• Nuclear Engineering and Technology
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• 제12권4호
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• pp.274-285
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• 1980

가압경수로의 핵연료관리 정책 결정에 사용될 간편한 해석제재를 수립하기 위한 시도로서 TDCORE 및 RELOAD-II 전산코드를 채택했다. TDCORE전산코드는 고리 1호기에서 제 5주기까지의 노심내 출력 및 연소도이력과정을 묘사하는데 사용했으며, 이 코드의 타당성은 노심내 측정치와의 비교를 통해 입증했다. RELOAD-II 전산코드는 고리 1호기의 중요한 핵연료관리 정책사항중의 하나인 연료집합체의 최적 재장전모형을 선정하는데 이용했다. 핵연료관리 해석에 대한 두 전산코드의 용도 및 응용에 관해 기술했다.

• 한국방사성폐기물학회:학술대회논문집
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• 한국방사성폐기물학회 2004년도 학술논문집
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• pp.338-338
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• 2004

건식공정 (pyrochemical process 혹은 pyroprocessing)은장수명핵종의 소멸처리를 위해서는 장수명핵종을 분리한 뒤 연료로 제조하여야 하며, 분리 공정은 습식공정과 건식공정으로 크게 나누어진다. 용융염을 사용하는 습식공정에 비해 2차 방사성폐기물의 발생량이 적고 공정이 간단하고, 핵확산에 대한 저항성이 매우 크다는 장점 때문에 미래의 핵주기 기술로서 주목받고 있다. 소멸처리를 위해서는 사용 후 핵연료 내에 존재하는 장수명 핵종군 원소들을 분리하고 소멸처리용 연료에 적합한 형태의 물리 화학적 형태로 전환시켜야 한다.(중략)

• 원자력산업
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• 제38권1호
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• pp.110-114
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• 2018

본고는 최근 한국원자력산업회의를 방문한 일본원자력연구개발기구(日本原子力硏究開發機構, JAEA)와의 간담회에서 발췌한 자료를 토대로 구성한 일본의 원자력 종합 현황 자료이다. 일본원자력연구개발기구는 2005년 10월, 일본원자력연구원(JAERI)과 일본핵주기연구원(JNC)을 합병하여 설립된 독립행정법인으로, 원자력에 관한 기초 및 응용에 관한 연구, 핵연료 사이클을 확립하기 위한 고속증식로 등의 기술 개발 등을 수행하여 그 성과를 민간에 보급하고 있는 일본 유일의 원자력 종합 연구 기관이다.

• 한국방사성폐기물학회:학술대회논문집
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• 한국방사성폐기물학회 2003년도 가을 학술논문집
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• pp.172-179
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• 2003

핵확산 저항성 핵연료주기공정, 트리튬을 활용하는 첨단산업 시설과 중수로형 원전 등의 국내 원자력 산업에서 다양한 화합물 형태로 발생하는 트리튬 폐기물을 처리하는 기술을 개발하기 위하여 국내외 트리튬 처리기술의 현황을 조사하였음. 트리튬 폐기물을 크게 기체상, 유기상, 수용액상으로 분류하였고, 이들을 각각 처리할 수 있는 기술을 분석하였음. 이러한 트리튬 폐기물의 처리기술 개발은 원자력 산업의 지속적인 발전을 위한 기술력 기반조성 및 국민의 방사성 폐기물에 대한 긍정적 이미지를 심어 주는데 필수적임.

• 기계와재료
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• 제21권3호
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• pp.42-51
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• 2009

원자력/화력 발전소에서 사용중인 터빈출력제어장치(turbine power control device)는 유압 서보액추에이터(hydraulic servo actuator)로 구동하는 특수 스팀 밸브(steam valve)로서 터빈의 속도를 제어하고 스팀을 차단하는 기능이 있다. 대형 발전기(500~1000Mw)를 구동하여 양질의 전기를 생산하기 위해서는 발전기에 연결된 고압 및 저압터빈에 최적량의 스팀을 공급하여야 하고, 고속(화력 3600 rpm, 원자력 1800 rpm)으로 회전하는 터빈이나 스팀계통에 이상이 발생할 경우 터빈의 과속(over speed) 방지를 위하여, 즉시 터빈으로 공급되는 스팀을 차단하여 터빈을 보호해야 한다. 따라서 터빈의 속도제어와 계통의 스팀 량을 감시하여 차단하는 발전소의 특수 밸브의 신뢰성확보기술이 요구된다. 특히 원자력발전소의 경우 핵연료교환주기(약 24개월)에 밸브들을 정비 또는 교체하고 있어 이때마다 시스템과 매칭(튜닝)기술이 요구되었다. 본 연구에서는 전량 수입에 의존했던 원자력/화력 발전소의 특수 밸브인 터빈출력제어장치의 국산화 개발과 신뢰성확보기술 효과에 대하여 논하였다.

• 방사성폐기물학회지
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• 제12권1호
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• pp.45-57
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• 2014

이온성 액체 기술에서의 학문적 연구들은 원자력 산업으로 확대되어 왔으며 많은 연구자들에 의해 방사성 물질의 처리에 이온성 액체의 활용이 연구되어 왔다. 다수의 연구들에 의해 사용 후 핵연료에 포함되어 있는 금속 원소들의 분광학적, 전기화학적 거동에 대한 흥미로운 결과들이 보고되었다. TBP(tri-butyl phosphate)를 용해시킨 이온성 액체에서 측정되고 관찰된 금속 이온들의 물성들은 전통적인 수용성 공정에 대한 대안 기술 개발을 유발시켰다. 한편, 수용성 및 비수용성 공정에서의 활용을 위해 이온성 액체에서 금속 이온의 전기화학적 전착이 연구되었다. 본 연구에서는 이온성 액체 연구에서 주목할 만한 내용들을 분류하고 정리하여 핵연료주기에서 이온성 액체의 활용에 대해 고찰하였다.

• 원자력산업
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• 제7권4호통권50호
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• pp.20-25
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• 1987

원전 11, 12호기의 건설을 늦춰야 한다는 주장도 있다. 그러나 그렇게 했을 때 우리가 얻을 수 있는 이득은 무엇인가. 원전 11, 12호기의 건설을 늦추게 되면 1996년에 가서 그만큼 전력이 모자라게 된다. 부족한 전력을 메꾸려면 50만kW의 유연탄 발전소가 4기를 더 건설해야한다. 그렇게 되면 1996년까지는 유연탄발전소 만이 11기를 건설해야 되고, 유연탄발전소의 비중이 그만큼 높아진다. 앞으로 유연탄의 가격이 올라 가게되면 유연탄파동을 겪게될지도 모른다. 외화지출은 늘어날 것이고, 전력요금도 올라가게 될 것이다. 분비, 아황산가스 등 공해물질 배출량은 점점 늘어나게 될 것이다. 원자력 발전 기술자립도 늦어지고, 에너지 자립에의 시기도 늦춰질 것이다. 그동안 축적된 기술과 훈련된 인력은 사장될지도 모른다. 3저의 호기를 맞은 지금 우리는 다가올 새로운 에너지 위기에 대응해야한다. 세계적으로 원자력산업이 침체되어 있는 지금이 우리에겐 기술전수의 더없이 좋은 기회라고 생각된다.

• 대한방사선방어학회:학술대회논문집
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• 대한방사선방어학회 2009년도 춘계 학술발표
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• pp.254-255
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• 2009

국내 경수로 원전의 경우, 원전의 효율적, 경제적 운영차원에서 장주기 운전으로 패턴을 바뀌면서 핵연료봉 표면상에 크러드(crud)의 침적량은 점점 증가하는 경향을 나타내고 있다. 이러한 경향은 원자로의 출력 제어와 직결되면서 이에 대한 문제 해결을 위한 대표성이 있는 시료의 채취와 재현성이 있는 부식 생성물의 측정이 요구되어져 왔다. 원자로 계통 내에서 부식생성물의 농도변화에 대한 평가, 특히 입자농도가 증가되어지면 축방향 출력편차(Axial Offset Anomaly, AOA)가 발생될 수 있는 위험에 노출되거나, 핵연료 교체를 위해 발전소 정지시(shut down) 부식생성물의 방출이 급격히 증가되는 것으로 나타났다. 특히 입자성을 띤 물질은 존재의 특성상 이들 물질에 대한 대표시료의 채취가 어려울 뿐 아니라 grab 채취로 인해, 분석결과에 대한 재현성이 낮으며 계통 선량율의 제어와 작업자 피폭관리에 많은 어려움이 뒤따르고 있어 선진 원전 운영국에서는 앞 다투어 대표시료를 채취 할 수 있는 capillary sampling 법이나 integrated sampling법을 적용해 오고 있다. 본 논문에서는 국내 경수로 원전에서 일반적으로 사용하고 있는 grab sampling 법에 대한 문제점 파악과 해외 원전에서 사용 중인 capillary sampling 법의 국내 적용 가능성에 대해 살펴보았다.

• 방사성폐기물학회지
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• 제10권3호
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• pp.219-228
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• 2012

우리나라에서의 고준위폐기물 처분을 위한 연구는 1997년부터 시작하였으며, 국내에서 발생하는 경수로 사용후핵연료와 중수로 사용후핵연료를 처분대상으로 하여 2006년도에는 한국형 사용후핵연료 기준처분시스템(KRS) 개발을 완료하였다. 이후, 경수로 사용후핵연료로부터 재활용 가능물질을 회수하는 재순환주기를 고려하여 재활용을 위한 파이로공정 연구를 수행하고 있어, 이 공정으로부터 발생하는 고준위폐기물에 대한 처분연구를 수행하고 있다. 본 논문에서는 심지층 처분시스템 개념설정에 중요한 인자인 파이로공정으로부터 발생하는 처분대상 폐기물인 세라믹고화 폐기물과 금속폐기물에 대한 특성분석 결과와 폐기물별로 특성에 적합한 처분용기 개념을 기술하였다. 이를 바탕으로 처분대상 폐기물에서 발생하는 붕괴열의 특성을 고려한 열해석을 통하여 지하처분시설에서의 처분용기 간격과 처분동굴 간격을 결정하고, 이를 반영하여 심지층 처분 시스템(A-KRS) 개념을 도출하였다. 이렇게 도출된 처분시스템 입지를 검토하기 위하여 KURT 시설 부지를 대상으로 가상부지로 설정하고, 가상 부지에 대한 지질 및 수리특성을 이용하여 최적의 배치(안)을 제시하였다. 본 연구의 결과는 추후 실제 부지특성자료와 연계하여 처분장 설계 및 처분안전성 평가에 입력자료로 활용될 것이다.

• 한국방사성폐기물학회:학술대회논문집
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• 한국방사성폐기물학회 2003년도 가을 학술논문집
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• pp.109-116
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• 2003

국내 원자력 산업의 급속한 성장과 더불어 하나로 시설의 본격적인 가동 및 핵연료주기시험과 관련한 연구의 증가로 인하여 방사성폐기물의 발생량 및 누적량이 지속적으로 증가될 전망이며, 이에 따라 방사성폐기물의 안전성 확보 및 감용 처리를 위한 노력이 더욱 강조되고 있다. 조사후시험시설에서는 원자력발전소에서 발생하는 사용후핵연료봉의 결함원인 규명과 건전성 평가를 위한 조사후시험을 수행하고 있으며, 본 연구에서는 조사후시험시설에 설치되어 있는 방사성고체폐기물 처리설비를 활용하여 조사후시험에서 발생하는 폐기물의 압축, 파쇄, 절단기술 및 경험사례에 대하여 기술하였다. 고준위 방사성고체폐기물 처리는 특수 제작하여 핫셀에 설치되어 있는 100톤 압축기로 방사성고체폐기물을 압축하여 폐기물의 양을 1/12정도로 감용 처리하였으며, 중ㆍ저 위 방사성고체폐기물은 인터벤션에 설치된 60톤 압축기를 사용하여 가연성폐기물을 1/8정도로 압축 감용 처리하였다. 폐플라스틱 통은 파쇄기를 사용하여 절단처리 함으로써 1/5, 폐 필터는 1/6의 감용 비를 얻었으며, 비 가연성물질인 금속류 물질 또한 절단 처리하여 드럼의 양을 줄일 수 있었다.