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보고서 상세정보

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

  • 주관연구기관

    한국원자력연구원
    Korea Atomic Energy Research Institute

  • 보고서유형

    1단계보고서

  • 발행국가

    대한민국

  • 언어

    한국어

  • 발행년월

    2010-04

  • 주관부처

    교육과학기술부

  • 사업 관리 기관

    한국연구재단
    National Research Foundation of Korea

  • 등록번호

    TRKO201000003467

  • 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

  • DB 구축일자

    2013-04-18

  • 초록 


    1. Development of Decontamination Technologies for Nuclear Facilities and Sites
    <TEX>${\circ}$</TEX> Development o...

    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 decommissioning of high radiation facilities
    - Experimental study on the decontamination unit processes for a decommissioning of high radiation facilities
    - Development of the decontamination unit processes for a decommissioning of high radiation facilities
    <TEX>${\circ}$</TEX> Site decontamination technology development
    - Development of site decontamination unit technologies and equipments
    - Modification of the site decontamination equipments and their performance demonstrations
    <TEX>${\circ}$</TEX> Site remediation monitoring technology development
    - Site remediation monitoring key technology development
    2. Development of the Decommissioning Technology for Nuclear Facilities
    <TEX>${\circ}$</TEX> Development of decommissioning process evaluation system
    - Development of decommissioning process evaluation module
    - Integration of VR system and evaluation module
    - Development of methodology for decommissioning process safety assessment
    <TEX>${\circ}$</TEX> Development of the monitoring technology of high radioactive alpha contamination
    - Development of the bulk type counting material for the narrow area monitoring
    - Development of the spray type counting material for the wide area contamination monitoring
    - Development of the remote monitoring technology for the high radioactive alpha contamination
    <TEX>${\circ}$</TEX> Development of dismantling technology for highly activated facility
    - Development of cryogenic temperature maintenance technology
    - Experiment of cryogenic cutting system and selection of operation condition
    - Development of cryogenic cutting control system and muti-purpose control system
    3. Technology Development for Recycling of Decommissioning Waste
    <TEX>${\circ}$</TEX> Establishment of the scenarios and the radiological safety assessment in the recycling of dismantled concrete wastes
    - Assessment of the scenarios for recycling in non-nuclear filed
    - Assessment of the scenarios for limited recycling in nuclear field
    <TEX>${\circ}$</TEX> Technology development for a volume reduction of dismantled concrete wastes by thermal and mechanical treatment
    - Characterization of dismantled concrete waste
    - Test and evaluation of the unit process for a volume reduction of dismantled concrete waste
    - Process development for the thermal and mechanical treatment of dismantled concrete waste
    - Fabrication of the thermal and mechanical equipment for a volume reduction of dismantled concrete waste and technology demonstration
    <TEX>${\circ}$</TEX> Technology development for volume reduction and stabilization of fine concrete waste
    - Process development for a regeneration of the fine concrete waste
    - Process development for a slagging of the fine concrete waste


    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 특...

    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> 부지제염 단위기술 및 장치개발
    <TEX>${\circ}$</TEX> 부지제염 장치 개선 및 실증
    다. 해체 부지 복원 모니터링 기술 개발
    <TEX>${\circ}$</TEX> 부지복원 모니터링 요소기술 개발
    2. 원자력시설 해체기술 개발
    가. 고방사능 시설 해체공정 모사 및 평가 기술 개발
    <TEX>${\circ}$</TEX> 해체공정 평가 기술 개발
    <TEX>${\circ}$</TEX> 해체공정 안전성 평가 방법론 개발
    나. 고방사능 설비 해체장비 단위기술 개발
    <TEX>${\circ}$</TEX> 해체장비 개념 설계 및 제어기술 개발
    <TEX>${\circ}$</TEX> 고방사능 알파 오염도 원격측정 기술 개발
    <TEX>${\circ}$</TEX> 고방사능 설비 절단 기술 개발
    3. 해체폐기물 재활용 기술 개발
    가. 콘크리트 해체폐기물 재활용 방안 설정 및 평가
    <TEX>${\circ}$</TEX> 비원자력 재활용 방안 평가
    <TEX>${\circ}$</TEX> 원자력분야 제한적 재활용 방안 평가
    나. 콘크리트 해채폐기물 가열분쇄 감용 기술 개발
    <TEX>${\circ}$</TEX> 콘크리트 해체폐기물 특성 평가
    <TEX>${\circ}$</TEX> 콘크리트 폐기물 부피감용 단위공정 시험 및 평가
    <TEX>${\circ}$</TEX> 콘크리트 해체폐기물 열적/기계적 분리 공정 개발
    <TEX>${\circ}$</TEX> 콘크리트 해체폐기물 가열분쇄 감용장치 제작 및 기술 실증
    다. 콘크리트 미분말 감용 및 안정화 기술 개발
    <TEX>${\circ}$</TEX> 콘크리트 해체폐기물 화학적 재생 및 고화 공정 개발
    <TEX>${\circ}$</TEX> 콘크리트 해체폐기물 슬래깅 공정 개발 및 기술 실증


  • 목차(Contents) 

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

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