• Proceedings of the Korean Institute of Surface Engineering Conference
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• 2017.05a
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• pp.135-135
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• 2017

제염기술은 원자력발전소의 순환계통장치 및 기기류의 방사성 오염물질을 제거하는 기술이다. 현재 국내 원전의 설계 수명 및 유지보수 시기가 도래함에 따라, 작업 전 작업자의 방사선 피사량을 극소화하기 위한 제염 기술이 주목을 받고 있다. 제염 방법에는 크게 기계적 제염과 화학약품을 사용하는 화학제염이 있다. 그 중 화학제염은 복잡한 구조의 제염 대상물에 대한 큰 효과 및 간단한 공정 때문에 주로 사용되고 있다. 제염 시 방사성 산화물과 오염성분을 제거하기 위해 강산 또는 강알칼리의 화학용액이 사용된다. 강한 화학약품을 사용함으로써 큰 제염효과를 얻을 수 있는 반면, 금속 재료의 부식에 대한 구동력도 커지게 된다. 금속 재료의 경우, 강한 부식성 환경에서 공식(pitting corrosion) 및 입계부식(intergranular corrosion)형태의 손상이 크게 발생하기 때문에, 제염공정 시 사용되는 화학용액에 대한 재료의 건전성 검증이 반드시 필요하다. 본 연구에서는 원전기기용 재료인 니켈합금강 Inconel600의 화학제염 시 시험공정 3가지에 대한 부식손상 특성을 규명하였다. 산화공정은 $HMnO_4$ 실험용액을 공통으로 사용하였으며, 산화공정 종료 후 환원공정은 각 시험공정에 따라 환원공정 1은 2000ppm $H_2C_2O_4$, 환원공정 2는 1500ppm $H_2C_2O_4$ + 500ppm $H_8C_6O_7$, 그리고 환원공정 3은 3000ppm $H_2C_2O_4$ 실험용액을 각각 투입하여 수행하였다. 산화, 환원공정을 1Cycle로 하여 온도 $75^{\circ}C$로 유지된 용액에 각 2시간씩 침적하였다. 각 시험공정 별로 총 5Cycle을 실시하였다. 각 시험공정 Cycle종료 후 시험편을 취외하여 무게감량측정, SEM(Scanning electron microscope)분석, 3D현미경분석 그리고 타펠분극 실험을 실시하였다. 각 분석결과를 토대로 하여, 니켈합금 Inconel600에 대한 화학제염 시 시험공정에 따른 부식특성을 규명하였다.

• Journal of Nuclear Fuel Cycle and Waste Technology(JNFCWT)
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• v.8 no.2
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• pp.91-97
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• 2010

As nuclear power plants are getting older, interests on a decontaminating process are increasingly attracting more attention. Chemical decontamination is crucial to lower the production of radioactive waste and radiation dose rate. Prior to this, oxidizers and detergents for target material should be chosen so as to decontaminate major systems and components of a nuclear power plant chemically. In order to decontaminate it properly, it is crucial to have information about the chemical composition and crystalline structure of CRUD, analyzing its samples from the target or the decontamination system with components. However, there is no program which enables the extraction of samples directly from the object or the decontamination system with components carrying genuine radioactivity. Therefore, it is limited to samples from corrosion products carrying partial radioactivity as a resource. The composition of CRUD varies considerably depending on refueling cycle because it is closely related to the constituent of basic material. After settling a target, it is crucial to analyze and obtain analytical information about CRUD as a decontamination target. In this paper, various technologies for manufacturing simulated CRUD are introduced as alternatives to unattained samples. A metal oxide or metal hydroxide was used to synthesize simulated cruds having chemical compositions and crystalline stricture similar to the actual one by 12 different methods. CRUD 4(metal oxides in the autoclave vessel) and CRUD 10(metal oxides in a crucible after hydrazing pretreatment)were chosen as the best method for Type 1 and Type 2.respectively. As these CRUD can be synthesized easily without using any specialized equipment or reagents in a short time and in large quantities, they are expected to stimulate the development of decontaminating agents and processes.

• Resources Recycling
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• v.6 no.3
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• pp.22-27
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• 1997

Recycling of radioactively contaminated metal wasles is very attractive to reduce thc final disposal volumc of the radioactive wastes, thereby maximizing the usage of nahrral rzsuunts and minimizmg the detrimental effects of thz rzdioaclive wastes on the environment. In the recycling process, many complicated processes arc involved. Among those processes the 'surface contamination removal techniques such as physical, chemical and electrochern~calm ethods are the most critical and Ircquently applied in accordance with the contamination characteristics and the chemical compositions of the metal wastes. In this sludy, the sulfuric acid-cerium method and electmchemical methods were applied lu removc the conatiminated suhce. The results showed the surface contaminalion could he lowered to the background levcl by lhasc mclhods.

• Proceedings of the Korean Institute of Surface Engineering Conference
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• 2017.05a
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• pp.136-136
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• 2017

화학제염 기술은 산화제, 환원제, 금속이온, 무기산등이 혼합되어 있는 화학용액을 사용하여 원전기기 계통 내부에 생성된 고방사능 준위의 산화막과 오염물질을 제거하는 기술이다. 원전의 해체 및 유지보수에 있어 방사능 피복저감을 위한 필수적인 기술이다. 현재 원전 해체 산업은 잠재성이 높은 고부가가치 창출 산업으로 주목을 받고 있다. 원전 보유국의 경우, 기존 상용 제염기술과는 차별성 있는 제염기술을 확보하고자 노력하고 있다. 기존의 공정과 비교하여 공정비용 및 시간을 감소시킬 수 있어야 할 뿐만 아니라, 화학용액에 의한 원전 계통 금속 부품의 부식 및 손상을 최소화해야 한다. 금속 부품이 화학약품에 의한 부식손상을 받는다면 금속 부품의 수명 및 재활용 가치가 감소하기 때문에, 화학제염 기술 적용에 있어 용액에 대한 재료의 건전성 평가가 사전에 필히 이루어져야 한다. 본 연구에서는 원전 냉각재 펌프용 재료로 주로 사용되는 Stainless 304강을 시험편으로 선정하여, 화학제염 시험공정 3가지에 대한 부식손상 특성을 규명하였다. 산화공정은 과망간산($HMnO_4$) 용액을 공통으로 사용하였으며, 산화공정 종료 후 환원공정은 각 시험공정에 따라 시험공정 1은 옥살산($H_2C_2O_4$) 2000ppm, 시험공정 2는 옥살산($H_2C_2O_4$)1500ppm + 시트르산($H_8C_6O_7$)500ppm, 그리고 시험공정 3은 옥살산($H_2C_2O_4$) 3000ppm 용액을 각각 투입하여 수행하였다. 산화, 환원공정을 1Cycle로 하여, 각 시험공정 별로 총 5Cycle을 실시하였다. 각 시험공정 Cycle종료 후 시험편을 취외하여 무게감량측정, SEM(Scanning electron microscope) 분석, 3D현미경분석 그리고 타펠분극 실험을 실시하였다. 각 분석결과를 토대로 하여, Stainless 304강에 대한 화학제염 시 모델별 시험공정에 따른 부식특성을 규명하였다.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1995.05b
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• pp.929-936
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• 1995

LOMI 제염제의 전기화학적 제조공정 중 전하운반체의 역할 및 V$^{3+}$ 이온의 침전현상을 방지하기 위하여 첨가되는 과량의 formic acid 는 제염제 제조시에는 중요한 역할을 하지만 제염 폐기물의 양을 증가시키는 요인이 되기도 한다. EPRI 공정에서는 formate : V 의 비율(FVR)이 10:1 인 조건에서 V$^{2+}$-formate 를 제조한 후 음이온 교환 수지를 이용하여 과량의 formate 를 제거하는 공정을 사용한다. 이러한 방법으로 줄일 수 있는 FVR의 한계가 약 2.5 : 1 이다. 본 연구에서는 제염제 중 formate 의 양을 더욱 줄일 수 있는 방법으로써 V$^{2+}$-formate 제조시 용액 중에 picolinic acid를 미리 첨가하는 영향을 조사하였다. V$^{2+}$ 이온의 농도가 0.1 M 일 때 FVR 를 1.5:1 까지도 줄일 수 있음을 확인하였다.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1996.05d
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• pp.207-212
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• 1996

실증규모의 수지충전식 전기투석 재생조를 사용하여 농축음극액내 바나듐의 전기화학적 환원 방법에 의한 재생거동을 조사하였다. 전기투석 분리재생 종료후 남아있는 개미산용액을 전해액으로 사용한 농축음극액내 전기투석된 철 및 코발트는 음극액의 pH를 약 4.3내외로 조절하면 전해환원에 의해 전착.제거된다. 또한 농축음극액내 바나듐은 +2가로 전해환원 되어 착화물을 이루고 있는 Vanadous picolinate 형태로 존재하기 때문에 음극액은 농축된 LOMI 제염제로 재생된다. 이 전해환원에 의한 농축음극액의 재생방법은 제염폐액의 전기투석 분리재생 후 피콜리네이트 착화제만을 재사용하는 기존의 재생개념보다 더욱 효과적으로 제염폐액을 재생시켜 재활용할 순 있는 방사성폐기물의 감용효율이 큰 향상된 제염폐액 재생공정이다.

• Journal of Nuclear Fuel Cycle and Waste Technology(JNFCWT)
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• v.13 no.3
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• pp.187-199
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• 2015

Decontamination is one of the crucial technologies that are applied during the decommissioning process of nuclear facilities to secure the safety of workers and to minimize the quantity of radioactive waste. Decontamination removes radionuclides on the surface of contaminated metal. Compared with decontamination for operational nuclear facilities, decontamination for nuclear power plants that are being decommissioned needs to remove the more and thicker surface using more aggressive agents or specially developed equipment. This paper analyzed the factors to be considered before planning the decontamination, representative decontamination technologies, and their application procedure,etc. ORCID

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1995.05a
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• pp.980-986
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• 1995

LOMI(Low Oxidation State Metal Ion) 재염제의 구성성분 중 가장 중요한 성분인 $V^{2+}$-formate 를 formic acid 내에서 VO$^{2+}$ 이온을 전기화학적으로 환원시켜 제조하였다. 산성용액 내에서의 전기화학반응은 목적반응인 바나듐이온의 환원반응과 부반응인 수소이온의 환원반응이 경쟁적으로 일어나며 이는 전극재료의 영향을 크게 받는다. 따라서 본 연구에서는 Cyclic Voltammetry(CV) 방법으로 여러 가지 전극재료의 특성을 조사하여 공업적 활용이 가능한 전극으로 수은, 납 및 스테인레스 스틸을 선정하였다. 선정된 전극을 이용하여 제조실증시험을 수행한 결과 소량의 고순도 제염제의 제조에는 수은전극을 대략의 공업용 제염제가 필요한 경우에는 스태인레스 스틸 전극을 음극재료로 사용하는 것이 효과적임을 알 수 있었다.

• Proceedings of the Korean Radioactive Waste Society Conference
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• 2005.06a
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• pp.21-29
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• 2005

The HANARO, a multi-purpose research reactor of 30 MWth open-tank-in-pool type, has been under normal operation since its initial criticality in February, 1995. Recently, ten years after the initial operation of the HANARO, one of the two primary cooling pumps was decontaminated for overhaul maintenance in 2004. Before decontamination exposure doserate and surface contamination level of primary cooling pump measured at 4 points. After final decontamination exposure doserate and surface contamination level of primary cooling pump remeasured by same method done before. It is easy to decontaminate the out side exposed surfaces of the pump, but it is difficult to approach the inside surface due to double volute installed in the casing. Therefore, a new decontamination facility has been developed to solve this problem. A concentrated de-contaminant (DX-300) is rotated in the closed pump casing by the impeller actuated by a temporary motor. Nuclide particles are removed by the emulsification effect of the de-contaminant and the surface contaminants are chemically removed from the pump by the corrosion and dissolution effect. The inside surfaces of the primary cooling pump have been decontaminated by using the facility. As results, the contamination level of the inside surfaces was maintained below the surface contamination limit.

• Resources Recycling
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• v.8 no.3
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• pp.18-25
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• 1999

The study on the electrosorption of cobalt ions onto a porous activated carbon fiber (ACF) was performed to treat radioactive liquid wastes resulting from chemical or electrochemical decontamination and to regenerate the spent carbon electrode, Cyclic voltammetry was investigated on a rotating-disk electrode (RDE) to determine the region of potentials within which only double-layer charging should occur. The application of an electric potential increased the sorption of the cobalt ions. The adsorbed cobalt Ions could be released into the solution by reversing the appling potential, showing the reversibility of the process.