• 한국방사성폐기물학회:학술대회논문집
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• 한국방사성폐기물학회 2012년도 춘계학술논문요약집
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• pp.355-356
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• 2012

• 한국방사성폐기물학회:학술대회논문집
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• 한국방사성폐기물학회 2015년도 추계학술논문요약집
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• pp.523-524
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• 2015

• 한국방사성폐기물학회:학술대회논문집
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• 한국방사성폐기물학회 2016년도 추계학술논문요약집
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• pp.327-328
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• 2016

• 한국수소및신에너지학회논문집
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• 제22권3호
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• pp.372-379
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• 2011

A nuclear fusion fuel cycle plant is composed of various subsystems such as a hydrogen isotope storage and delivery system, a tokamak exhaust processing system, and a hydrogen isotope separation system. Korea shares in the construction of its ITER fuel cycle plant with the EU, Japan, and the US, and is responsible for the development and supply of the storage and delivery system. The authors thus present details on the development status of hydrogen isotope storage technologies for nuclear fusion fuel cycle plants. We have developed various hydride beds of different size. We have realized a hydrogen delivery rate of 12.5 $Pam^3/s$ with a typical 1242g-ZrCo bed.

• 한국수소및신에너지학회논문집
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• 제23권1호
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• pp.56-64
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• 2012

The ITER fuel cycle is designed for DT operation in equimolar ratio. It involves not only a group of fuelling system and torus cryo-pumping system of the exhaust gases through the divertor from the torus in tokamak plant, but also from the exhaust gas processing of the fusion effluent gas mixture connected to the hydrogen isotope separation in cryogenic distillation to the final safe storage & delivery of the hydrogen isotopes in tritium plant. Tritium plant system supplies deuterium and tritium from external sources and treats all tritiated fluids in ITER operation. Every operation and affairs is focused on the tritium inventory accountancy and the confinement. This paper describes the major fuel cycle processes and interfaces in the tritium plant in aspects of upcoming technologies for future hydrogen and/or hydrogen isotope utilization.

• 한국수소및신에너지학회논문집
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• 제24권1호
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• pp.36-43
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• 2013

In this paper, a three-dimensional hydrogen desorption model is applied to a thin double-layered annulus ZrCo hydride bed and validated against the temperature evolution data measured by Kang et al. The present model reasonably captures the bed temperature evolution behavior and the 90% hydrogen discharging time. In addition, the performance of thin double-layered annulus bed is evaluated by comparing with a simple cylindrical bed using hydrogen desorption model. This study provides multi-dimensional contours such as temperature and H/M atomic ratio in the metal hydride region. This numerical study provides fundamental understanding during hydrogen desorption process and indicates that efficient design of the metal hydride bed is critical to achieve rapid hydrogen discharging performance. The present three-dimensional hydrogen desorption model is a useful tool for the optimization of bed design and operating conditions.

• 방사성폐기물학회지
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• 제5권2호
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• pp.155-169
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• 2007

월성 원자력 발전소의 TRF 시설에서 수집된 트리튬을 metal hydride 형태로 보관하고 있는 500 kCi급 트리튬 1차 저장용기를 발전소 밖의 폐기물 저장고로 안전하게 운반하기 위하여 트리튬 운반용기를 개발하였다. B형 운반용기의 기술기준을 적용하여 구조평가, 열평가, 방사선차폐평가, 격납평가 등을 수행하여 운반용기의 안전성을 분석하였다. 트리튬 운반용기는 정상운반조건 및 사고운반조건에서도 격납 경계가 손상되지 않는다고 평가되었다. 붕괴열로 인한 운반용기 내부 저장용기의 온도상승은 수치해석 결과, 원통형 모델에서는 $134.8^{\circ}C$로 나타났다. 운반사고 조건에 대한 열 평가로서 $800^{\circ}C$ 외부환경에 30분간 노출되었을 경우에는 단열재만의 열차폐를 고려하여 계산한 결과, 약 $405^{\circ}C$로 나타났으며, 내부 온도 상승은 1차 격납 경계인 1차 저장용기의 허용 온도인 $550^{\circ}C$에도 미치지 못하였다. 격납 차폐 평가에서도 사고조건인 $800^{\circ}C$의 외부 환경에 노출된 경우에서도 충분히 운반용기의 격납 성능을 유지할 수 있다고 판단되었다. 방사선에 대한 차폐 특성을 조사한 결과, 트리튬에서 발생된 ${\beta}-ray$ 선량은 1차 저장용기 외부 표면에서 0으로 계산되었다. 이상과 같이 500 kCi 급 트리튬 운반용기에 대한 안전성을 평가한 결과, 운반사고조건에서도 트리튬 운반용기는 전혀 이상이 없는 것으로 나타났다.

• 한국방사성폐기물학회:학술대회논문집
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• 한국방사성폐기물학회 2005년도 추계 학술대회 논문집
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• pp.134-142
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• 2005

지하매질에서 핵종이동현상을 가시적으로 관찰할 수 있는 실험실규모 실험장치를 개발하여 이동실험을 수행하였다. 이 실험장치는 $50{\times}50cm$ 규모 화강암과 아크릴상층부로 구성되어있다. 실험에는 삼중수소, 음이온, 수착성양이온 뿐만 아니라 이동경로를 관찰할 수 있는 유기염료도 포함하였다. 시간에 따른 물질이동양태를 사진을 찍어 컴퓨터에 저장하였다. 또. 이동과정을 모사하고 단위공정별로 분석해 볼 수 잇는 이동모델도 개발하였다. 컴퓨터모사를 통해 균열내 흐름장에서 압력과 유속분포를 계산하고, 균열내 이동양태와 유출곡선을 계산해 실험결과와 비교 평가하였다.

• 자원환경지질
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• 제31권3호
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• pp.185-199
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• 1998

1995~1996년중 부곡 지열수 지역에서 채수한 유형별 자연수를 대상으로 수문지구화학 및 환경동위원소 연구를 수행하였다. 연구 지역에는 물리화학적으로 뚜렷히 구분되는 세 유형의 자연수, 즉 (1) 군접 I (지열수 지역의 중심부에서 산출되고 최대 $77^{\circ}C$의 용출 온도를 갖는 $Na-SO_4$ 유형), (2) 군집 II(외곽부에서 산출되며 다소 낮은 온도를 갖는 $Na-HCO_{3}-SO_{4}$ 유형) 및 (3) 군집 III(지표수나 천층 냉각 지하수로서 $Ca-HCO_3$ 유형)이 함께 산출된다. 군집 I은 Ia 및 Ib로 세분된다. 수문지구화학적 진화는 수 암 반응의 증가에 따라 군집 III$\rightarrow$II$\rightarrow$I의 순으로 진행되었다. 군집 II 및 III의 자연수는 비교적 낮은 수-암 반응, 특히 방해석 및 Na-사장석의 용해 반응에 의해 형성되었지만, 군집 I은 사장석, K 장석, 백운모, 녹려석, 황철석 등과의 높은 수-암 반응에 의해 형성되었다. 용존 황산염의 농도 및 황동위원소 조성은 지열수의 기원 및 전화를 해석하는데 중요한 정보가 된다. 용존 황산염은 퇴적 기원 황철석의 산화에 의해 생성되거나 (군집 Ib의 경우), 또는 열수의 상승 통로인 단열대에 존재하는 마그마 열수기원 황철석의 용해에 의해 생성되었다 (군집 Ia의 경우). 지열 저장지의 온도 규명을 위한 알칼리 이온 지옹계의 적용성은 화학조성을 변화시키는 요인들, 특히 마그네슘이 풍부한 지표수와의 혼합에 의해 제한된다. 그러나 다성분 광물/물 평형계에 대한 열역학적 계산 및 유체포유물 설험 결과, 심부 지열 저장지 (냉각중인 화성암체?)의 온도는 $125^{\circ}C$에 이르는 것으로 판단된다. 환경동위원소 (산소-수소, 삼중수소) 연구에 의하면, 자연수는 모두 상이한 충진 특성을 갖는 강우로부터 기원하였다. 특히 군집 Ia의 물은 심부 지열 저장지까지 심부 순환한 오래된 (40년 이상) 강우로부터 기원하였으며 지표부 물과의 혼합 정도도 낮다. 본 논문에서는 황산염이 풍부한 국내 지열수의 성인 및 진화에 관한 모델을 제시한다.