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원자력시설 제염해체기술 개발
Development of the Decontamination and Decommissioning Technology for Nuclear Facilities 원문보기

보고서 정보
주관연구기관 한국원자력연구원
Korea Atomic Energy Research Institute
보고서유형1단계보고서
발행국가대한민국
언어 한국어
발행년월2010-04
주관부처 교육과학기술부
사업 관리 기관 한국연구재단
National Research Foundation of Korea
등록번호 TRKO201000003467
DB 구축일자 2013-04-18
키워드 광용발 제염,부지복원,토양제염,고방사능시설 해체,안전성 평가,알파선 측정,해체 폐기물,콘크리트,감용laser ablation decontamination,site remediation,soil decontamination,decommissioning of high radioactive facility,safety assessment,alpha detection,decommissioning waste,concrete,volume reduction

초록 ▼

본과제의 연구개발 내용 및 범위는 다음과 같다.
1. 원자력시설 부지 제염기술 개발
가. 고방사능 시설 광용발 제염기술 개발
<TEX>${\circ}$</TEX> 고방사능 시설 해체제염 기초 특성 평가
<TEX>${\circ}$</TEX> 고방사능 시설 해체제염 단위기술 시험
<TEX>${\circ}$</TEX> 고방사능 시설 해체제염 단위 공정 개발
나. 해체 부지 복원기술 개발
<TEX>${\circ}$</TEX

Abstract ▼

1. Development of Decontamination Technologies for Nuclear Facilities and Sites
<TEX>${\circ}$</TEX> Development of a laser ablation decontamination technology for high radiation facilities
- An assessment on the fundamental characteristics of the decontamination technologies for a

목차 Contents

  • 표지 ... 1
  • 체줄문 ... 2
  • 보고서 초록 ... 4
  • 요약문 ... 6
  • SUMMARY ... 16
  • CONTENTS ... 26
  • 목차 ... 28
  • 표목차 ... 30
  • 그림목차 ... 32
  • 제 1 장 연구개발과제의 개요 ... 33
  • 제 1 절 연구배경 ... 33
  • 제 2 절 추진현황 및 연구내용 ... 35
  • 제 2 장 국내외 기술 개발 현황 ... 41
  • 제 1 절 원자력시설.부지 제염기술 개발 ... 41
  • 제 2 절 원자력시설 해체기술 개발 ... 45
  • 제 3 절 해체폐기물 재활용 기술 개발 ... 47
  • 제 3 장 연구개발수행 내용 및 결과 ... 48
  • 제 1 절 원자력시설.부지 제염기술 개발 ... 48
  • 제 2 절 원자력시설 해체기술 개발 ... 78
  • 제 3 절 해체폐기물 재활용 기술 개발 ... 102
  • 제 4 장 목표달성도 및 관련분야에의 기여도 ... 118
  • 제 1 절 원자력시설.부지 제염 기술 개발 ... 118
  • 제 2 절 원자력시설 해체기술 개발 ... 119
  • 제 3 절 해체폐기물 재활용 기술 개발 ... 121
  • 제 5 장 연구개발결과의 활용계획 ... 123
  • 제 1 절 원자력시설.부지 제염기술 개발 ... 123
  • 제 2 절 원자력시설 해체기술 개발 ... 124
  • 제 3 절 해체폐기물 재활용 기술 개발 ... 125
  • Table 3.1 개인선량기준(10 ${\mu}Sv$/y)에 근거한 핵종별 규제해제농도 ... 102
  • Table 3.2 단위 물량의 콘크리트 해체폐기물 재활용에 따른 처리 작업자의 유효선량 및 규제해제 기준 ... 104
  • Table 3.3 가열분쇄 공정에 의해 분리 생산된 골재의 흡수율 ... 110
  • Table 3.4 방사화 콘크리트 해체폐기물의 가열분쇄 감용 시험 전 후 순베타 핵종의 비방사능 ... 112
  • Table 3.5 중량 및 경량 콘크리트 미분말 배합비에 따른 슬래깅 고화체의 미세경도 ... 116
  • Table 3.6 슬래깅에 의한 콘크리트 미분말의 감용비 ... 117
  • Table 3.7 해외 대표 유리고화체와 콘크리트 미분말 슬래깅 고화체의 침출속도 비교 ... 117
  • Fig. 2.1. 고방사능 시설 해체 VR 시스템 기능 ... 78
  • Fig. 2.2. 해체 시나리오 평가 항목 및 체계 ... 79
  • Fig. 2.3. 해체 VR 시스템 GUI ... 81
  • Fig. 2.4. 원자력시설 해체 안전성 평가 체계도 ... 82
  • Fig. 2.5. 해체공정 비방사선학적 위험도 산정 모델 (25점 척도) ... 83
  • Fig. 2.6. 해체 안전성 평가 프로그램 구성 ... 86
  • Fig. 2.7. 오염도 측정 대상별 측정 방법 및 개념 ... 87
  • Fig. 2.8. 고방사능 시설 오염도 측정 개념도 ... 89
  • Fig. 2.9. 결정형 센서 측정 및 제조 개념 ... 89
  • Fig. 2.10. 결정형 센서 지지체 제조 방법 ... 90
  • Fig. 2.11. 핵종포집과 박리성 측정을 위한 챔버 ... 93
  • Fig. 2.12. 알파선 오염도 원격측정 시스템 개요 ... 95
  • Fig. 2.13. 다기능 해체장비 설계 개념 ... 97
  • Fig. 2.14. 극저온 절단 장비 시스템 구성도 ... 98
  • Fig. 2.15. 극저온 절단 가압공정장치 설계 및 제작 ... 99
  • Fig. 2.16. 액체질소 공급 장치 및 진공 유지 장치 시스템 구성도 ... 100
  • Fig. 2.17. 노즐 위치 제어 장비 ... 101
  • Fig. 3.1. 방사성폐기물 처분용기 ... 103
  • Fig. 3.2. 열적 처리 후 기계적 분리에 의한 골재 및 골재 잔류 비방사능 분포 ... 106
  • Fig. 3.3. 콘크리트 해체폐기물의 감용 및 재활용 공정개념 ... 106
  • Fig. 3.4. 우라늄 변환시설 경량콘크리트 폐기물의 골재회수율 및 오염도분포 ... 108
  • Fig. 3.5. 일체형 가열분쇄 공정장치 ... 108
  • Fig. 3.6. 패들형 회전충격식 조밀분쇄 공정장치 ... 109
  • Fig. 3.7. Semi-pilot 실험 후 연구로 방사화 해체 콘크리트 골재의 오염도 분포 및 회수율 ... 109
  • Fig. 3.8. Semi-pilot 실험 후 우라늄 변환시설 오염도 분포 및 회수율 ... 110
  • Fig. 3.9. 콘크리트 해체폐기물 가열분쇄 실증장치 ... 111
  • Fig. 3.10. 방사성 콘크리트 폐기물 가열분쇄 감용 실증실험 ... 111
  • Fig. 3.11. 가열분쇄 실증시험 후 우라늄 변환시설 해체 콘크리트 골재의 오염도 분포 및 회수율 ... 112
  • Fig. 3.12. 콘크리트 가열분쇄 감용 시스템 모형도 ... 113
  • Fig. 3.13. 무수규산을 첨가한 중량 및 경량 미분말 고화체의 압축강도(재생미분말:시멘트=9:1) ... 114
  • Fig. 3.14. 콘크리트 미분말 슬래깅 고화체의 압축강도 ... 115
  • Fig. 3.24. 슬래깅 고화체의 침출율 ... 116
  • 끝페이지 ... 128

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참고문헌 (25)

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