• Environmental engineer
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• s.323
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• pp.40-47
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• 2013

• Journal of Korean Society of Water and Wastewater
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• v.7 no.1
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• pp.54-63
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• 1993

• 수도
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• s.57
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• pp.47-63
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• 1992

• Environmental engineer
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• s.324
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• pp.44-49
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• 2013

• Journal of Radiation Protection and Research
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• v.22 no.2
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• pp.119-125
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• 1997

PHWR achieves high neutron economy by adopting heavy water as its moderator and coolant. On the other hand it permits much tritium generation, compared to LWR, due to the neutron capture reaction of deuterium in heavy water. Meanwhile in the reactor core, $^3He formed as the result of-decay of tritium, captures a thermal neutron and transforms to tritium again. The existing calculation models on tritium generation in PHWR neglect the contribution of $^3He$ in both moderator and coolant due to its relatively low solubility. However the neutron capture cross-section of $^3He$ is almost $1.6{\times}10^7$ times as large as that of deuterium. That means that the dissolved amount of 0.03 ppm of $^3He$ in heavy water is enough to generate the same amount of tritium as that generated by the deuterium of total heavy water in the system. This study dealt with the contribution of $^3He$ to tritium generation. As a sample case, the contribution of $^3He$ to the tritium generation in Wolsong #1 was evaluated and compared to the measured values. According to the result of this study, it is concluded that $^3He$ in coolant contributes very much to the tritium generation but that in moderator shows negligible effects due to the low solubility and $^4He$ cover gas. At the beginning of the plant operation, the contribution of $^3He$ is slightly greater than the measured value but agrees well with the measured as the operating time increases.

• Proceedings of the Korean Radioactive Waste Society Conference
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• 2004.06a
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• pp.247-247
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• 2004

가압 중수로형 원자력발전소에서는 원자로의 감속재 및 냉각재로 사용하는 중수(heavy water)로 인한 삼중수소(tritium)의 생성이 전체 방사선 준위 상승의 가장 중요한 원인이 되고 있다. 따라서 4기의 중수로가 운전 중인 우리나라에서도 월성원자력 발전소에 삼중수소 제거 설비(Tritium Removal Facility)가 건설 중에 있다. 이 시설로부터 99% 이상의 순도인 삼중수소가 회수되며, 회수된 삼중수소는 장기적인 저장을 위하여 안전하게 포장되어야 한다.(중략)

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1998.05b
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• pp.427-432
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• 1998

중수속의 삼중수소 제거 공정인 액상 촉매 교환 반응에서 중수의 촉매 표면 응축에 의한 성능 저하가 큰 문제의 하나로서 성능 저하를 감소시키기 위한 여러 가지 형태의 촉매탑이 고안 되었다. 본 연구에서는 membrane을 사용하여 중수와 촉매를 분리시킴으로써 촉매 성능 저하를 감소시킬 수 있는 촉매탑의 설계를 시도하였다. 세 가지 촉매탑이 고안되었는데 sheet type의 membrane을 사용한 multilayered type 과 double spiral type, hollow fiber membrane을 사용한 hollow fiber cartridge type 등이다. multilayered type은 구조가 단순하여 scale-up이 용이하고 double spiral type은 다른 type보다 유로의 blocking 문제가 작고 hollow fiber cartridge type은 최대의 비표면적을 가질 수 있다.

• Proceedings of the Korean Society of Soil and Groundwater Environment Conference
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• 2002.09a
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• pp.152-155
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• 2002

강수의 중수소과잉값(d-값)은 바다와 대기와의 접촉 과정에 의하여 일차적으로 지배되지만 빗방울의 부분증발, 응축온도의 변화 또는 d-값이 다른 수증기와의 혼합에 의하여 이차적으로 변화될 수 있다. 이 연구에서는 동북아시아 강수의 d-값 변화에 영향을 미치는 요인들에 대하여 논의하였다. 아울러 제주도 한라산에 내리는 강수의 d-값이 고도가 높아짐에 따라 커지는 원인에 대하여 검토하였다.

• Proceedings of the Korea Society for Energy Engineering kosee Conference
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• 1996.04a
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• pp.100-104
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• 1996

신형경수로의 설계 대안으로서 기존 가압경수로와 가압중수로의 단점들을 극복하고, 장점들을 채택한 새로운 중수감속 경수로의 노심 설계를 제안하였다. 기존 가압중수로의 압력관내에 경수를 냉각제로 순환시키며 중수를 감속재로서 압력관 외부에 배치하였으며, 핵연료로서 농축우라늄을 사용하는 설계 개념은 많은 설계 장점을 갖는다. 본 연구에서는 시스템은 기존 CANDU의 설계를 입증기술로서 가능한 그대로 채택하고, 핵연료와 냉각재에 대해 핵설계를 수행하여 핵적 타당성을 검토하였다. 핵연료다발은 월성 2호기 사양을 그대로 사용하여 37봉 핵연료 다발로 하였으며, 농축도, 봉간간격, 핵연료다발간 간격들을 변형시켜 높은 연소도를 확보하면서 냉각재 온도계수와 감속재 온도계수가 음의 안전성을 갖는 원자로가 설계될 수 있음을 확인하였다.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1995.05a
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• pp.687-692
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• 1995

중수로용 핵연료봉의 주요 파손부위는 피복관 원주방향 주름부위와 봉단마개-피복관 용접 부위로 알려져 있다. 중수로용 개량핵연료인 CANFLEX 핵연료 개발시, 이러한 핵연료봉 부위들에 대한 건전성이 입증되어야 한다. 이에따라 CANFLEX-NU 핵연료봉의 피복관 원주 방향 주름부위 및 피복관-봉단마개 용접부위에 대한 정상상태 운전시의 건전성을 평가한 결과, 정상상태 운전시는 핵연료봉의 건전성이 유지가 됨을 알 수 있었다.