• 한국광물학회지
• /
• 제20권3호
• /
• pp.165-173
• /
• 2007

한국원자력연구원에 위치한 KURT 지하처분연구시설은 2003년 부지조사를 시작으로 최근에 완공하였으며, 그 규모는 길이 약 180m, 폭 6m, 그리고 높이 6m의 말굽형 단면을 가진 터널이고 지하 약 90m 깊이에 위치하고 있다. 터널 굴착이 100m 정도 진행되었을 때, 신선한 암석 및 풍하가 진행된 암석, 그리고 균열 및 단층 충전물질로 채워진 부분을 대상으로 시료를 채취하여 광물 및 화학적 분석을 실시하였다. KURT 암반에는 일라이트, 스멕타이트, 녹니석과 같은 층상규산염광물들과 방해석 등이 단층 및 균열을 충전하고 있다. 일라이트나 스멕타이트는 단열대에 주로 혼합광물로 존재하고 있으며, 우세종에 따라 입도에 따른 함량비에 차이가 있다. 산화철로 피복된 암석과 단열충전물 시료에는 우라늄 및 토륨의 함량이 신선한 암석에 비해 높았으며, 이는 암석으로부터 서서히 용탈되거나 지하수 및 열수에 용존되어 있던 핵종 원소들이 단열을 따라 이동하면서 산화철 및 단열충전광물들에 의해 선택적으로 수착되거나 공침된 결과로 해석된다. 본 연구결과는 향후 지하심부 고준위방사성폐기물 처분관련 장기안정성 예측시 핵종 이동 및 지연에 영향을 끼치는 환경 인자 평가에 귀중한 자료로 활용될 것이다.

• 방사성폐기물학회지
• /
• 제16권1호
• /
• pp.83-91
• /
• 2018

우라늄 토양 및 콘크리트 폐기물의 동전기 제염 후 방사성폐기물의 시멘트 고화특성을 분석하기 위하여, 시멘트 고화 유동성 시험을 수행하고 시멘트 고화 시료를 제작하였다. 시멘트 고화시료에 대하여 압축강도, pH, 전기전도도, 방사선조사 효과 및 부피증가를 분석하였다. 방사성폐기물의 시멘트 고화의 작업 적정도는 175~190% 정도였다. 시멘트 고화시료의 방사선 조사 후 압축강도는 방사선 조사 전 압축강도 보다 약 15% 감소하였으나, 한국원자력환경공단 인수기준 ($34kgf{\cdot}cm^{-2}$)을 만족하였다. 동전기 제염 후 방사성폐기물의 시멘트 고화 시료에 대한 SEM-EDS 분석결과, 알루미늄상은 시멘트와 잘 결합한 형상을 나타낸 반면, 칼슘상은 시멘트와 분리된 형상을 나타내었다. 방사성폐기물의 시멘트 고화 부피는 시멘트에 대한 폐기물의 배합과 수분량에 따라 다르게 나타났다. 방사성폐기물의 시멘트 고화 부피(C-2.0-60)는 약 30% 증가였으며 동전기 제염 후 생성된 방사성폐기물의 영구처분은 적절하다고 판단되었다.

• 대한화학회지
• /
• 제44권6호
• /
• pp.526-532
• /
• 2000

사용후핵연료에 미량 함유되어 있는 루테늄 분석법을 개발하기 위하여 양이온교환법을 이용한 분리 조건을 조사하였다. 산분해 장치를 사용하여 9:1 몰비의 혼합산($HCl-HNO_3$)으로 루테늄 시료를 용해시켰다. 염산 용액에서 루테늄의 흡수스펙트럼과 이온교환 거동 조사를 통해 분리에 관련된 루테늄의 화학종을 제시하였다. 미량의 루테늄이 함유되어 있는 우라늄 용액을 양이온교환수지(AG 50W ${\times}$ 8, 100~200 mesh) 분리관(0.7 ${\times}$ 8.0 cm)에 넣고 0.5 M 염산으로 루테늄을 용리시켰다. 모의 사용후핵연료에 확립된 루테늄 분리방법을 적용하고 유도결합 플라스마 원자방출분광분석법으로 분석한 결과 루테늄 회수율은 98.5%이었다.

• 방사성폐기물학회지
• /
• 제7권2호
• /
• pp.93-100
• /
• 2009

본 연구는 12 성분의 모의 FP-산화물 (simulated fission products oxide)을 대상으로 하여 $(NH_4)_2CO_3-H_2O_2$ 탄산염 용액에서 U을 산화 용해할 때 U과 함께 용해되는 FP의 산화 용해특성을 규명하였다. FP-산화물의 산화용해 시 FP의 최소 용해를 위한 산화제로는 $H_2O_2$가 가장 우수하였다. 0.5 M $(NH_4)_2CO_3-0.5$ M $H_2O_2$ 계에서 U과 함께 산화 용해되는 원소로는 Re, Te, Cs, Mo 등이고, 2시간 용해에서 Re과 Te은 각각 98${\pm}$2%, Cs은 94${\pm}$2%, Mo는 29${\pm}$2%가 용해되었다. Re, Te 및 Cs의 용해는 각각 $(NH_4)_2CO_3$ 용액에서의 높은 용해도에 기인하여 $H_2O_2$ 함유 여부에 관계없이 매우 빠르게 일어나고, $(NH_4)_2CO_3$ 농도 및 $H_2O_2$의 농도증가에 거의 영향을 받지 않았다. 반면에 $H_2O_2$에 의한 Mo의 산화 용해는 $(NH_4)_2CO_3$ 농도에 무관하게 매우 느리게 일어나고, 4시간 용해에서 약 33%가 용해되었다. 그리고 용액 내 pH는 FP-산화물의 용해에 가장 큰 영향을 미치는 요인으로 U의 산화 용해 시 FP의 공용해를 방지하기 위해서 pH 9${\sim}$10에서 수행하는 것이 효과적이었다.