• Korean Chemical Engineering Research
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• 제43권1호
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• pp.33-38
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• 2005

피콜리네이트 착화제가 들어있는 제염 폐액에서 바나듐 및 철 이온종의 평행분배 거동을 pH 값과 조성이 다른 여러 조건에서 모사하였다. 피콜리네이트 대 바나듐의 몰비를 일정한 값으로 고정하고 금속 이온의 농도를 변화시킬 경우 평행분배 곡선의 형태는 바나듐에 대한 피콜리네이트의 농도가 6배인 고농도 및 3배인 저농도 LOMI 제염 조건의 용액에서 모두 크게 바뀌지 않았다. 그러나 저농도 피콜리네이트 조건의 용액에서는 철(II)-피콜리네이트의 평행분배 곡선의 형태가 많이 변화하였는데, 이와 같은 현상은 용액에 들어있는 철에 대한 피콜리네이트의 상대적인 양이 부족하기 때문에 일어나며 바나듐(III) 및 철(II) 이온종이 피콜리네이트 착화물을 형성하는 안정도 상수(stability constant)의 차이에서 비롯된다. 본 연구에서 구한 평형분배 곡선은 이온교환 조작과 같은 LOMI 제염 폐액의 처리 과정에서 용액의 조건 변화에 따른 반응 현상을 예측하거나 이해하는데 매우 유용하게 활용될 수 있다.

• 한국방사성폐기물학회:학술대회논문집
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• 한국방사성폐기물학회 2004년도 학술논문집
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• pp.72-80
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• 2004

국내의 가동 중지된 우라늄 변환시설의 해체 시 다량의 우라늄으로 오염되어 있는 금속성 폐기물의 재활용 또는 자체처분을 위한 제염기술로 중성염 전해액을 사용하는 전해제염 공정의 적용성을 평가하기 위하여 우라늄 변환시설 내부설비의 주 구성 재료인 SUS-304 및 Inconel-600에 대한 전기화학적 용해거동 연구를 수행하였다. 이를 위하여 중성염 전해질의 형태, 전해질의 농도, 전류밀도, 처리시간과 같은 전해제염 조건들이 금속 재료의 용해에 미치는 영향을 평가하였다. 모의 시편을 사용한 비방사성 전해용해 실험 결과를 근거로 실제 우라늄 변환시설로부터 인출한 $UO_2$, AUC (ammonium uranyl carbonate) 및 ADU (ammonium diuranate) 오염시편에 대해 $Na_2SO_4$및 $NaNO_3$ 중성염 용액에서 전해 제염실험을 수행하였으며, 오염물의 종류 및 오염 준위의 대소와는 관계없이 모든 시편에 대하여 10분 이내의 짧은 시간 내에 자체처분 기준치 이하로 $\beta$ 방사능 준위를 감소시킴으로써 본 중성염 전해제염이 매우 성공적임을 확인하였다.

• 방사성폐기물학회지
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• 제16권1호
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• pp.93-105
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• 2018

향후 원자력시설 해체 시 막대한 양의 해체 콘크리트 폐기물이 발생할 수 있음을 감안하였을 때, 방사성 콘크리트 폐기물의 최적 처리기술에 대한 면밀한 검토와 향후 기술개발 방향에 대한 논의는 반드시 필요하다. 본 논문에서는 방사성 콘크리트 폐기물의 국내외 발생 사례를 종합해 보고, 처리 대상이 되는 방사성 콘크리트 폐기물의 특성을 검토하였다. 또한, 종래의 방사성 콘크리트 처리기술로써 기계적 제염기술, 화학적 제염기술, 부피감용기술, 재활용 및 고화기술에 대한 국내외 적용사례를 정리하고 기술 개발 동향을 살펴봄으로써 기존 기술의 한계점을 파악하고 기술 고도화 방향을 고찰해 보고자 한다.

• 한국표면공학회지
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• 제40권6호
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• pp.271-278
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• 2007

In this study, applicable possibility in chemical decontamination for reactor coolant pump(RCP) was investigated for the various stainless steels. The stainless steel(STS) 304 showed the best electrochemical properties for corrosion current density and the lowest weight loss ratio in chemical decontamination process model 3-3 than other materials. The weightloss quantity in chemical decontamination process model 3-3 presents the lowest value compare to the other chemical decontamination process model 1, 2, 3-1 and 3-2. In the case of SEM observation, the pitting corrosion was generated in both STS 415 and STS 431 with the increasing numbers of cycle. The intergranular corrosion in STS 431 was sporadically observed. The sizes of their pitting corrosion were also increased with increasing cycle numbers.

• 한국방사성폐기물학회:학술대회논문집
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• 한국방사성폐기물학회 2003년도 가을 학술논문집
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• pp.676-680
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• 2003

제염 용액인 citric acid의 농도를 일정하게 유지(0.05M)한 상태에서 토양 내 존재하는 주요 철 성분인 마그네타이트에 대한 용해거동을 조사하였다. 수용액의 산도는 pH 2.0-5.0의 산성영역에서 이루어 졌고 온도는 $50^{\circ}C$에서 수행하였다. 수용액의 pH는 수산화나트륨과 질산용액을 사용하여 조절하였다. Citric acid의 이온화 상수를 사용하여 pH의 변화에 따른 해리 화학종 별 농도를 계산하였으며 마그네타이트의 표면전위를 측정하였다. 측정된 표면전위 값과 해리 화학종인 $H_2Y^-$ 및 $^HY^{2-}$ 를 비교함에 의해 citric acid에 의한 마그네타이트의 용해특성을 잘 설명할 수 있었다. 마그네타이트로부터 철 성분이 용해될 때까지 3 h 이상의 유도기간이 존재하는 것으로 나타났으며 시간 경과에 따른 철 성분의 농도 변화에 대한 용해거동을 반응식을 사용하여 전개함에 의해 마그네타이트의 용해반응을 설명하였다. 실험범위의 pH 영역에서 최적화된 변수들의 물리적 의미를 용해반응 모델 식으로부터 설명하였다.

• 한국광학회:학술대회논문집
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• 한국광학회 2000년도 하계학술발표회
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• pp.102-103
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• 2000

화학레이저는 화학연료의 반응에서 생성되는 막대한 화학에너지를 이용하여 레이저를 발생시키며, 반응하는 화학연료의 양에 따라 수천 kW의 고출력을 낼 수 있는 가장 강력한 레이저이다. 화학레이저인 Chemical Oxygen-Iodine Laser(COIL)는 염소기체(Cl$_2$)를 염기성 과산화수소수 용액과 반응시켜 고에너지의 여기산소(O$_2$($^1$$\Delta$))를 생성시키고 여기산소가 다시 요오드 원자와 반응하면서 1.3 $mu extrm{m}$ 파장의 레이저를 발생시킨다.(1)-(2) 이와같은 COIL 레이저는 발진효율이 높고 포화 강도가 높아 수십 kW 급의 고출력이 용이하게 이루어 질 수 있으며 광섬유 전송시 광손실이 가장 적어 레이저 빔의 원격 전송에 의한 재료가공에 적합한 레이저이다. 가공용레이저로 많이 사용하는 $CO_2$ 레이저에 비해 발진 파장이 짧으므로 재료의 광흡수율이 높아 일반 산업분야의 용접/절단에서 기존의 $CO_2$ 레이저를 대체할 것으로 기대되는 상용성이 큰 레이저이다.(3)-(4) 또한 COIL은 우수한 집속 특성을 유지하면서도 고출력의 개발이 가능하다. 이미 외국에서는 비록 단시간 동안 동작하지만 수백 kW급이 실현되었으며 수천 kW 급 고출력 항공기탑재형 COIL 이 수백 km의 거리에서 미사일을 요격하기위해 지금 개발중에 있다.(5) 일반 산업용 광섬유에 의해 쉽게 전송되는 파장인 1.315 $\mu\textrm{m}$ 인 수십 kW 급 COIL 은 조선 등의 중공업산업용 및 원자력 제염/해체분야에서 다용도 기술로서 광범위하게 사용될 것이다. COIL은 다양한 재료와 다양한 두께의 구조물 절단, 표면처리 그리고 용접에도 이용될 수 있다. COIL의 산업화는 빠르게 발전하고 있으며 산업용으로써 장시간 연속사용이 가능한 20-30 kW급 시설이 곧 개발될 것으로 기대된다. 따라서 개발될 고출력 화학레이저가 앞으로 원자력시설의 해체시 작업자의 안전성 향상에 크게 기여할 수 있게 되었다.(6) 여기서는 화학레이저인 COIL 장치와 기본적인 원리, 그리고 염소유량에 따른 출력특성등을 살펴보기로 하겠다. (중략)

• 한국표면공학회지
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• 제40권5호
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• pp.234-240
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• 2007

As a reactor coolant pump (RCP) is operated in the nuclear power system for a long time, so its surface is continuously contaminated by radioactive scales. In order to maintain for RCP internals, a special chemical decontamination process should be used to reduce the radiation from the RCP surface. In this study, applicable possibility in chemical decontamination for RCP was investigated for the various stainless steels. The stainless steel (STS) 304 showed the best electrochemical properties for corrosion resistance and the lowest weight loss ratio in chemical decontamination process model 3-1 than other materials. However, the pitting corrosion was generated in both STS 415 and STS 431 with the increasing numbers of cycle. The intergranular corrosion in STS 415 was sporadically observed. The sizes of their pitting corrosion were also increased with increasing cycle numbers.

• Corrosion Science and Technology
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• 제10권5호
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• pp.167-174
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• 2011

Due to commercialization of nuclear power, most countries have taken interest in decontamination process of nuclear power plant and tried to develop a optimum process. Because open literature of the decontamination process are rare, it is hard to obtain skills on decontamination of foreign country and it is necessarily to develop proper chemical decontamination process system in Korea. In this study, applicable possibility in chemical decontamination for reactor coolant pump (RCP) was investigated for the various stainless steels. The stainless steel (STS) 304 showed the best electrochemical properties for corrosion resistance and the lowest weight loss ratio in chemical decontamination process with immersion type than other materials. However, the pitting corrosion was generated in both STS 415 and STS 431 with the increasing numbers of cycle. The intergranular corrosion in STS 431 was sporadically observed. The sizes of their pitting corrosion also increased with increasing cycle numbers.

• 방사성폐기물학회지
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• 제12권2호
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• pp.171-178
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• 2014

원전 해체 시 원자력설비는 안전하게 해체되어야 한다. 고리 1호기나 월성 1호기와 같은 노후화된 원전의 경우 곧 원전 해체를 계획하고 있는 대상 원전이지만, 이 원전들의 가동 중단 후 해체 시 선원항 평가 기준, 제염 및 해체 기술 등의 독자적인 국내 기술 확보는 미흡한 실정이다. 본 연구의 목적은 원전 선원항 평가 기술 중 하나로 In-Situ 기법을 이용하여 대형 원전 기기를 직접 측정하여 측정대상체에 대한 선원항 평가방법을 개발하는 것이다. 원자로 헤드를 별도의 해체 없이 이동형 감마핵종분석기를 이용하여 직접 측정법으로 분석하고 간접 측정을 병행하여 측정 결과를 보완하였다. 그리고, 표면오염시료는 방사화학분석을 수행하였다. 분석 결과를 확장하여 원자로의 핵종 재고량을 계산하였다. 본 연구 결과를 토대로 각 핵종별 방사능량 변화에 따라 해체 시점을 결정할 수 있으며, 원전 해체 시 작업자의 피폭 저감에 도움이 될 것으로 기대한다.

• 한국토양비료학회지
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• 제31권2호
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• pp.120-127
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• 1998

우리나라 간척지 토양의 물리 화학적 특성을 체계적으로 정확히 분석하여, 개발초기 고염도 간척지의 합리적인 제염대책을 수립하기 위한 제염예측기법을 개발하는데 기초자료를 제공하고자 본 연구를 수행하였다. 전국 대단위 기존 간척지구, 현재 시행중에 있는 간척사업지구 및 간척 예정지구를 대상으로 11개 간척지구에서 채취한 306점의 공시토양을 분석하여 얻은 결과를 요약하면 다음과 같다. 간척사업 준공지구, 시행중지구, 예정지구별 가비중과 진비중의 평균값은 각각 1.30, 1.34, 1.32 및 2.62, 2.64, 2.65이고 전체평균은 1.33 및 2.64로 나타났다. 또한 공극율과 포화도의 평균값은 각각 50.4, 49.3, 50.2% 및 54.7. 57.1, 54.0%이고 전체평균은 49.6% 및 56.3%로 조사되었다. 조사지역의 토성분포는 전체 306개 조사지점중에서 미사토가 약45%, 미사질양토가 약45%, 양토가 약 10%를 차지하고 있으며, 토성이 미사토와 미사질양토인 지역을 합하면 전체의 약 90%에 달하였다. 따라서 우리나라 간척지의 토성은 대부분 미사를 다량으로 함유하고 있는 미사토 또는 미사질양토인 것으로 나타났다. 조사지역 토양의 염분농도는 전체 306개 조사지점중에서 전기전도도(EC) $20{\sim}30dS\;m^{-1}$인 토양이 약 63%, $30{\sim}40dS\;m^{-1}$인 토양이 약 23%의 분포를 보이고 있어 전체의 약 86%정도가 $20{\sim}40dS\;m^{-1}$ 범위내에 있으며, 개발초기 간척지토양의 염분농도를 대략 $20{\sim}40dS\;m^{-1}$ 범위로 볼수 있다고 판단된다. 조사지역 토양의 pH값은 전체적으로 6.5~7.9 범위내에 분포되어 있고, 전체평균값은 7.2로 조사지역별로 큰 차이가 없다. 공시토양의 치환성나트름백분율(ESP)은 38%가 ESP 30~40%, 53%가 ESP 40~50%로 전체의 약 90%이상이 ESP 30~50 % 범위내에 분포되어 있으며, 개발초기 간척지의 치환성나트륨백분율은 대략 30~50%범위내에 있다고 본다. 기존의 관련 실험결과와 본 조사지역 토양의 염분농도(전기전도도), 치환성나트륨백분율 및 pH 등 이화학적성질을 종합해서 분석해 볼 때, 우리나라 간척지토양은 U. S. Salinity Laboratory의 염해토양분류법상 염류알칼리토양에 속한다고 판단된다.