• 방사성폐기물학회지
• /
• 제21권4호
• /
• pp.531-541
• /
• 2023

The Wolsong Nuclear Power Plant (NPP) operates an on-site spent fuel dry storage facility using concrete silo and vertical module systems. This facility must be safely maintained until the spent nuclear fuel (SNF) is transferred to an external interim or final disposal facility, aligning with national policies on spent nuclear fuel management. The concrete silo system, operational since 1992, requires an aging management review for its long-term operation and potential license renewal. This involves comparing aging management programs of different dry storage systems against the U.S. NRC's guidelines for license renewal of spent nuclear fuel dry storage facilities and the U.S. DOE's program for long-term storage. Based on this comparison, a specific aging management program for the silo system was developed. Furthermore, the facility's current practices-periodic checks of surface dose rate, contamination, weld integrity, leakage, surface and groundwater, cumulative dose, and concrete structure-were evaluated for their suitability in managing the silo system's aging. Based on this review, several improvements were proposed.

• 방사성폐기물학회지
• /
• 제22권2호
• /
• pp.201-210
• /
• 2024

Because most spent nuclear fuel storage casks have been designed for low burnup fuel, a safety-significant high burnup dry storage cask must be developed for nuclear facilities in Korea to store the increasing high burnup and damaged fuels. More than 20% of fuels generated by PWRs comprise high burnup fuels. This study conducted a structural safety evaluation of the preliminary designs for a high burnup storage cask with 21 spent nuclear fuels and evaluated feasible loading conditions under normal, off-normal, and accident conditions. Two types of metal and concrete storage casks were used in the evaluation. Structural integrity was assessed by comparing load combinations and stress intensity limits under each condition. Evaluation results showed that the storage cask had secured structural integrity as it satisfied the stress intensity limit under normal, off-normal, and accident conditions. These results can be used as baseline data for the detailed design of high burnup storage casks.

• 방사성폐기물학회지
• /
• 제22권2호
• /
• pp.219-226
• /
• 2024

Democratic People's Republic of Korea (DPRK) has produced weapon-grade plutonium in a graphite-moderated experimental reactor at the Yongbyon nuclear facilities. The amount of plutonium produced can be estimated using the Graphite Isotope Ratio Method (GIRM), even without considering specific operational histories. However, the result depends to some degree on the operational cycle length. Moreover, an optimal cycle length can maximize the number of nuclear weapons made from the plutonium produced. For conservatism, it should be assumed that the target reactor was operated with an optimal cycle length. This study investigated the optimal cycle length using which the Calder Hall MAGNOX reactor can achieve the maximum annual production of nuclear weapons. The results show that lower enrichment fuel produced a greater number of critical plutonium spheres with a shorter optimal cycle length. Specifically, depleted uranium (0.69wt%) produced 5.561 critical plutonium spheres annually with optimal cycle lengths of 251 effective full power days. This research is crucial for understanding DPRK's potential for nuclear weapon production and highlights the importance of reactor operational strategy in maximizing the production of weapons-grade plutonium in MAGNOX reactors.

• 방사성폐기물학회지
• /
• 제22권2호
• /
• pp.139-144
• /
• 2024

Concrete structures must maintain their shielding abilities and structural integrity over extended operational periods. Despite the widespread use of dry storage systems for spent nuclear fuel, research on the properties of deteriorated concrete and their impact on structural performance remains limited. To address this significant research gap, static and dynamic material testing was conducted on concrete specimens carefully extracted from the outer wall of the High-flux Advanced Neutron Application ReactOr (HANARO), constructed approximately 30 years ago. Despite its age, the results reveal that the concrete maintains its structural integrity impressively well, with static compression tests indicating an average compressive strength exceeding the original design standards. Further dynamic property testing using advanced high-speed material test equipment supported these findings, showing the consistency of dynamic increase factors with those reported in previous studies. These results highlight the importance of monitoring and assessing concrete structures in nuclear facilities for long-term safety and reliability.

• 방사성폐기물학회지
• /
• 제12권4호
• /
• pp.315-334
• /
• 2014

월성원자력환경센터 중저준위방사성폐기물 처분시설은 서로 다른 방식의 처분시설이 혼재하고, 월성 원자력발전소와도 인접해있다. 이와 같은 높은 복잡성으로 인해 처분시설 안전성 평가 시 보다 면밀한 현상이해가 필요하다. 기존 1단계 사일로 처분시설의 성능평가모델들에 포함된 불필요한 보수성을 줄이고 복합처분시설에 대한 보다 실제적인 성능을 파악하기 위해서는 다차원 수리/핵종이동 모델이 필요하다. 이와 함께 향후 복합처분시스템의 특성에 기인한 다양한 불확실성을 관리하고 파라미터의 중요도를 분석하기 위해 많은 계산이 필요할 것으로 예상하며, 이를 위해 보다 효율적인 성능평가 모델이 요구된다. 본 논문에서는 두 요건을 충족시키기 위해 수리성능 모델과 핵종이동 모델을 연계한 2단계 천층처분시설의 근계영역 2차원 통합성능평가 모델을 개발하였다. 수리 및 핵종이동은 PORFLOW와 GoldSim 전산 코드를 이용해 평가하였으며, GoldSim 핵종이동 모델은 PORFLOW 핵종이동 모델과의 벤치마크를 통해 검증하였다. GoldSim 모델은 계산효율이 뛰어났으며 기존의 모델에 비해 핵종이동거동을 이해하는데 용이하였다.

• 유기물자원화
• /
• 제13권3호
• /
• pp.105-118
• /
• 2005

본 연구는 현행 음식물류폐기물 통계 체계 문제점 및 개선점 분석을 목적으로 수행되었으며, 4개 지역(고밀도, 중밀도, 중저밀도, 저밀도)을 대상으로 4계절에 걸친 표본조사를 실시하여 배출원별 원단위에 근거한 산출방식으로 해당 지역의 전체 발생량을 추론하였다. 이렇게 산출된 발생량과 현행 통계상에서 제시하고 있는 발생량 간의 차이를 분석하였으며, 이와 함께 112개 지자체를 대상으로 음식물류폐기물 산정 범위 및 방식 분석 등을 통해 국내 음식물류폐기물 통계 체계의 문제점 및 해결방안을 검토 하였다. 112개 지자체를 대상으로 한 설문 조사결과를 보면, 음식물 통계 산출 기준은 크게 5가지로 분류 된다. 대도시 및 중소도시의 경우, 자원화시설 반입량에 근거하는 지자체가 가장 많았으며, 도농지역 및 농어촌도시 일수록 원단위 발생량을 통한 추정에 의해 통계 산출이 이루어지는 것으로 나타났다. 4개 지역의 음식물류폐기물 발생량 표본조사 분석결과는 통계상에서 제시하는 결과와 10%~40% 높은 것으로 조사되었으며, 이는 기존 통계에서는 고려하지 않았던 미분리배출량의 포함이 가장 큰 이유로 판단된다. 또한, 분리배출량에 근거하여 발생량을 산출하는 지역이 원단위발생량을 이용하여 발생량을 단순 추정하는 지역에 비해 표본조사와 통계 자료 간 편차가 더 적은 것으로 조사되었다.

• 자원리싸이클링
• /
• 제23권2호
• /
• pp.26-36
• /
• 2014

기존 사례조사를 바탕으로 국내의 구리에 대한 물질흐름 분석을 Up-stream과 Down-stream으로 구분하여 실시하였으며, 2010년 기준 폐기물로 배출된 이후의 폐기 재활용 흐름에 대해서 현장조사를 통한 분석을 실시하였다. 배출 이후의 물질흐름을 배출 및 수입, 수거 및 폐기, 자원회수, 제품생산 및 수출의 4단계로 나누어 각 단계별로 분석했다. 재활용 단계에서 36.8%의 자원순환율 도출 되었고, 이를 바탕으로 각 단계별로 자원순환율을 증진시킬 수 있는 여러 방안을 제시하였다. 배출 및 수입 단계에서는 지정을 세분하여 적절한 경우 이를 폐기물 자원으로 분류할 것을 제안하였다. 이런 폐자원에 대해서 할당관세를 적용을 제안하였다. 수거 및 폐기 단계에서는 부과세 편취 해결과 입찰제도의 개선을 통한 수급 안정화 방안을 제시하였다. 자원순환단계에서는 전문적인 파쇄 및 분쇄 업체를 육성방안과 대기업과 중소기업간의 상생방안을 제시하였다. 제품생산 및 수출 단계에서는 현재 구리스크랩 재활용 상황에서 재활용 활성화를 위해서 폐기물 처리시설의 등록 면제 요청하고 있으나 이보다는 폐기물 처리시설로 등록을 위해서 필요한 모든 인허가를 통합적으로 처리하는 방안을 제시하였다.

• 청정기술
• /
• 제27권1호
• /
• pp.33-38
• /
• 2021

리튬계 이차전지의 수요는 휴대전화 및 전기자동차 등의 관련 산업의 폭발적인 성장과 더불어 크게 증가하고 있으며, 한국은 전 세계 이차전지 사업의 40%를 점유하는 리튬 이차전지 제조 강국이다. 폐기된 리튬 이차전지의 경우 대부분은 스크랩 형태로 유가금속 회수 차원에서 재활용되고 있으나, 코발트와 니켈 등 유가금속 회수 후 폐액은 잔류 리튬 농도에 따라 일부 폐기되고 있으며, 제조 공정 시 발생하는 폐액에 관한 연구는 전무하다. 뿐만 아니라 리튬 이온 농도에 의한 수계 오염 가능성에 관한 연구는 시도되지 않았으며 해마다 공공하수처리시설의 방류수 수질기준은 엄격해지고 있다. 본 연구에서는 고성능 장시간 목적으로 사용되는 고니켈계 NCM 양극재 제조 공정에서 전극 코팅을 위한 공정에서 발생하는 폐액에 대하여 분석하고, 폐액 처리공정에 대한 과정을 제시하였다. 제안한 제조 공정 폐액 처리 공정별 리튬 이온의 농도 및 pH 영향에 따른 수질오염 척도인 생태독성과의 연관성에 대하여 수질검사와 함께 물벼룩 생태독성 시험을 통해 상관관계를 분석하였다. 또한, 다른 산업군의 생태독성 시험과의 비교를 통해 향후 리튬 공장 폐액에 대한 현실적인 처리 방안에 대하여 서술하였다.

• 유기물자원화
• /
• 제21권4호
• /
• pp.88-100
• /
• 2013

본 연구는 사업장폐기물 소각시설의 운영에 대한 직접 및 간접 환경영향을 전과정평가 기법으로 평가하고 개선방안을 검토한 것이다. 소각시설에서 직접환경영향은 배출되는 오염물질이 처리공정에서 처리되어 공정을 거치면서 감소하였으나, 시설의 처리운영에 따른 자원과 에너지 사용으로 간접환경영향은 증가하여 직접영향 89.1%, 간접영향이 10.9%로 나타났다. 소각시설의 공정에 따른 환경영향은 소각로-반건식반 응탑-백필터공정 순으로 나타났으며, 이는 소각로에서는 폐기물이 소각되면서 대기오염물과 소각재가 발생되기 때문이다. 영향범주별 환경영향은 지구온난화-부영양화-자원고갈 순으로 나타났으나 지구온난화가 85%이상의 절대적 환경영향을 미치는 것으로 나타났다. 또한, 소각시설에서 소각열을 활용에 의한 회피효과를 검토한 결과, 스팀과 전기로 활용할 경우 각각 45.5%, 19.8%의 환경영향 저감을 얻을 수 있어, 소각로의 입지 선정 시 소각열의 효율적 활용이 중요하게 고려되어야 할 것으로 나타났다.

• 방사성폐기물학회지
• /
• 제7권3호
• /
• pp.153-160
• /
• 2009

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 1.5배 인 2.4mL/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 $0.01M{\sim}0.05M$을 세정제로 사용하여 동전기토양셀의 전압구배는 4 V/cm를 가하고, 2.4mL/g의 세정제를 주입하는 것이다.