• The Science & Technology
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• v.32 no.12 s.367
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• pp.81-81
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• 1999

원자로에는 왜 중수가 쓰여지는가? 원자력발전은 핵연쇄반응의 원리에서 비롯된 것인데 반응에서 생겨나는 중성자가 너무 빨리 움직여 이 중성자의 속도를 줄이기 위해 쓰는 것이 중수이다. 당구장에서 흰 공으로 빨간 공을 정면에서 때리면 흰 공은 그 자리에 서고 빨간 공은 앞으로 나간다. 바로 이런 원리를 이용해 감속재로 중수를 쓰는 것이다.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1996.05a
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• pp.407-412
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• 1996

본 논문은 중수로 내의 중수증기 회수 계통을 효율적, 경제적으로 운전하기 위하여 현 계통의 문제점을 분석하고, 이를 해결할 수 있는 제어알고리즘에 대해 연구하였다. 또한 PLC로 시제품을 개발하고 이를 기존 제어시스템과 병행설치하여 운전함으로써, 원자로 건물내의 습분 정도에 따라 변하는 DRYER 베드의 흡착능력에 연계된 운전 및 휴지상태(Idle running)를 없애는 최적 운전 방안을 도출하였다.

• Transactions of the Korean hydrogen and new energy society
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• v.14 no.4
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• pp.327-334
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• 2003

경수소와 중수소를 사용하여 Ti1.0Mn0.9V1.1합금의 경우 313K와 353 K에서, $Ti_{1.0}Cr1.5V_{1.1}$합금의 경우 313 K와 338K에서 각각 수소 동위체 효과를 조사하였다. 합금의 결정구조, 각 상의 존재량, 격자상수 등은 Rietveld method에 의해 결정되었다. 두 합금 모두 용도에 관계 없이 중수소의 흡장량이 경수소에 비하여 많았고, 이들 합금의 수소 동위체 효과는 LaNis 합금에 비하여 대단히 크게 나타났다. 실험 온도 범위에서 $Ti_{1.0}Mn_{0.9}V_{1.1}$합금의 경수소화물은 중수소화물에 비하여 안정하였고, Ti1.0Cr1.5V1.7합금에 있어서는 중수소화물이 더욱 안정하였다. 또한 $Ti_{1.0}Cr_{1.5}V_{1.7}$합금이 $Ti_{1.0}Mn_{0.9}V_{1.1}$합금보다 많은 량의 경수소와 중수소를 흡장하였다.

• Proceedings of the Korean Vacuum Society Conference
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• 2011.02a
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• pp.312-312
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• 2011

초고진공 장치 내에서 질량분석기와 티타늄 증착기를 이용하여 IRMOF-3에 증착된 티타늄과 수소 간의 흡착 특성을 TPD (Temperature Programmed Desorption)을 통하여 연구하였다. 티타늄을 흡착시키지 않은 순수한 IRMOF-3에 35K에서 주입한 중수소에 대한 TPD 데이터에서는 중수소가 저온 장치에 물리흡착된 약 50K에서의 작은 피크 이외에는 다른 흡착 특성을 보이지 않는다. 하지만 티타늄 2ML (Monolayer)를 흡착 시킨 IRMOF-3의 TPD 데이터에서는 약 60K와 95K에서의 두 피크가 보인다. 이는 분산된 티타늄과 중수소 사이에는 0.16eV와 0.25eV의 결합에너지를 가지는 두 가지의 다른 결합이 있다는 사실을 보여준다. 그리고 40K~110K에서 수소와 HD는 나오지 않고, 중수소만 나온 점은 주입한 중수소가 IRMOF-3에 분산된 티타늄에 쿠바스 상호작용에 의하여 분자상태로 화학 흡착되어 있을 것이라는 증거가 된다.

• Journal of Korean Society of Environmental Engineers
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• v.39 no.7
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• pp.377-384
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• 2017

This study examined the possibility of solving the water shortage problem through the water reuse of buildings through the Suwon water reuse (greywater) facility installation project conducted as a pilot project of Ministry of Environment. Water reuse of individual building units can reduce city water demand by up to 25%. This is a level that can solve the water shortage problem in Korea. However, in order to revitalize the water reuse facilities of individual buildings, it is necessary to solve the problem of the user's rejection of the greywater and the economical problems. The resolution of the user's rejection can be solved by linking the MBR process with the AOP process. When the MBR process and the AOP process are operated in conjunction with each other, it is found that the users do not feel the water quality difference with the tap water. Economical problems can be solved at the water rate levels when the facility capacity is over 100 ton/day considering the construction cost and the operation cost, and when the operation cost alone is over 15 ton/day. Furthermore, when considering the social benefit cost, it is found that profit is generated from 150 ton/day.

• Korean Journal of Optics and Photonics
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• v.19 no.6
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• pp.435-438
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• 2008

D2O, which is used in nuclear power generation, is slightly different from $H_2O$. $D_2O$ consists of deuterium (D), which is an isotope of hydrogen (H) and has one more neutron than H. $D_2O$ is heavier by about 11% than $H_2O$, and $D_2O$ is present in water in natureat about 0.002%. Its melting point and boiling point are $3.81^{\circ}C$ and $101.42^{\circ}C$, respectively. $D_2O$ is harmful to the human body if it replaces water in the human body by more than $25%{\sim}50%$. We have measured the index of refractive and power absorption of 0%, 25%, 50%, 75%, and 100% of $D_2O$ in $H_2O$ using terahertz time-domain spectroscopy, and we have found that the refractive index decreases and power absorption also decreases as the concentration of $D_2O$ increases.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1996.05d
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• pp.488-493
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• 1996

보장조치 대상 원자력 시선에 대한 사찰 목적은 평화적 목적으로 사용되기 위한 시설 및 핵물질이 핵무기 생산 등의 비평화적 목적으로 전용되지 않았음을 확인하는 것이다. 이를 위하여 국제원자력기구에서는 보장조치 기준(IAEA Safeguards Criteria : 1991 - 1995)에 따라 적절한 검증 수단을 사용하여 핵물질의 형태 및 양, 시설의 운전기록 등에 대하여 보고된 내용과 실제 상황과의 일치성을 확인하고, 미신고된 핵활동이 없음을 확인하고 있다. 보장조치 측면에서 보면, 중수형원자로(CANDU)는 핵연료의 크기가 작고 운전중에 핵연료를 교체하는 방식(On Load Reactors)을 채택하고 있기 때문에 시설 내에서의 핵물질 이동이 매우 빈번하며, 사용후핵연료의 양 역시 경수형원자로에 비해 매우 많다. 따라서 중수형원자로에 대한 보장조치 사찰은 경수형원자로에 비해 사찰일수(최대허용사찰량 : 중수형원자로 45 인-일/년, 경수형원자로 15 인-일/년)가 훨씬 많고 보장조치 관련 장비 또한 매우 다양하다. 현재 운전 중인 월성 1호기에 이어 건설 중인 월성 2, 3, 4호기의 운전이 시작되면 중수형원자로에 대한 국제원자력기구 및 국가사찰 양이 급격히 늘어날 전망이다. 또한 월성 1호기의 경우 사용후핵연료 저장조의 용량 초과로 인한 건식저장고(Dry Canister)로의 이송이 1992년도부터 매년 실시되고 있으며, 이 기간 중에 이송 대상 핵연료의 검증 및 운반 중 전용을 방지하기 위한 추가적인 사찰이 수행됨으로써 많은 인력과 시간이 투입되고 있다. 또한 국제원자력기구에서 추진하고 있는 보장조치 강화 방안의 일환으로 현재 건설 중인 월성 2, 3, 4호기에 대해서는 월성 1호기에는 적용되지 않은 추가적인 보장조치 관련 장비의 설치가 고려되고 있다. 이에 따라 우리나라에서는 중수형원자로에 대한 국제 원자력기구의 사찰 기준 및 사찰 내용을 분석, 중수형원자로 보장조치 사찰에 대한 개선점을 도출하고, 후속기에 대해서 보다 효율적이고 효과적인 보장조치 방안을 적용토록 하여야 할 것이다.

• Environmental engineer
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• s.325
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• pp.42-47
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• 2013

• Bulletin of Korea Environmental Preservation Association
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• v.16 no.3
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• pp.17-25
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• 1994

• Bulletin of Korea Environmental Preservation Association
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• v.16 no.3
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• pp.26-30
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• 1994