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

• Nuclear Engineering and Technology
• /
• v.27 no.3
• /
• pp.427-438
• /
• 1995

캐나다 원자력공사(AECL)는 1960년초 중수로형 원자력발전소 계통에 컴퓨터를 도입하여 처음에는 국부적으로 발전소를 제어하는 방법을 채택하였으나 점차 발전소 주요계통인 발전소제어계통 및 원자로 안전계통으로 확장하여 현재는 진보된 컴퓨터 응용 계측제어 기술로 개선된 Fully Computerized Shut down System 및 Distributed Plant Control System의 설계를 마무리하고 일부 기술을 신규 발전소 의 계측제어분야에 적응하여 운용하고 있는 상황에 있다. 본 보고서는 중수로형 발전소를 설계한 캐나다 원자력공사의 발전소 제어 및 원자로 정지계통 분야에 컴퓨터 기술을 적용한 배경과 그 기술을 2장, 3장에서 각각 서술하고 제4장에서는 이들 설비가 월성 1호기에서와 2, 3, 4호기에서의 차이점, 즉 설계변경된 부분을 소개, 고찰하여 보고 아울러 이의 기술이 향후 건설될 개량형 중수로에 적용 가능성과 관련 기술에 대하여 살펴보고자 한다.

• Environmental engineer
• /
• s.328
• /
• pp.92-96
• /
• 2013

본 발명은 화장실의 세면대에서 사용된 세척수 및 하수를 중수도 수질기준에 적합하도록 처리하여 화장실 용수로 재활용하는 화장실의 중수도 시스템에 관한 것이다. 화장실의 중수도 시스템의 구성을 살펴보면, 세면대에서 사용된 세척수 및 하수가 유입되는 반응조와, 상기 반응조로 유입된 세척수 및 하수를 살균 및 소독하는 마이크로버블 오존 발생장치와, 살균 및 소독된 처리수를 정장하는 처리수조와, 상기 처리수조에 저장된 처리수를 화장실 용수로 공급하는 용수공급펌프를 포함한다. 이 중에서 상기 마이크로버블 오존 발생장치는, 외부에서 유입된 공기를 정화하는 에어필터와, 상기 에어필터에서 정화된 공기를 공급하는 에어펌프와, 상기 에어펌프를 통해 유입된 공기에 자외선을 조사하여 오존을 발생시키는 오존발생기와, 상기 오존발생기에서 발생된 오존을 세척수 및 하수에 혼합시키는 기액혼합펌프와 상기 오존과 상기 세척수 및 상기 하수의 혼합 효과를 극대화하기 위한 라인믹서로 구성된다. 이와 같이 구성된 본 발명에 의한 화장실의 중수도 시스템은 상수(上水)의 소비량을 줄이고 하수(下水)의 발생량을 감소시켜 경비절감의 효과를 얻을 수 있고, 지하수의 고갈 및 생활용수의 증가에 따른 물 부족 현상에 대해 능동적으로 대처할 수 있다. 특히, 재활용된 화장실 용수에는 오존이 함유되어 화장실 내의 악취제거, 살균 및 소독효과가 있으며, 외부로 배출되는 세척수 및 하수에 포함된 유지성분을 제거하여 환경오염을 방지할 수 있다.

• Environmental engineer
• /
• s.324
• /
• pp.86-93
• /
• 2013

본 발명은 녹색 건축물에 적용되는 중수도 설치를 위한 수처리 시스템에 관한 것으로서, 더욱 상세하게는 건축물에서 배출되는 오수의 유입량을 제어하면서, 산기장치를 이용하여 상기 오수에 일정량의 에어를 공급하여 슬러지의 침강과 부패방지를 유도하는 유량조정조와, 상기 유량조정조를 거친 오수를 응집 및 침전처리하고 가압부상에의해 슬러지를 처리하는 가압부상조와, 상기 가압부상조를 거친 오수에 포함되어 있는 질소, 인을 처리하는 무산소조와, 상기 무산소조를 거친 오수에 포함되어 있는 유기물을 수처리용 접촉 메디아(DSBB)에 의해 분해하는 생물막조와, 상기 생물막조를 거친 오수를 침전과정을 통해 침전된 슬러지를 외부로 배출하는 침전조와, 상기 침전조를 거친 오수를 분리막에 통과시켜 오수에 포함되어 있는 미생물, 세균등의 미세입자들을 제거하는 분리막조와, 상기 분리막조를 거친 오수에 포함되어 있는 미처리 미세입자를 여과기에 통과시켜 처리하는 여과조와, 상기 여과조를 거친 오수를 오존($O_3$) 또는 UV 살균 처리하는 소독조와, 상기 소독조를 거쳐 최종적으로 처리된 처리수를 일정시간 동안 체류시켰다가 건축물의 중수로 재이용하기 위해 방출시키는 저수조를 포함하여 이루어지는 녹색 건축물에 적용되는 중수도 설치를 위한 수처리 시스템에 관한 것이다.

• Nuclear Engineering and Technology
• /
• v.27 no.3
• /
• pp.447-452
• /
• 1995

경·중수로 연계 핵연료 주기 (Direct Use of Spent PWR Fuel in CANDU : DUPIC ) 기술개발의 핵물질 보장조치(Safeguards)는 경수로 사용후 핵연료를 중수로에 재 활용하기 위한 DUPIC 공정에 대한 최적 보장조치 시스템을 구축하여, 국제 원자력 기구(IAEA) 및 국제 원자력 사회에서 핵 투명성확보 및 신뢰도를 향상시키는 것을 기술개발의 목적으로 하고 있다. DUPIC 공정은 고립된 차폐시설내의 고준위 방사선장 하에서 가동되므로 타 시설에 비해 핵 물질 전용 가능성은 희박하지만, 전 공정이 원격제어 되야 하고, 조업조건이 정복해야 하므로 기존의 보장조치 기술보다 더욱 발전된 계량관리시스템, 측정시스템 및 감시시스템 등을 개발하여야 한다. 이를 위해 본 연구에서는 각 항목에 대한 요소 분석 및 각 항목별 향후 연구방향에 대해 분석하였다. DUPIC 공정 전반에 대한 핵물질 계량관리를 위해 물질수지구역 (Material Balance Area : MBA) 및 주요측정 지점 (Key Measurement Point : KMP )을 설정하여 각 측정지점별 측정방법 및 재고검증(Inventory Verification) 방법을 분석하였다. 최적 측정시스템을 개발하기 위해 적용 가능한 비파괴분석 방법들을 분석한 결과, 핵분열성 물질 함량을 정량적으로 측정할 수 있는 수동적 중성자 측정법이 가장 적합하다는 결론을 얻었다. 또한, 감시시스템을 개발하기 위해 전용전략의 주요 요소 및 전용경로 등을 분석하였으며, 핵물질 및 시설에 대한 물리적 방호체제를 DUPIC시설에 적용하기 위하여 물리적 방호에 필요한 방호체제 요소를 분석하여 DUPIC 시설을 위한 가상적인 방호체제를 구축하였다.

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

• Journal of Energy Engineering
• /
• v.24 no.2
• /
• pp.40-44
• /
• 2015

Sensitivity on the reactor safety was evaluated for the safety margin and time delay applied to the opening pressure of liquid relief valve(LRV) of the primary heat transport system(PHTS) in the pressurized heavy water reactor(PHWR) type nuclear power plant. Since the LRV is the pressure boundary for the PHTS in the safety analysis, the operating of LRV has a significant effect on the safety analysis results. Therefore it is required during the regulatory review of Wolsong Unit 1 safety analysis to find the safety effect of the application of safety margin and time delay to the LRV opening pressure for the safety analysis of PHTS pressurizing events.

• Proceedings of the Korean Radioactive Waste Society Conference
• /
• 2003.11a
• /
• pp.90-95
• /
• 2003

Chemical management of annulus gas system is carried out for the purpose of ensuring the safety and reliability of the system via securing the integrity of the system, detecting the D$_2$O in-leakage of coolant and/or moderator, and reducing the radiation dose. Since the quality of CO_2$ gas, which is used as a filling gas for annulus gas system at CANDU plants, has a propound effect on the integrity of the system material and the radiation dose, CO_2$ gas of high quality is needed. If the quality of CO_2$ gas does not meet the specification, it may give rise to undesirable effect not only on the annulus gas system, but also on the environment due to the production of radioactive nuclei. Therefore, it is very important to check the impurities of CO_2$ gas. Based on this background, the inventories of C-14 and Ar-41 in CO_2$ gas that is supplied as annulus gas were estimated using the data on concentrations of the impurities of $CO_2$ such as C, N_2$ and Ar. The results of this study is expect to give useful information on optimization of CO_2$ impurities maintenance and management of gaseous radioactive wastes produced at CANDU plants.

• Journal of Energy Engineering
• /
• v.20 no.4
• /
• pp.259-266
• /
• 2011

Following the reactor shutdown, the reactor shutdown cooling system must be designed to supply the coolant sufficiently not only to remove the decay heat but to maintain the adequate cooling rate to protect the reactor equipments. In this study, KDESCENT code for the light water reactor and SOPHT, SDCS codes for the heavy water reactor were compared and analyzed to investigate the cooling capability during the shutdown cooling process. The shutdown cooling system design requirements were satisfied during cooling process for both the SDCP and the HTP modes and the design cooling rate of $2.8^{\circ}C/min$ or below was maintained using the SDC heat exchangers. This study shows that the shutdown cooling system in the Wolsong 2, 3, 4 reactors provides sufficient cooling to maintain the nuclear fuel integrity by removing the decay heat of the nuclear fission product.

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