
● 방사성폐기물 제염 및 처리 분야
1) 다양한 환경에서의 용해도 실험 및 계산화학을 통한 방사성핵종의 흡착 특성 규명
천연방벽으로부터 핵종의 이동 및 지연 특성을 알기 위해 핵종의 흡착에 관한 DFT 계산연구를 수행하고 있으며 라돈의 다양한 특성에 대해 계산 연구와 분석실험 연구를 수행하고 있다.
또한, 중저준위 방사성폐기물 처분환경에서 발생 가능한 유기물이 Tc-99, Eu-152, Ni-63, Co-60 등 핵종의 용해도 및 흡착에 미치는 영향을 평가하고, 유기물과 결합한 핵종의 수용액 상 화학종의 열역학적 상수를 용해도 실험과 DFT 계산으로부터 도출하는 연구를 진행 중이다.
2) 전기화학적 방법을 통한 수용액 내 삼중수소 제거 기술 개발
삼중수소는 농축·분리가 어려워 원전 방사성유출물의 대부분을 점유하고 있다.3) 광물화 흡착제를 이용한 방사성핵종 고정화
세슘의 안정적인 제거를 위해 천연 제올라이트의 Interzeolite transformation을 수행하여 제조하고 이 과정에서 나노 규모 부산물이 세슘의 유출에 미치는 영향, 폴루사이트로부터 세슘이 유출되는 메커니즘, 폴루사이트와 같은 장석류 광물의 중장기 풍화, 변질이 핵종 유출에 미치는 영향을 알아보기 위한 연구를 수행 중이다.● 처분장 부지 선정을 위한 환경 안전성 평가 및 처분 분야
고준위폐기물 처분장의 안전성을 검증하기 위해서는 다중방벽 시스템 환경에서 핵종의 거동 특성을 이해하기 위한 지화학적 특성 데이터 확보가 필요하다.
다중 장벽 시스템에서는 지하수와 광물의 흡착 반응, 이온 교환, 표면 침전 등의 지화학적 반응을 통해 핵종의 농도가 감소하고 이동 시간이 지연되어 방사성 핵종의 유출을 방지한다.
따라서, 처분장 부지 선정을 위한 환경 안전성 평가 및 처분 분야에서는 실제 처분환경을 고려하여 다양한 조건에서 대표적인 핵종의 용해도, 흡착, 확산 특성을 평가하는 연구를 수행하고 있다.
또한, 규제관점에서 심층처분시설을 구성하는 요소들이 가져야 하는 다양한 물리화학적 특성과 사용후핵연료 매립전/후, 특정사고 시 평가되어야 하는 항목들을 선정하고, 이를 검증하기 위한 검증방법 및 검증도구를 개발하는 연구를 진행하고 있다.
● 방사성폐기물 담지용 고화체 개발 분야
방사성 핵종은 처분시설에 처분된 이후에도 방사성폐기물로부터 빠져나와 처분시설 외부로 누출되지 않도록 조치하여야 한다.
방사성 핵종의 누출 위험이 매우 높은 방사성폐기물은 고화 (solidification)하여야 하며, 이를 위해 시멘트, 지오폴리머(geopolymer), 세라믹크리트 (ceramicrete) 등 방사성폐기물을 담지할 수 있는 고화매질 개발 및 고화체의 성능을 평가하는 연구를 수행하고 있다.
슬러지, 폐수지 등을 시멘트, 지오폴리머 등의 고화매질을 활용하여 높은 방사성폐기물 담지율, 기계적 강도, 방사성핵종 침출 저항성을 가지는 방사성폐기물 고화체 개발 및 성능 평가 방법 등에 대한 연구를 진행하고 있다.
● 사용후핵연료 운송/저장/처분 용기 소재 및 공정 개발
사용후핵연료의 소내 저장, 운송, 중간 저장, 심층처분 등에 필요한 기반 기술들의 연구가 진행 중이다.
특히 사용후핵연료를 담는 용기의 경우 열역학 계산을 바탕으로한 합금 디자인과 기계적 강도, 부식 특성 등의 물성을 평가하여 사용후핵연료 저장용기 개발을 구체화 하고 있으며, 처분 후 기계적, 화학적 건전성을 담보하기 위해 주변 환경을 모사한 시뮬레이션 연구가 진행 중이다.
특히, 건식저장용기의 수명을 결정하는 염화물에 의한 국부부식을 저감하는 저온분사코팅 (cold spray) 기술이 개발 중이다.
임시/중간 저장 이후 사용후핵연료의 완전한 처분을 위해 심층처분시설은 대한민국에 필수적으로 필요한 시설 중 하나이다.
재료의 디자인 관점에서 처분용기의 구조 건전성, 기계적 물성이 향상된 조성 및 제작 공정에 대한 연구를 진행 중이다. 처분용기 부식저감용 구리적층제조 (3D printing)와 구리 저온분사코팅 기술 또한 활발히 개발 중이다.
● 미래형 원자로 (SMR) 소재 및 제조공정 개발
미래형 원자로에서는 기존 경수로에 비해 가동온도와 수명, 중성자 조사량이 높기 때문에 우수한 내열, 배부식 및 방사선 조사저항특성을 가지는 구조재 개발의 필요하다.
특히, 냉각재의 화학적 조성이 다르기 때문에 구조재의 열화 메커니즘을 규명하여 적절한 재료의 선택과 후보 재료의 적용 타당성을 평가할 필요가 있다.
차세대 원자로 소재 개발 분야에서는 재료의 우수한 열화 특성 확보를 위해 합금 조성 최적화 연구가 진행 중이다.
차세대 원자로용 부품 제작을 위해 금속분말 기반의 혁신 제조공정 공정 개발 (Spark Plasma Sintering, Hot Isostatic Pressing, Additive Manufacturing), 표면 코팅 연구 (Cold Spray Coating 등)가 진행 중에 있다. Small Modular Reactor (SMR)를 포함한 미래형 원자로에 적용될 구조재료의 개발과 더불어 가동환경을 모사하여 열화 평가를 통한 재료의 손상 기구를 연구하고 있으며, 이를 토대로 소재 및 제조공정을 개발하여 성공적인 미래 혁신 원자력시스템 구축을 위해 이바지하고 있다.
● 사고저항성 핵연료 (ATF) 개발
일본의 후쿠시마 원전 사고와 같이 냉각수 상실사고 발생 시 기존 지르코늄 합금은 빠른 산화반응으로 발생한 수소가 격납 건물에 쌓이면서 수소 폭발 가능성이 높아져 중대사고에 취약하다.
이에 사고 안전성이 강화와 방사성 폐기물 저감을 위한 고연소도 운전, 핵연료의 신뢰도 증가, 부하추종, 출력 증강을 위한 경수로 핵연료 개발에 집중하는 추세이다.
특히 최근 EU 택소노미(Taxonomy) 개정안에 따르면 신규 원전 프로젝트는 2025년부터 인허가를 받은 사고저항성 핵연료(Accident Tolerance Fuel; ATF)를 사용해야 하며, 계속 운전도 사고 저항성 핵연료를 사용해야 투자가 가능해진다.
사고저항성 핵연료 피복관의 개발에 SiC, FeCrAl 등의 재료 또는 지르코늄 피복관에 저온분사코팅 또는 물리증착 코팅 기술을 이용한 Cr 코팅이 연구되고 있다.
최근에는 Additive Manufacturing (AM)과 같은 새로운 가공 공정을 이용한 FeCrAl 피복관 개발을 진행하고 있다.
PWR 환경에서 코팅 피복관에서 발생하는 부식 특성, 방사선 조사열화 거동, 기계적 특성의 변화 분석 연구가 진행 중이다.
Development of sorbent, geopolymer, glass for radionuclides immobilization. Development of Transport models for radionuclides
Study of chemical decontamination process for CRUD removal and various radioactive wastes generated as a consequence of numerous NPP processes and operations
Testing of solubility, sorption, and diffusion of radionuclides under various disposal environment
Development of advanced metallic canister for transporation, storage, and disposal for spent nuclear fuels for safety, efficiency, and environmental friendly