
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pp.165-169
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2004
It was studied on the reductive extraction between the eutectic salt and Bi metal phases. The solutes were zirconium and the rare earth elements, where zirconium was used as the surrogate for the transuranic(TRU) elements. All the experiments were performed in a glove box filled with argon gas. Two types of experimental conditions were used -high and low initial solute concentrations in salt. Li-Bi alloy was used as a reducing agent to reduce the high chemical activity of Li. The reductive extraction characteristics were examined using ICP, XRD and EPMA analysis. Zirconium was successfully separated from the rare earth elements by the reductive extraction method. The LiF-NaF-KF system was favorable among the fluoride salt systems, whereas the LiCl-KCl system was favorable among the chloride salt systems. When the solute concentrations were high, intermetallic compounds were found near the salt-metal interface.
라돈가스는 암석이나 토양 등에 존재하는 자연 방사성 물질인 우라늄이 붕괴할 때 발생하는 무색, 무취, 무미의 가스이다. 인체가 연간 노출되는 방사선의 85%는 자연 방사선에 의한 것이고, 그 중 50%가 라돈가스이다. 미국 환경보호청(EPA)의 조사결과에 의하면, 라돈가스에 장시간 노출될 경우 흡연자는 1,000명 중 62명, 비흡연자는 1,000명 중 7명이 폐암 발병률에 노출된다. 이러한 라돈가스의 위해성을 저감하고자 활성탄소를 사용하여 경화체를 제작하여 그에 대한 공극 특성과 라돈가스 저감 특성에 대한 실험을 진행하였다. 활성탄소를 활용하였을 경우, 측정기간이 길어질수록 라돈가스 농도는 급격한 저감과 그래프 상의 변화를 확인할 수 있었다. 또한 활성탄소의 재료적 특성 중 하나인 공극 분포와 미세공 특성을 파악할 수 있다.
중저준위 방사성폐기물의 영구처분을 위하여 건설되는 월성원자력환경관리센터의 1단계 폐쇄후 안전성평가에 대하여 기술하였다. 처분시설의 건설운영허가를 위하여 작성된 안전성평가에 대하여 평가개요, 처분시설의 폐쇄개념, 처분부지에 대한 지하수 유동특성을 이용하여 평가를 위한 시나리오의 개발과정과 도출된 평가대상 시나리오에 대한 개념을 기술하였다. 폐쇄후 안전성평가 모델링을 위한 평가도구, 입력인자와 개별 시나리오에 대한 핵종누출 모델링, 기체발생 및 기체이동 모델링, 인간침입 모델링과 생태계 모델링에 대하여 기술하였다. 처분시설의 폐쇄후 안전성 평가시나리오에 대하여 국내 규제치를 만족하는 것으로 평가되었으며 향후 처분시설 안전성에 대한 불확실성 저감과 신뢰성 증진을 위한 노력을 지속적으로 수행할 예정이다.
방사성 폐기물의 핵종 재고량 평가에 필요한 정량분석을 위하여 다양한 매질의 방사성 폐기물 시료로부터 $^{99}Tc,\;^{94}Nb,\;^{55}Fe,\;^{90}Sr$ 및 $^{59}Ni(^{63}Ni)$의 선택적 분리에 관한 연구가 수행되고있다. 방사성 폐기물 용해용액의 화학조성을 모사하여 만든 모의 방사성 폐기물 용해용액을 사용하여 음이온교환수지법과 Sr-Spec 추출 크로마토그래피로 Re ($^{99}Tc$ 대용원소), Nb, Fe 및 Sr을 분리해 낸 후 Ni과 함께 회수되는 Ce, Ca, Mg, Al, Cr, Ti, Mn 및 Cu와 Ni의 분리 거동을 Ni-Spec 추출크로마토그래피와 양이온교환수지법으로 조사하였다. 공존원소들로부터 Ni의 선택적 분리와 기체비례계수법에 의한 방사능 측정에 적합한 radionuclide source를 만들기 위하여 공존원소들에 대한 가리움제로 ammonium citrate 및 tartaric acid를 사용하는 dimethylglyoxime 침전법의 적용에 관하여 기술하였다.
최근 수평시추, 수압파쇄 등의 기술발전에 따라 셰일가스, 셰일오일, 석탄층 메탄가스 등 비전통자원개발이 활성화 되었다. 이러한 기술발전으로 생산성이 향상되었지만, 화학약품이 포함된 수압파쇄 유체와 오일, 가스와 고농도의 염과 방사성 물질을 함유하는 생산수가 가스 생산중 발생하게 된다. 이같이 생성된 대량의 폐수에 따른 부정적인 환경적 요인은 비전통자원개발에 주요 장애요소로 급격히 대두되고 있다. 본 연구에서는 비전통자원개발에 따른 회수수와 생산수의 처리방법에 대한 융합적인 토대를 제시하고, 새롭게 떠오르는 다양한 수처리 기술을 총설하고자 한다. 비전통 자원개발 현장에 적용 가능한 기본적인 분리공정인 막분리, 증발, 결정화, 탈염공정 기술을 소개하고 또한 대량의 수자원을 사용하는 비전통자원개발의 특성상 물의 재이용 및 재활용이 가능한 기술을 소개하고자 한다.
시료 전처리가 필요 없는 감마선 분광분석법을 이용하여 지하수 중의 라듐 ($^{226}Ra$) 분석을 위한 측정법을 확립하였다. 방사평형된 딸핵종을 이용한 라듐의 분석 시 가장 문제가 되는 대기 중 라돈 딸핵종에 의한 바탕계수는 측정함 내부로 질소가스를 흘려주므로써 해결하였고, 라듐과 그 딸핵종들 사이의 방사평형 과정에서 생성된 라돈가스의 용기 외부로의 누출은 밀폐된 알루미늄 용기를 사용함으로써 방지할 수 있었다. 또한 측정용기 내부의 공기층에 의한 방사능 변화정도를 조사하기 위하여 임의로 공기층을 만들어 측정한 결과, 물 속에 녹은 라돈의 공기층으로의 발산에 의한 방사능 변화정도는 통상적인 측정오차인 5% 범위 이내였다. 측정 시 검출기 주위로 질소가스를 흘려줌으로서 대기 중 라돈 딸핵종에 의한 간섭을 제거하였고, 검출하한값을 0.02 Bq/L로 낮출 수 있었다. 이는 최근 US Environmental Protection Agency (EPA)에 의하여 제안된 지하수 중의$^{226}Ra$ Maximum Contaminant Level (MCL)인 0.74 Bq/L보다 충분히 작은 값으로서 감마선 분광법을 이용하여 지하수 중의 라듐을 방사능 농도를 정확히 결정할 수 있다는 것을 확인하였다.
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[게시일 2004년 10월 1일]
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