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보고서 요약서

요약문

SUMMARY

CONTENTS

목차

제1장 연구개발과제의 개요 38

제2장 국내·외 기술개발 현황 42

제1절 국외 기술개발 현황 42

제2절 국내 기술개발 현황 45

제3장 연구개발 수행내용 및 결과 48

제1절 Pyroprocess 단위공정 핵물질 계량관리 기술 확립 48

1. ACPF 핵물질 계량 및 감시 장비의 성능 시험 48

2. 사용후핵연료를 이용한 ACPF 안전조치 기술 검증 55

3. 전해환원 공정 안전조치 기술체계 확립 73

4. ACPF 격납 및 감시장비의 성능시험 및 IAEA 인증 74

5. 전해정련공정의 계량방안 분석 89

6. 전해정련공정의 계량장치 개발 97

7. 전해정련공정의 계량관리 시스템 개발 130

8. LIBS의 기본 원리 및 연구 현황 141

제2절 Pyroprocess 핵물질 핵특성 분석기술 검증 191

1. Pyroprocess 핵물질 핵특성 분석방안 설정 191

2. 감마/중성자 통합분석 시스템 설계 192

3. 강마/중성자 통합분석 시스템 개발 198

4. 감마선 측정 시스템 204

5. SF 시료 이송을 위한 수송용기 어댑터 제작 212

6. 화학분석값을 기준한 감마/중성자 통합 분석기술 검증 213

7. 사용후핵연료 전용감시 및 핵특성 통합 분석기술 개발 240

8. Hold-up 영상인식 시스템 244

9. FRAM 분석 기술 개발[원문불량;p.235] 264

제3절 Pyroprocess 시설의 안전조치성 분석 및 예비평가 283

1. 안전조치 시스템의 요소별 특성 및 안전조치 타당성 분석 283

2. JD 확보를 위한 기반 마련 287

3. 핵물질 계량장비 측정 불확도 분석 289

4. 안전조치 시스템 모사 및 분석 294

5. 파이로 공정 핵물질 계량방안 분석 301

6. 파이로 시설에 대한 안전조치성 분석 전산코드 개발 307

7. 한-IAEA간 파이로 시설의 안전조치 기술기준 마련을 위한 공동연구 수행 310

8. ACPF의 안전조치 이행 및 PRIDE의 설계정보서 작성 352

제4장 목표달성도 및 관련분야에의 기여도 362

제1절 연구개발 목표 달성도 362

제2절 대외 기여도 366

제5장 연구개발결과의 활용계획 368

제6장 연구개발과정에서 수집한 해외 과학기술정보 370

제7장 참고문헌 372

부록 23

부록 1: SF시편 이송용기 어댑터 설계/제작 378

부록 2: Nd:YAG 레이저 세부 묘사 및 사용법 393

부록 3: 진공 챔버 상세 묘사 398

부록 4: OOILIBS 프로그램 사용법 및 calibration 방법 401

부록 5: ACPF의 사찰 수검 결과(2007-2009) 412

서지정보양식 436

BIBLIOGRAPHIC INFORMATION SHEET 437

표목차

Table 1.1.1. 연차별 연구개발 목표 및 내용 40

Table 3.1.1. Die-Away Time 결정을 위한 실험 결과 51

Table 3.1.2. ASNC의 설계 및 성능 명세 55

Table 3.1.3. J502 사용후핵연료의 제원 56

Table 3.1.4. 사용후핵연료 rod-cut의 발전소에서 보내온 연소도 및 이를 바탕으로 ORIGEN 코드로 구한 source term 및 MCNPX 코드로 구한 감마 조사 선량율 58

Table 3.1.5. 사용후핵연료 rod-cuts의 declared Cm-244 질량, ASNC 측정값, MCNPX 시뮬레이션 결과 값 64

Table 3.1.6. 사용후핵연료 rod-cuts에 대한 self-multiplication correction 결과 65

Table 3.1.7. Cm-244 측정값, MCNPX 계산값, SMC 계산값에 대한 singles rate와 doubles rate 교정곡선의 기울기 비교 66

Table 3.1.8. 각 rod-cut의 예상 연소도와 ORIGEN-ARP로 구한 핵물질의 양 69

Table 3.1.9. R13, C16 두 사용후핵연료 시편의 화학분석 결과 70

Table 3.1.10. 사용후핵연료에 대한 ASNC의 측정값과 화학분석 결과 비교 72

Table 3.1.11. PIEF SF 집합체에 대한 ASNC의 중성자 계량 추정값 계산 결과 73

Table 3.1.12. 펄스 신호 중복의 경우의 수 76

Table 3.1.13. Derandomizer 성능평가 실험 결과값 82

Table 3.1.14. ORIGEN 시뮬레이션 및 피동형 중성자계수 측정을 통한 사용후핵연료 내 Cm, Pu, U 양 예제 [본 보고서 Table 3.2.8. 참조] 95

Table 3.1.15. 파이로 공정 전 최초 사용후핵연로 내에서의 물질량 95

Table 3.1.16. 국내 중성자 발생기 이용 현황(2007년 현재) 102

Table 3.1.17. SODERN 사 중성자발생기 보유, 이용 기관 103

Table 3.1.18. 중성자 발생기의 제원 및 성능 104

Table 3.1.19. 보수적인 계산모델 설정 108

Table 3.1.20. 중성자발생기, Cf-252 장착 및 Cf-252 보관함에 대한 방사선 선량 계산결과 110

Table 3.1.21. 능동형 중성자 계수기 개발실에서 사용할 핵물질 종류 및 양 111

Table 3.1.22. 중성자 조사로 인해 발생한 동위원소의 방사선 수량 비교 112

Table 3.1.23. 중성자 계수기 (DSFC, INVS) 성능 명세 (DSFC의 계수효율은 원래 21 % 이나, 본 보고서에 기술한 측정결과는 모두 계수효율 13 %인 상황에서 측정) 115

Table 3.1.24. 실험에 사용한 Cf-252 방사능 및 Cf-252 동위원소 일반적인 특성 122

Table 3.1.25. 실험에 사용한 우라늄산화물 분말 및 용기 정보(샘플 직경 9.4 cm A1용기 두께 2 mm, 용기 외경 9.8 cm) 131

Table 3.1.26. 천연우라늄 UO₂ 분말에 대한 동시계수율 시뮬레이션 및 측정 결과 134

Table 3.1.27. Cf-252 선원 적용 시 천연우라늄 및 2.67 wt% 저농축우라늄 UO₂ 분말에 대한 동시계수율 측정 결과 137

Table 3.1.28. 상용 능동형 중성자 동시계수 시스템 및 본 연구에서의 시스템 비교 140

Table 3.1.29. LIBS를 이용한 계측의 장단점 143

Table 3.1.30. Advantages of LIBS over other Technologies[3.3.7] 143

Table 3.1.31. 악티나이드 원소에 대한 연구 현황[3.3.8] 149

Table 3.1.32. Emission lines used in analysis and the results of the calibration measurements by spatially resolved LIBS: detection limits(3σb1, n＝5), precision, and...(이미지참조) 153

Table 3.1.33. Nd:YAG 레이저 사양 156

Table 3.1.34. 분광기 사양 158

Table 3.1.35. 신호의 높은 재현성을 위한 측정 조건의 최적화 165

Table 3.1.36. White noise에 의한 신호왜곡 실험 결과 비교 167

Table 3.1.37. 진공에서 정량분석을 위한 측정의 최적조건 171

Table 3.1.38. 측정 신호 선정 173

Table 3.1.39. The Calibration curve of a fundamental sample 174

Table 3.1.40. Material Composition of Reference PWR Spent Fuel(20 kg HM/batch basis) 180

Table 3.1.41. 제조한 Nd 및 Sm 혼합시료 구성비 182

Table 3.1.42. Nd 혼합시료에 대한 측정한 신호세기 결과 184

Table 3.1.43. 측정 결과에 대한 정규성 검증 184

Table 3.1.44. The linear regression of the Nd and Sm calibration curve 188

Table 3.1.45. 동일한 Nd 시료에 대한 날짜별 LIBS 측정결과 비교 189

Table 3.2.1. 연소도 변화에 따른 예상되는 중성자 계수값 및 오차, 방사능, Cm ratio, (α,n) 중성자 값 192

Table 3.2.2. He-3 검출기 길이/구조물 칫수 변화에 따른 효율평가 결과(MCNPX 코드 계산) 196

Table 3.2.3. 1.0 MeV 감마선윈 1 Ci의 선량율 결과(VisualShield 및 Hand calculation) 207

Table 3.2.4. 특수주문제작 HPGe검출기의 명세서상의 성능 및 시험에 의한 성능비교 215

Table 3.2.5. 중성자 계수기 설계시 예측한 효율과 중성자 직접 측정에 의한 효율 216

Table 3.2.6. He-3검출기/PDT 셋트에 대한 threshold gain 조절 내용 220

Table 3.2.7. PDT 전치증폭기/증폭기에 대한 threshold gain 조절 절차 221

Table 3.2.8. J502-R13 연료봉 시편 절단위치 225

Table 3.2.9. J502-C16 연료봉 시편 절단위치 225

Table 3.2.10. 연소도 측정 결과 (148Nd 방법) 225

Table 3.2.11. Pu 정량(mg-Pu/g-sample, S/F) 226

Table 3.2.12. U 정량 결과(mg-U/g-sample, S/F) 226

Table 3.2.13. Cs-134, Cs-137, Eu-154 및 Ru-106 정량 결과 226

Table 3.2.14. J502-R13-2시료로부터 획득한 감마스펙트럼의 피이크 분석 자료 228

Table 3.2.15. 감마선분광분석과 화학분석에 의해 결정된 연소도 비교 229

Table 3.2.16. 감마선분광분석과 화학분석에 의해 결정된 Pu/U비 비교 229

Table 3.2.17. Gamma Measurement Data of the J502-R13-2 sample 230

Table 3.2.18. Data for Relative Efficiency Curve Determination 231

Table 3.2.19. Input Data for Isotope Ratio Calculation and 134Cs/137Cs Ratio(이미지참조) 231

Table 3.2.20. 연소도 변화에 따른 주요 모니터 핵종의 량 233

Table 3.2.21. Pu/U Ratio 결정을 위한 핵분열 생성물 및 악티나이드 원소량 234

Table 3.2.22. 교정을 위한 Hold-up 측정 데이터 248

Table 3.2.23. 영역 소스 Hold-up 측정(I) 251

Table 3.2.24. 영역 소스의 Hold-up 측정(II) 251

Table 3.2.25. 선 소스의 Hold-up 측정 (r＝90 cm) 252

Table 3.2.26. 선 소스의 Hold-up 측정 (r＝60 cm) 252

Table 3.2.27. 플루토늄에서 발생하는 감마선 에너지 266

Table 3.2.28. 우라늄에서 발생하는 감마선 에너지 267

Table 3.2.29. FRAM 분석을 통하여 얻은 NU 농축도 273

Table 3.2.30. FRAM 분석을 통하여 얻은 Pu 성분비 274

Table 3.3.1. Sample Matrix 별 불확실도 설정 287

Table 3.3.2. JSCNEE 및 파이로 한.미 포럼에서 JD 관련 회의록 288

Table 3.3.3. 한-IAEA 간 안전조치이행 실무그룹회의 파이로 관련 회의록 289

Table 3.3.4. 공정 물질 별 핵물질 계량측정기술 및 불확도 예측 291

Table 3.3.5. Method별 불확도 설정 296

Table 3.3.6. MUF 불확도 계산에 필요한 공정별 파라메터값 298

Table 3.3.7. Pu의 MUF 랜덤 분산 299

Table 3.3.8. Pu의 MUF 시스템 분산 300

Table 3.3.9. Pu, U-235의 총 MUF 불확도 300

Table 3.3.10. 3대 주요 KMP 측정방안 304

Table 3.3.11. IAEA Proposed Work Outline 311

Table 3.3.12. Historical Description of INL Pyroprocess Studies Based on the FCF 313

Table 3.3.13. PWR Fuel Characteristics 318

Table 3.3.14. Process Throughputs for Each Phase of the SFRF Operation 323

Table 3.3.15. Pyroprocess Equipments in the SFRF 323

Table 3.3.16. Numbers of Main Equipments 329

Table 3.3.17. Calculated composition of spent PWR MOX fuel 329

Table 3.3.18. Comparison of Pyroprocess Facility Concepts Suggested by US, Japan, and Korea 345

Table 3.3.19. Material Characteristics in the Six Pyroprocessing Facility Concepts 346

Table 3.3.20. Purpose of the Reference Pyroprocessing Facility 347

Table 3.3.21. Requirement of a Reference Pyroprocessing Facility Concept 348

Table 3.3.22. Inventory Lists of ACPF 352

Table 3.3.23. The Status of IAEA/KINAC Inspection for AEPF 353

Table 3.3.24. The Class of Design Information Questionnaire 357

Table 3.3.25. The Main Contents of PRIDE DIQ 358

Table 4.1.1. 당해 단계목표 및 달성도 363

그림목차

Fig. 3.1.1. Cf-252 중성자 소스를 이용한 ASNC의 HV Plateau 측정 결과. 49

Fig. 3.1.2. Gate length 변화에 따른 ASNC의 doubles rate와 그 오차의 변화. 50

Fig. 3.1.3. ASNC의 샘플 캐비티 내의 길이방향 중성자 검출 효율 분포. 53

Fig. 3.1.4. ASNC의 샘플캐비티 내의 지름방향 중성자 검출 효율 분포. 54

Fig. 3.1.5. ASNC 샘플 캐비티 내부 공간의 이차원 효율분포. 54

Fig. 3.1.6. ACPF 핫셀내에서의 사용후핵연료 표준선원을 이용한 ASNC의 성능 시험 장면. 56

Fig. 3.1.7. ASNC 핫테스트에 참여한 LANL의 Dr. Menlove와 IAEA의 Dr. Bellian. 57

Fig. 3.1.8. 사용후핵연료 표준선원에 대한 ASNC의 HV 증가에 따른 중성자 계수값의 변화. 58

Fig. 3.1.9. Cm-244 질량 증가에 따른 Singles rate 측정값과 MCNPX 계산값. 60

Fig. 3.1.10. Cm-244 질량 증가에 따른 Doubles rate 측정값과 MCNPX 계산값. 60

Fig. 3.1.11. Cm-244 질량 증가에 따른 Triples rate 측정값과 MCNPX 계산값. 61

Fig. 3.1.12. 사용후핵연료 및 Cf-252 소스(C7-427)에 대한 ASNC의 Singles rate 값 증가에 따른 Doubles/Triples와 Singles/Doubles rate의 비의 변화. 61

Fig. 3.1.13. Cm-244 질량 증가에 따른 ASNC의 singles rate 값의 변화: index는 a는 측정값, a'은 MCNPX 계산값, a''은 self-multiplication correction 결과값. 66

Fig. 3.1.14. Cm-244 질량 증가에 따른 ASNC의 doubles rate 값의 변화: index는 a는 측정값, a'은 MCNPX 계산값, a''은 self-multiplication correction 결과값. 67

Fig. 3.1.15. 사용후핵연료의 Cm-244 중성자에 대한 ASNC의 교정 곡선. 67

Fig. 3.1.16. 각 사용후핵연료 Cm-244 질량에 따른 rod-cut의 예상연소도 시뮬레이션 결과. 68

Fig. 3.1.17. R-13 사용후핵연료봉의 발전소 연소도를 기준으로한 감마스캐닝 결과와 그 대표 시편의 화학분석 결과 연소도를 기준으로한 연소도 프로파일의 비교. 71

Fig. 3.1.18. C-16 사용후핵연료봉의 발전소 연소도를 기준으로한 감마스캐닝 결과와 그 대표 시편의 화학분석 결과 연소도를 기준으로한 연소도 프로파일의 비교. 71

Fig. 3.1.19. ASNC의 사용후핵연로 Cm-244 중성자 doubles rate 측정, MCNPX 계산 결과, self-multiplication correction 결과, 화학분석 결과에 의한 각각의 교정곡선. 72

Fig. 3.1.20. He-3 검출기의 연결구조 및 측정시스템. 75

Fig. 3.1.21. 중복 펄스 신호의 처리 회로. 76

Fig. 3.1.22. A, B 펄스 신호의 중복. 77

Fig. 3.1.23. Singles 측정 결과. 77

Fig. 3.1.24. Doubles 측정 결과. 78

Fig. 3.1.25. ASNC 사용 펄스 중복처리 장치 특허 출원 회로도. 78

Fig. 3.1.26. 개선된 Splitter 회로도. 79

Fig. 3.1.27. ASNC 검출 시스템의 블록 다이아그램. 80

Fig. 3.1.28. LANL Derandomizer 80

Fig. 3.1.29. LANL Splitter. 81

Fig. 3.1.30. Derandomizer 성능평가 실험. 81

Fig. 3.1.31. ASNC 신호 처리 장치의 Singles과 Doubles 값의 비교. 82

Fig. 3.1.31. ASNC와 신호 검출 시스템. 82

Fig. 3.1.33. ACPF 핵물질 감시 시스템. 84

Fig. 3.1.34. VPN 및 문자전송 시스템. 85

Fig. 3.1.35. ACPF 감시시스템 프로그램 흐름도. 86

Fig. 3.1.36. ACPF 감시 시스템 프로그램. 86

Fig. 3.1.37. ACPF 감시 시스템 프로그램 구조. 87

Fig. 3.1.38. ACPF 감시 시스템의 모션 검출. 87

Fig. 3.1.39. ACPF 감시 시스템 데이터 저장. 88

Fig. 3.1.40. 핵물질 이동시 ACPF Gate 방사선 모니터 측정값. 89

Fig. 3.1.41. 능동형 중성자 측정시스템의 개략도. 90

Fig. 3.1.42. 중성자 에너지에 따른 U과 Pu의 핵분열 단면적[3.1.1.]. 92

Fig. 3.1.43. 파이로 시설의 핵물질 계량방안 초안. 96

Fig. 3.1.44. 설치 전, 중성자 발생기 동작시험. 105

Fig. 3.1.45. 설치 전, 중성자 발생기의 중성자 발생 출력 시험. 105

Fig. 3.1.46. 능동형 중성자계수기 개발실의 개략도. 107

Fig. 3.1.47. 동위원소 저장함의 제원 및 계산모델. 109

Fig. 3.1.48. 본 연구에 활용된 우물형 중성자 계수기(중간의 시료 공동에 삽입된 관은 중성자 발생관이며, 비어있는 구멍들은 검출기 튜브를 추가로 삽입할 수 있도록... 114

Fig. 3.1.49. 검출기 채널 별 HV plateau. 116

Fig. 3.1.50. 계수기 16채널 전체 HV plateau. 116

Fig. 3.1.51. 5,200 nps Cf-252 선원을 이용해 측정한 공동 내 수직 위치에 따른 계수 프로파일(Singles는 총 계수율, Doubles는 동시계수율을 나타냄). 117

Fig. 3.1.52. 계수기 공동 바닥에 15 cm 폴리에틸렌 감속재가 있을 경우 수직 위치에 따른 계수 프로파일. 117

Fig. 3.1.53. 계수기의 수직 위치에 따른 계수효율 시뮬레이션 및 측정치 (실험에서는 7개의 검출기 튜브 신호를 획득하지 못하는 상황으로 인해 효율이 낮게 측정되었음). 118

Fig. 3.1.54. 계수효율 프로파일 비교를 위해 측정치를 기준으로 표준화 한 결과 하부감속재가 있는 경우와 없는 경우 모두 프로파일이 잘 일치 함. 118

Fig. 3.1.55. 중성자 발생기 모듈. 119

Fig. 3.1.56. 중성자 발생관 및 발생모듈 구조. 120

Fig. 3.1.57. 중성자 발생기의 관전압에 따른 중성자 계수값(계수기 INVS 효율은 28.5 %, 발생기 관전류는 ㎂). 120

Fig. 3.1.58. 중성자 발생기의 관전류에 따른 중성자 계수값(계수기 INVS 효율은 28.5 %, 발생기 관전압은 80 kV). 121

Fig. 3.1.59. 능동형 중성자 계수기에 필요한 감속재 시뮬레이션 기하학 구조도. 123

Fig. 3.1.60. 1 kg 우라늄 메탈의 농축도 변화에 따른 유도핵분열률 변화 (외부 중성자 선원은 2.5 MeV, 1×106 nps, 우라늄 시료와 외부 중성자원과의 거리는 18.1 cm).(이미지참조) 124

Fig. 3.1.61. 상부감속재(top-moderator)의 두께 변화에 따른 상대적인 유도핵분열율 및 동시 계수율 변화. 125

Fig. 3.1.62. 3 cm 두께의 측면감속재(side-moderator)가 있는 경우 상부감속재(top-moderator) 두께에 따른 유도핵분열율 변화. 126

Fig. 3.1.63. 측면감속재(side-moderator)의 두께에 따른 상대적인 유도핵분열율 변화. 127

Fig. 3.1.64. 하부감속재(bottom-moderator)의 두께에 따른 상대적인 유도핵분열율 변화. 128

Fig. 3.1.65. 시료감속재(sample-moderator)의 두께에 따른 상대적인 유도핵분열율 변화. 129

Fig. 3.1.66. 시뮬레이션 개요도 및 최적 감속재/샘플용기 모듈 제안(특허 출원). 130

Fig. 3.1.67. 중성자발생장치를 사용한 능동형 중성자계수기. 131

Fig. 3.1.68. UO₂ 시료에 대한 실험도 및 장치 사진. 132

Fig. 3.1.69. 천연우라늄 UO₂ 분말의 U-235 양에 따른 동시계수율 측정 결과 및 시뮬레이션 결과. 134

Fig. 3.1.70. Cf-252 선원 적용 시 천연우라늄 UO₂ 분말에 대한 동시계수율 측정 결과. 138

Fig. 3.1.71. Cf-252 선원 적용 시 2.67 % 저농축우라늄 UO₂ 분말에 대한 동시계수율 측정 결과. 138

Fig. 3.1.72. LIBS의 전형적인 구조. 141

Fig. 3.1.73. 각 원소에 대한 LIBS의 검출한계[3.3.6]. 142

Fig. 3.1.74. Typical temporal history of a laser-induced plasma generated by 50 mJ of 1064 nm Nd:YAG (109~ 1011 W/㎠), illustrating tile temporal regimes where...(이미지참조) 145

Fig. 3.1.75. 유도된 플라즈마와 주변기체와의 상호작용[3.3.5]. 145

Fig. 3.1.76. Measurement Error Ranges of LIBS for Typical Elements[3.3.2]. 147

Fig. 3.1.77. Detection Limits of LIBS for Typical Elements[3.3.2]. 147

Fig. 3.1.78. Backpack Mounted LIBS Prototype Instrument, from the LANL. 148

Fig. 3.1.79. LIBS spectrum of Pu oxide sample with isotope ratio 49 /51[3.3.9]. 150

Fig. 3.1.80. Pu(상)와 Th(하)의 spectra, F.R. Doucet, M. Sabsabi(NRC·CNRC), 2008. 150

Fig. 3.1.81. Pu(상)와 Th(하)의 spectra, F.R. Doucet, M. Sabsabi(NRC·CNRC), 2008. Calibration Curve for Uranium F.R. Doucet, M. Sabsabi(NRC·CNRC), 2008. 151

Fig. 3.1.82. Calibration curve for (a) Sr; (b) Mg; (c) Al; (d) Cu; (e) Cr; (f) K; (g) Mn; (h) Rb; (i) Cd; and (j) Pb, in starch powder sample constructed from... 153

Fig. 3.1.83. Series of U spectra with different concentrations, E. C. Jung (KAERI), 2009. 154

Fig. 3.1.84. Calibration curve for U (358.488 nm), E. C. Jung (KAERI), 2009. 154

Fig. 3.1.85. LIBS의 구성도 및 실제 모습. 155

Fig. 3.1.86. Vacuum chamber layout. 157

Fig. 3.1.87. 레이저 빔 에너지의 변화에 따른 고정형 시료의 S/N ratio. 160

Fig. 3.1.88. 레이저 빔 에너지 변화에 따른 회전형 시료의 S/N ratio. 160

Fig. 3.1.89. 고정형 시료와 회전형 시료의 S/N ratio 비교. 161

Fig. 3.1.90. Vacuum 정도에 따른 신호 세기의 변화. 162

Fig. 3.1.91. Ar gas의 압력 변화에 따른 신호 세기의 변화. 163

Fig. 3.1.92. He gas의 압력 변화에 따른 신호 세기의 변화. 163

Fig. 3.1.93. 주변기체의 종류와 압력에 따른 신호 세기의 재현성 비교. 164

Fig. 3.1.94. 측정 조건에 대한 묘사. 165

Fig. 3.1.95. White noise에 의한 spectrum 왜곡, Cu 시료에 대해 대기에서 측정한 결과(좌)와 진공상태에서 측정한 정상신호(우). 166

Fig. 3.1.96. Pb 시료 표면에서 white noise에 의해 유발된 신호의 왜곡(상; polishing, 하; non-polishing). 167

Fig. 3.1.97. Pb 시료 표면에서 white noise에 의해 유발된 신호의 왜곡(상; polishing, 하; non-polishing). Pb 시료(좌) 및 white noise에 의한 신호세기 왜곡 결과(우). 168

Fig. 3.1.98. 플라즈마의 성장과 측정점 선정. 169

Fig. 3.1.99. 측정지점에 따른 신호 세기의 변화. 169

Fig. 3.1.100. 측정지점에 따른 원소별 신호 세기의 변화. 170

Fig. 3.1.101. The Calibration curve of a Cu(510.6 nm, 515.3 nm, 521.8 nm) and Cr(520.8 nm). 176

Fig. 3.1.102. The Calibration curve of a Ni(498.2 nm, 503.5 nm, 508.1 nm) and Fe(495.8 nm). 178

Fig. 3.1.103. Arc melting furnace와 Nd 혼합시료의 제조. 181

Fig. 3.1.104. Sm 혼합시료(Sm-02, Sm-04). 181

Fig. 3.1.105. Nd 혼합시료의 LIBS 스펙트럼, (상) MS-01(Nd;11.76 %, Cu;88.24 %), (하) MS-03(Nd;28.41 %, Cu;71.59 %). 183

Fig. 3.1.106. Nd(430.4 nm)에 대한 검정 곡선. 185

Fig. 3.1.107. Sm 혼합시료의 LIBS 스펙트럼, (상) Sm-01(Sm;5.02 %, Cu;94.98 %), (하) Sm-04 (Sm; 25.271 %, Cu; 74.73 %). 186

Fig. 3.1.108. Sm(488.3 nm)에 대한 검정 곡선. 187

Fig. 3.1.109. 동일한 Nd 시료에 대한 날짜별 LIBS 측정결과 비교. 189

Fig. 3.2.1. 사용후핵연료 표준선원(SFS) 대상 위치. 191

Fig. 3.2.2. 연소도 변화에 따른 TRU 핵종량 변화. 193

Fig. 3.2.3. 연소도에 따른 (a,n)와 자발 중성자비의 변화. 193

Fig. 3.2.4. 이중 원추형 시준기 개요도. 195

Fig. 3.2.5. 감마 시준집합체 개요도. 195

Fig. 3.2.6. He-3 검출기 길이를 30.3 cm로 선정한 경우의 중성자 카운터 구조물의 기본 모델. 197

Fig. 3.2.7. 감마/중성자 통합시스템의 개요도. 197

Fig. 3.2.8. 차폐글로브박스 내부 제염. 198

Fig. 3.2.9. 차폐형 글로브 박스의 평면도. 199

Fig. 3.2.10. 차폐글로브박스내 감마시준집합체 설치용 구멍 천공위치. 201

Fig. 3.2.11. 감마선 시준기집합체 설치를 위한 차폐글로브박스 구멍 천공후 모습. 202

Fig. 3.2.12. 차폐글로브박스 바닥 천공 후, 납과 SS 부산물. 202

Fig. 3.2.13. 차폐글로브박스내 감마선 시준집합체 및 고정플랜지. 202

Fig. 3.2.14. HPGe 검출기 구조 및 에너지 범위. 204

Fig. 3.2.15. 특수 주문제작 HPGe 검출기 도면(Canberra 제공). 205

Fig. 3.2.16. "+" 자형 시준기 및 시준집합체 설계도면. 207

Fig. 3.2.17. 차폐글로브박스내 감마선 시준집합체 설치도면. 208

Fig. 3.2.18. 감마선 시준기집합체 프레임내 십자형 감마시준기. 208

Fig. 3.2.19. 감마 시준기집합체와 시준기집합 프레임. 209

Fig. 3.2.20. 검출기 차폐체내 HPGe 검출기 삽입 전/후 모습. 209

Fig. 3.2.21. HPGe 검출기 차폐체 입구 마개 및 상부의 감마선 빔 통로. 210

Fig. 3.2.22. 사용후핵연료 시편 측정을 위한 감마선 측정시스템 개요도. 211

Fig. 3.2.23. 감마선 검출시스템(왼쪽) 및 DSA-1000(오른쪽). 211

Fig. 3.2.24. 사용후핵연료 시편홀더 및 시편홀더 지지체 도면. 212

Fig. 3.2.25. PIEF 9409셀 리어도어의 캐스크 어댑터. 213

Fig. 3.2.26. 차폐글로브박스내/외 감마/중성자 통합 측정장치. 214

Fig. 3.2.27. 특수 주문제작 HPGe 검출기. 214

Fig. 3.2.28. 모든 구성품을 연결한 후, 중성자 계수기 HV Plateau 시험결과. 215

Fig. 3.2.29. HV plateau measured with Cf-252 neutron source in a case of all the He-3/PDT set connected. 217

Fig. 3.2.30. HV plateau measured with SF dissolved sample in a case of all the He-3/PDT set connected. 218

Fig. 3.2.31. HV plateau measured with SF dissolved sample and Cf-252 source in a case of all the He-3/PDT set connected. 218

Fig. 3.2.32. HV plateau after adjusting the threshold gain of pre-amp/amp on the each He-3 tube/PDT set. 219

Fig. 3.2.33. HV plateau before adjusting the threshold gain of pre-amp/amp on the each He-3 tube/PDT set. 220

Fig. 3.2.34. HV plateau of n-counter connected with the 6 He-3 tube/PDT sets after adjusting the threshold gain of pre-amp/amp. 222

Fig. 3.2.35. 감마선에 의한 HV plateau 변화 비교. 223

Fig. 3.2.36. 감마선 차폐 전/후 HV plateau 변화. 223

Fig. 3.2.37. He-3 검출기 유효길이 변화에 따른 감마선 영향. 224

Fig. 3.2.38. J502-R13-2 시료의 감마선 스펙트럼. 227

Fig. 3.2.39. HPGe 감마선 검출시스템의 상대효율 곡선. 232

Fig. 3.2.40. Correlation Curve for the Burnup-134Cs/137Cs Ratio of J502 Spent Fuel. 233

Fig. 3.2.41. Correlation Curve for the 134Cs/137Cs and Pu/U Ratio.(이미지참조) 235

Fig. 3.2.42. 차폐글로브박스에 설치한 후 HV plateau 시험결과. 236

Fig. 3.2.43. SF 용해시료 대상 HV plateau 시험 결과. 237

Fig. 3.2.44. SF 고체시편 대상 HV plateau 시험결과. 237

Fig. 3.2.45. SF 고체시편 2개에 대한 HV plateau 시험 결과. 238

Fig. 3.2.46. Gamma and Neutron Measurement System for Spent Fuel Assembly. 240

Fig. 3.2.47. Spent Fuel Assemblies Stored in the PIEF Pool 9402. 241

Fig. 3.2.48. Gamma/Neutron Count Ratio for Five Spent Fuel Assembly. 243

Fig. 3.2.49. Control Rod Guide Tubes are located in the J14 Assembly. 243

Fig. 3.2.50. Control Rod Guide Tubes are located in the J15 Assembly. 244

Fig. 3.2.51. Hold-up 측정 대상. 245

Fig. 3.2.52. 축방향으로 점 소스의 위치. 246

Fig. 3.2.53. 239Pu 점 소스에 대한 정규화된 카운트 율.(이미지참조) 246

Fig. 3.2.54. Point Source Calibration. 249

Fig. 3.2.55. ORTEC HMS3. 253

Fig. 3.2.56. Canberra ISOCS. 254

Fig. 3.2.57. ORTEC의 Digital Gamma Spectrometer. 254

Fig. 3.2.58. Canberra의 Universal Digital MCA. 255

Fig. 3.2.59. SNAP-II. 256

Fig. 3.2.60. PHNC. 256

Fig. 3.2.61. Glove Box Assay system. 257

Fig. 3.2.62. 중성자원 252Cf를 측정한 자료와 방사선 영상화.(이미지참조) 258

Fig. 3.2.63. 중성자 및 감마선 측정에 의한 핵물질 공간분포 파악 개념도. 259

Fig. 3.2.64. 핫셀 핵물질 공간분포 파악을 위한 장치설치 개념도. 259

Fig. 3.2.65. 일본 로카쇼 재처리 시설 공정도. 260

Fig. 3.2.66. PIMS(Plutonium Inventory Measurement System). 261

Fig. 3.2.67. 로카쇼에 설치된 Hold-up 측정 시스템. 261

Fig. 3.2.68. DISPIM Components. 262

Fig. 3.2.69. DISPIM Assembly. 262

Fig. 3.2.70. 감마선 분석 전문가 대상 FRAM 사용 관련 교육. 268

Fig. 3.2.71. 감마선 측정을 위한 검출기 및 신호처리 회로 구성. 269

Fig. 3.2.72. FRAM 감마선 분석을 위한 감마선 분석 장치 협의. 270

Fig. 3.2.73. 감마선 측정에 쓰인 우라늄 시료. 270

Fig. 3.2.74. NaI(Tl) 검출기로 측정된 우라늄 감마선 스펙트럼. 271

Fig. 3.2.75. HPGe 검출기를 이용하여 측정한 NU 감마선 스펙트럼. 271

Fig. 3.2.76. NU FRAM 분석에 의한 Peak fitting 결과와 Efficiency 계산.[원문불량;p.235] 272

Fig. 3.2.77. 우라늄 시료 농축도 분석을 위한 HPGe 검출기 및 실험 장치. 273

Fig. 3.2.78. HPGe 검출기로 측정한 우라늄 감마선 스펙트럼. 274

Fig. 3.2.79. FRAM으로 분석한 우라늄 시료에 대한 농축도. 275

Fig. 3.2.80. HPGe 검출기로 측정한 Pu 감마선 에너지 스펙트럼. 275

Fig. 3.2.81. PIEF 설치된 감마선 분광 장치. 277

Fig. 3.2.82. PIEF에서 측정된 사용후핵연료 감마선 에너지 스펙트럼. 278

Fig. 3.2.83. 감마선 분광분석을 이용한 사용후 핵연료에 포함된 Cm/Pu비 결정을 위한 다양한 실험 구조. 279

Fig. 3.2.84. 사용후핵연료 시료-검출기 사이 흡수체를 두고 측정한 감마선 에너지 스펙트럼과 Pu, Cm 감마선 에너지 스펙트럼 비교. 279

Fig. 3.2.85. EGSnrc로 계산된 납 차폐체 두께에 따른 감마선 투과율 변화. 280

Fig. 3.2.86. 사용후핵연료 측정 장치 조건에 따른 감마선 스펙트럼. 281

Fig. 3.2.87. 사용후핵연료 Pu, Cm Fission 감마선 측정 장치 조건 변화. 282

Fig. 3.3.1. 파이로 단위공정별 물질 수지. 284

Fig. 3.3.2. 파이로 시설의 MBA 설정. 285

Fig. 3.3.3. MBA별 KMP 설정. 286

Fig. 3.3.4. Pyroprocess 시설의 안전조치 예비개념 설계. 295

Fig. 3.3.5. 파이로 주요 공정 및 3대 주요측정지점의 계량 시스템. 301

Fig. 3.3.5. 통합NDA 장비 구성 개념도. 302

Fig. 3.3.7. 주요 공정을 거쳐 가는 핵물질의 흐름도. 308

Fig. 3.3.8. batch의 진행에 따른 핵물질의 흐름에 대한 시뮬레이션. 309

Fig. 3.3.9. MSSP Plan and Schedule. 312

Fig. 3.3.10. Layout of INL Fuel Cycle Facility - Main Floor. 314

Fig. 3.3.11. Mk-IV and - V Electrorefiner. 314

Fig. 3.3.12. Process flowsheet. 315

Fig. 3.3.13. Plane Figure of Advanced Recycle Treatment Facility - Main Floor. 316

Fig. 3.3.14. 3D Model for ARTF Air and Argon Cells. 317

Fig. 3.3.15. Flowsheet Showing the Principal Operations of the ARTF. 319

Fig. 3.3.16. Nuclear Fuel Cycle Related to the SFRF. 320

Fig. 3.3.17. Layout of 1st floor of the SFRF. 321

Fig. 3.3.18. Layout of 2nd floor of the SFRF. 322

Fig. 3.3.19. Layout of Process Cell of the SFRF. 322

Fig. 3.3.20. Main features and functions of the process in the SFRF. 324

Fig. 3.3.21. Plane Figure of the First Floor of the Conceptual 38-ton/year Pyroprocessing Facility for Spent LWR-MOX Fuel. 325

Fig. 3.3.22. Schematic Representations of the Electrochemical Reprocessing for Spent LWR-MOX Fuel. 326

Fig. 3.3.23. Process Flow Diagram for the Conceptual Pyroreprocessing Facilities for Spent LWR-MOX Fuel. 330

Fig. 3.3.24. Expected Product Purity from Pyroprocessing. 331

Fig. 3.3.25. Diagram of the Fuel Cycle Facility Operations. 332

Fig. 3.3.26. Annual Material Flows in the Baseline ESFR site. 333

Fig. 3.3.27. Annual Material Flows in the Fuel Cycle Facility for the Baseline ESFR System. 334

Fig. 3.3.28. Basic Pyroprocessing Concept Studied in KAERI. 335

Fig. 3.3.29. Flowsheet in the ESPF. 335

Fig. 3.3.30. Electrolytic Reduction Process. 336

Fig. 3.3.31. Pyroprocessing Apparatus in the PRIDE(1st and 2nd floor). 337

Fig. 3.3.32. Schematic Description of the Continuous Electrorefining System. 339

Fig. 3.3.33. Electrowinning Process. 341

Fig. 3.3.34. Flowsheet and Mass Balance in the ESPF. 343

Fig. 3.3.35. Diagram for the Determination of a Reference Pyroprocessing Facility Concept. 344

Fig. 3.3.36. 1st Candidate for the Reference Pyroprocessing Facility, Based on the GEN-IV PR&PP Model. 349

Fig. 3.3.37. 2nd Candidate for the Reference Pyroprocessing Facility, Based on the INL and ANL. 350

Fig. 3.3.38. 3rd Candidate for the Reference Pyroprocessing Facility, Based on the KAERI ESPF.(이미지참조) 351

Fig. 3.3.39. 감시장비 설치 위치(맨위) 및 설치된 감시장비 모습 (위쪽부터 카메라 서버 및 IAEA cabinet, 카메라#1, 카메라#2, 카메라#3, 중성자검출기#1, 중성자검출기#2, 중성자검출기#3, SLAB검출기, SLAB검출기 신호케이블 penetration... 355

Fig. 3.3.40. Material Flow Diagram in the PRIDE Facility. 359

Fig. 3.3.41. KMP for Nuclear Material Accounting in the PRIDE Facility. 360

Fig. 3.3.42. Safeguards Implementation of the PRIDE. 361

초록보기

I. 제목

핵물질 계량 안전조치 기술개발

II. 연구개발의 목적 및 필요성

본 연구의 목적은 파이로 공정시설에 대한 안전조치성을 분석하고, 파이로 공정의 안전조치 기술 실증에 필요한 단위공정별 핵물질 계량관리 및 감시 기술과 핵특성 분석 기술을 개발하여 파이로 공정의 핵물질 안전조치 체계를 확립하는데 있다.

세계적으로 파이로 공정은 기술개발이 현재 진행 중이므로 이에 대한 안전조치 접근 방법이 정립되어 있지 않은 상태이며, 특히 안전조치의 핵심인 핵물질 계량관리 기술이 확립되어 있지 않았다. 따라서 파이로 공정 시설을 구축하기 위해서는 이에 적합한 새로운 계량관리 기술의 개발이 필요하다. 파이로 공정은 공정의 특성상 공정 물질의 형태가 다양하고 공정 물질에 포함된 Pu 및 U-235의 조성 성분이 공정별로 균질하지 않으며, 공정물질 속의 핵분열 생성물에서 방출되는 다량의 감마 방사선으로 인해 습식 재처리 시설 등에서 사용되는 기존의 핵물질 계량관리 기술을 그대로 적용하기 어렵다.

또한, 파이로 공정물질인 사용후핵연료에 대한 핵물질 특성을 규명하는 것은 핵연료를 안전하게 처리하기 위하여 선행되어야 할 중요한 절차이다. 습식 재처리 공정을 이용하는 대부분의 국가들은 공정에 투입되는 사용후핵연료의 핵특성을 분석하기 위하여 중성자 및 감마선 분광 분석 방법을 적용하고 있으며, 연소도, 핵분열성 물질의 농도, 잔류 농축도 등을 비파괴적인 방법으로 측정하고 있다. 국내에서는 지금까지 사용후핵연료의 연소도를 비파괴적인 방법으로 측정한 경험은 있으나 핵분열성 물질의 농도와 잔류 농축도 등에 대한 측정 경험은 없다. 따라서 파이로 공정 개발을 위해서는 연소도, 핵분열성 물질의 농도, 잔류 농축도 등과 같은 핵물질의 특성 규명을 위한 기술개발이 반드시 필요하다.

파이로 기술은 후행핵연료주기의 핵확산저항성, 경제성, 환경친화성 및 자원 활용성 제고를 통한 원자력의 지속가능성 확보에 초점을 두고 있다. 이러한 파이로 기술을 실현하기 위해서는 국제사회로부터 핵 투명성에 대한 신뢰를 확보하여야 하며, 파이로 공정의 핵물질 흐름 및 계량관리 방안, 계량 장비의 측정 불확도 등에 대한 분석 및 평가를 통해 파이로 시설에 대한 안전조치성을 입증하기 위한 연구가 필요하다.

III. 연구개발의 내용 및 범위

당해 단계의 주요 연구 내용 및 범위는 다음과 같다.

1. Pyroprocess 단위공정 핵물질 계량관리 기술 확립

- ACPF 핵물질 계량 및 감시 장비의 성능 시험

- 사용후핵연료를 이용한 ACPF 안전조치 기술 검증

- 전해환원 공정 안전조치 기술체계 확립

- 전해정련 공정 핵물질 계량방안 분석

- 전해정련 공정 핵물질 계량관리 시스템 개발

- 사용후핵연료 표준선원을 이용한 핵물질 계량장비 성능시험 및 검증

2. Pyroprocess 핵물질 핵특성 분석기술 검증

- Pyroprocess 핵물질 분석용 표준선원 설계 및 성능 시험

- 감마/중성자 통합 분석시스템 설계 및 개발

- 감마/중성자 통합 분석 기술 검증

- Hold-up 영상인식 시스템 개발

3. Pyroprocess 시설의 안전조치성 분석 및 예비 평가

- Pyroprocess 시설의 안전조치 요건 분석

- Pyroprocess 시설의 안전조치성 분석

- Pyroprocess 시설의 안전조치성 예비 평가

IV. 연구개발 결과

당해 단계의 주요 연구개발 결과는 다음과 같다.

1. Pyroprocess 단위공정 핵물질 계량관리 기술 확립

ㆍ ACPF 핵물질 계량 및 감시 장비의 성능 시험

- ASNC의 샘플 cavity 내의 중성자 검출효율 균질도를 Cf-252 중성자 표준선원을 이용하여 측정한 결과, 중성자 측정효율 20.5 %(목표치 : 20 %) 및 균질도 98.68 %를 얻음

- 중복된 펄스 신호를 감지하는 회로를 개발하고 ACPF의 ASNC에서 실험을 수행함. Cf-252 선원(~106 nps) 성능시험에서 Singles는 1.27 %, Doubles는 4.75 %의 향상된 신호 결과를 얻음

- 움직임 감지 및 문자 전송 기능 등이 포함된 ACPF 핵물질 통합 감시 프로그램 개발

- ACPF의 감시시스템의 성능시험 및 IAEA/KINAC 데이터 송신 체계 구축

ㆍ 사용후핵연료를 이용한 ACPF 안전조치 기술 검증

- 총 8개의 PWR 사용후핵연료 표준시료(SFS)를 이용하여 ASNC의 성능시험(singles, doubles, triples rate의 측정 실험)을 수행한 결과, Cm-244의 측정값의 최대오차(random error)는 2.18 %(측정 시간 1000s)로 5 % 이내 오차의 당초 목표를 달성함

- SFS 대표시료의 화학분석 연소도와 감마스캐닝 연소도를 비교한 후 SFS rod-cut의 연소도를 화학분석 결과에 맞게 조정하여 ASNC의 Cm-244 중성자에 대한 교정곡선을 구함 (297.0[doubles rate/mg of Cm-244])

ㆍ 전해환원 공정 안전조치 기술체계 확립

- 사용후핵연료 및 전해환원 공정 물질에 대한 중성자 측정에 의한 핵물질 계량값의 추정 데이터베이스를 ORIGEN-ARP, MCNPX 코드 등을 이용해 구축함

ㆍ 전해정련 공정의 계량방안 분석 및 계량 시스템 개발

- 파이로 공정 물질의 계량관리에 적용할 비파괴 분석방법 중 하나로 능동형 중성자 동시계수 기술의 전해정련 공정물질에 대한 적용성을 평가함

- 기존 피동형 중성자 동시계수 시스템을 이용하여 외부 중성자 선원으로 동위원소 또는 중성자 발생기를 이용한 능동형 중성자 계수 장치 구축 및 기초 성능 평가를 수행함

- 시뮬레이션 결과를 바탕으로 초기 테스트를 위해 천연우라늄 및 2.67 wt% 농축우라늄 산화물 분말(UO₂ powder) 시료에 대해 측정함

- 중성자 발생기를 사용한 경우, 천연 우라늄산화물 3.5 kg (21.7g 235U)에 대해 2.64 cps/g-235U의 동시계수율, 평균 백그라운드 표준분포 9.57 cps, 백그라운드 보정 후 동시계수에 대한 표준분포 13.8 cps 획득

- Cf-252 선원을 적용한 능동형 중성자계수에서는 15 ~ 30 g-235U 에 대해서는 6 % ~ 10 %, 67.2 g-235U 샘플에 대해 5.2 %, 100.8 g-235U 샘플에 대해 3.86% 오차를 보임.

ㆍ LIBS(Laser induced breakdown spectroscopy)의 적용성 분석

- 기본 금속원소(Cu, Cr, Ni) 및 란탄족 원소(Nd, Sm)에 대한 정량분석을 수행하여 검정곡선에 대한 측정오차(0.63 ~ 5.82 %)를 확인함

2. Pyroprocess 핵물질 핵특성 분석기술 검증

ㆍ Pyroprocess 핵물질 분석용 표준선원 설계 및 성능 시험

- 사용후핵연료 집합체(G23/J502) 대상으로 27~60 GWD/MTU의 총 8단계의 연소도에 대한 ORIGEN-ARP 코드 시뮬레이션 결과를 생산함

- 연소도별 중성자 계수값 및 오차, 방사능, Cm ratio, (α,n) 중성자 값 등을 분석, 최적 표준선원 설계 자료를 생산함

- 사용후핵연료의 표준 연료시편(J502-R13 시편)의 감마선 분광분석법과 화학분석법에 의한 분석 결과를 비교·평가함(연소도 4.8 %(목표치 : 측정오차 5 %이내), Pu/U 비 0.8 % 차이로 일치 확인)

ㆍ 감마/중성자 통합 분석시스템 설계 및 개발

- 디스크형 사용후핵연료 시편 측정을 위한 이중원추형 감마시준기 및 시준집합체를 설계함

- 신호 분석 알고리즘을 개발하고 이중 원추형 시준기 집합체 및 특수 HPGe Detector 설계·제작하여 감마/중성자 신호의 통합 분석 측정시스템을 구축함

ㆍ 감마/중성자 통합 분석 기술 검증

- 사용후핵연료 시편에 대한 감마선 분석 결과와 화학분석 결과의 비교·평가함(감마선 분석 연소도, Pu/U 비 값의 정확성 검증)

ㆍ Hold-up 영상인식 시스템 개발

- 감마/중성자 신호를 동시에 측정하여 데이터를 영상화 할 수 있는 이동식 He-3 감마/중성자 검출 시스템을 설계함

ㆍ 사용후핵연료 전용감시 및 핵특성 통합 분석기술 개발

- 사용후핵연료 집합체 내부 위치별 감마 및 중성자 측정기술을 개발함

ㆍ FRAM 감마선 분석 기술

- FRAM 분석 기술을 적용하여 감마선 분광분석법을 이용한 우라늄, 플루토늄 동위원소 비 분석 기술을 도입하고, 핵물질 계량관리 적용 가능성을 분석함

- 사용후핵연료 감마선 분광분석을 통하여 사용후핵연료에 포함된 플루토늄, 큐륨의 핵분열로부터 발생하는 감마선 측정을 위한 측정 장치 최적화를 이룸

3. Pyroprocess 시설의 안전조치성 분석 및 예비 평가

ㆍ 안전조치 시스템의 요소별 특성 및 안전조치 타당성 분석

- 미국 LANL과 공동으로 100 MT-HM/년 규모의 KAPF에 대한 안전조치성을 분석함

- KAPF의 예상 Pu MUF(Material Unaccounted For) 불확도를 산출함

ㆍ JD 확보를 위한 기반 마련

- 전해환원 공정실험 수행을 위한 JD 예비보고서를 작성함

- 한·IAEA간 안전조치이행 실무그룹회의에서 '파이로 시설의 안전조치방안 개발'지원을 위한 회원국지원프로그램(IAEA MSSP)의 추진을 합의함(2007.12)

ㆍ 핵물질 계량장비 측정 불확도 분석

- 안전조치를 위한 핵물질계량 시 고려해야 할 측정불확도를 bulk, sampling, analysis 세 범주로 나누어 자세히 기술하고 검토함

- 파이로 공정의 핵물질 재고 주요 측정지점에 대한 각각의 계량방안 및 그에 따른 bulk, sampling, analysis 불확도를 기존 연구결과를 토대로 분석하고 예측함

ㆍ 안전조치 시스템 모사 및 분석

- Pyroprocess 시설에 대한 안전조치 시스템 예비 개념 설계

- 10 톤/년 규모의 ESPF에 대한 U-235와 Pu MUF 불확도 분석

ㆍ 파이로 공정 핵물질 계량방안 분석

- 파이로 공정의 핵물질 계량관리를 위해 핵물질 분말 균질화 공정이 필요한 것으로 판단하고, 계통 불확도 및 공정방해 최소화를 위해 통합 NDA 장비 개발 적용을 통한 핵물질 계량관리 방안을 제안함

- 3대 주요 측정 지점을 설정하고 각 지점의 계량방안 및 계량 절차를 도출하고, 대상 공정물질, 재고변동단위, 샘플링 및 측정 장비, 각각의 불확도 등을 예측·제시함

ㆍ 파이로 시설에 대한 안전조치성 분석 전산코드 개발

- 파이로 시설의 안전조치성 분석을 위한 전산코드의 기본 설계 및 개발

ㆍ 한-IAEA간 파이로 시설의 안전조치 기술기준 마련을 위한 공동연구 수행

- 기준 파이로 시설의 개념 설정을 위해 2회에 걸친 실무그룹 회의 및 1차년도 진도보고서 제출

ㆍ ACPF의 안전조치 이행 및 PRIDE의 설계정보서 작성

- ACPF의 핵물질 계량관리 및 사찰 수검(총 9회)

- ACPF 내 IAEA 감시장비(감시카메라 및 중성자 모니터) 설치 완료

- IAEA 시설부록 취득을 위한 PRIDE 시설의 초기 설계정보서 작성·제출

V. 연구개발 결과의 활용계획

본 연구에서 개발된 기술은 다음과 같이 활용될 것이다.

ASNC의 사용후핵연료를 이용한 핫테스트 결과는 고방사선 핫셀 환경 내에서의 ASNC의 안정적인 동작과 Cm-244 중성자에 대한 정밀한 측정 능력을 입증하였으며, 여기서 축적된 경험과 기술은 앞으로 건설될 공학규모 파이로 공정 시설의 비파괴 중성자 측정장치 개발에 활용할 계획이다.

능동형 중성자 측정 기술은 중성자 발생률이 낮아 수동형으로 측정하지 못하는 회수우라늄 등의 핵물질 측정에 유용하게 활용될 것이며, 핵특성 분석 시스템은 사용후핵연료를 취급하는 시설에서도 유용하게 활용될 수 있다.

감마/중성자 통합 측정시스템을 이용한 SF시편 시험결과는 화학분석 연소도, Pu/U 비율값과 비교 평가되었으며, 그 결과 연소도에서 4.5 %, Pu/U 비에서 0.8 % 이내의 오차를 보여, 측정 정확도가 매우 우수한 것으로 나타났다. 따라서 앞으로 여러 가지 서로 다른 연료형태, 농축도, 비출력 등을 갖는 SF시편에 대하여 많은 시험자료를 축적하게 되면, 시간과 비용이 많이 소요되는 화학분석 횟수를 줄이면서 사용후핵연료에 대한 핵물질 핵특성 분석이 가능할 것이며, 또한 일부 분석 알고리즘이 개발되면 핵물질 계량에도 사용될 수 있을 것이다.

FRAM 감마선 분석기술은 분석 정확도에 대한 검증을 통하여 PRIDE의 핵물질 계량 관리에 적용이 기대되며, 감마선 분광분석을 통한 Cm/Pu비 결정 기술은 후속 연구를 통하여 Pu, Cm 핵분열 감마선 검증 및 사용후핵연료 계량 관리 적용 검토 등을 수행하고 이를 바탕으로 차세대 핵물질 비파괴 분석 기술로 정립이 기대된다.

안전조치성 분석용 전산코드는 한-IAEA간 MSSP 과제인 "파이로시설의 안전조치방안 개발" 과제에서의 안전조치성 분석 및 안전조치 설계 기초자료 생산에 활용될 것이다. 또한, 이 전산코드의 기능을 보완하여 PRIDE 시설의 안전조치 시스템 구축에 활용할 예정이다.

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핵연료주기 시스템 엔지니어링 기술개발. 3, 핵물질 계량 안전조치 기술개발 이용현황 표 - 등록번호, 청구기호, 권별정보, 자료실, 이용여부로 구성 되어있습니다.
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