• Nuclear Engineering and Technology
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• 제1권2호
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• pp.91-101
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• 1969

인원자첨가농도가 6.4$\times$$10^{14}$ 부터 1.25$\times$$10^{17}$ ㎤까지인 n 형씰리콘 단결정들을 (1) 1 MeV 전자선과 (2) 두가지 연구용원자로와 (3) $Co^{6o}$ 감마선원으로 조사하고 이에 따르는 비저항의 변화를 측정하였고 이 측정결과를 Buehler가 제의한 실험식을 적용하여 분석했다. 이 지수실험식은 조사량이 적은 범위내에서는 대부분의 경우 잘 적용되나 1 MeV원자선조사에서는 측정결과와 잘 맞지 않으며 경우에 따라서는 선형변화식이 오히려 더 잘 적용된다는 것이 밝혀졌다. 특히 전자선조사 시료에서 조사량이 많을때 carrier 제거율에 큰 변화가 나타나는데 이것을 결함준위와 Fermi level과의 교환효과로 보고 자세히 살펴보았다. 위의 실험식이 적용되는 범위안에서 손상계수를 계산하고 손상계수에 의해서 n형 씰리콘의 비저항 변화에 미치는 여러가지 방사선원의 상대적효과를 비교하였다. 예컨대 TRIGA Mark II 연구로내의 중성자조사는 1 MeV 전자선 조사에 비하여 약 40배나 더 효과적으로 비저항 변화를 일으킨다는 것이 알려졌다. 조사전의 carrier농도와 손상계수와의 관계도 조사하였고 또 지수실험식의 물리적근거와 조사량이 많을때의 결함준위와 Fermi level와의 교차가 비저항변화에 미치는 효과도 아울러 고찰하였다.다.

• 방사성폐기물학회지
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• 제17권1호
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• pp.59-73
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• 2019

원자력발전소 운영 과정에서 발생되는 폐기물인 폐수지를 원천적으로 저감하기 위해, 새로운 폐수 정화기술을 개발하고 원전 폐수처리시스템에 가상적으로 적용하여 효용성을 평가하고자 하였다. 본 기술의 기본 원리는 폐수에 존재하는 주요 핵종이온들을 생물학적 혹은 화학적 방법을 통해 무기 결정광물로 바꾸는 방식이다. 실험실에서 폐수를 대상으로 회분식실험을 통해 핵종 제거율을 측정한 결과, 생물학적 방법은 24시간 이내에 세슘을 80% 이상 제거하였고, 화학적 방법은 95% 이상 세슘을 선택적으로 제거할 수 있었다. 그리고 원전 폐수에 존재하는 다른 주요 핵종들(Co, Ni, Fe, Cr, Mn, Eu)에 대해서도 초기 99% 이상의 높은 제거율을 보여 주었다. 우리는 APR1400 원자력발전소의 폐수처리시스템 공정에서 역삼투압(R/O)과 유기 이온교환수지 모듈 사이에 가상으로 본 기술 모듈을 설치하였다. 가상의 모듈 설치를 통한 기술적 타당성 평가를 통해, 우리는 폐수의 주요 핵종들이 90% 이상 선택적으로 제거되고 폐수지의 발생량이 대폭 감소된다는 결과를 얻을 수 있었다. 이러한 결과가 의미하는 바는 본 기술이 향후 미래에 상용화되었을 경우, 폐수지 관리 비용을 크게 감소시키고 수지 수명도 대폭 연장시킬 수 있어, 결과적으로 월성 방사성폐기물 처분시설의 저장고 포화시점을 최대한 늦출 수 있는 이점이 있다.

• 접착 및 계면
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• 제24권3호
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• pp.77-85
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• 2023

본 연구에서는 연속교반탱크반응기(CSTR)를 이용하여 다양한 분자량과 산가의 고분자 음이온 유화제를 합성하였다. CSTR은 회분식 및 반회분식 반응기에 비해 생산 속도가 빠르고 제품 특성이 더 일정하다는 장점이 있다. 고분자 유화제는 소수성 그룹으로 부틸 아크릴레이트를 사용하고 친수성 그룹으로 아크릴산을 공중합하여 제조되었다. 합성된 고분자 유화제는 알칼리 수용액을 통해 이온화하여 음이온성 유화제로 사용하였다. 제조된 고분자 유화제의 유화물성을 알아보기 위해 산가, 임계미셀농도(CMC), 분자량 등의 물성을 측정하였다. 이 결과 고분자 유화제의 산가는 60~380, 수 평균 분자량은 8,000~13,000 g/mol이었다. 또한 CMC는 0.01 g/ml로 상용 유화제와 비슷한 값을 나타내었다. 제조된 고분자 유화제의 유화성능을 알아보기 위해 아크릴계 에멀젼 점착제를 합성하여 점착물성을 측정하였다. 이때 고분자 유화제의 산가 150과 분자량 8,500 g/mol일 때 최대 박리강도 21.24 N/25mm를 나타내었다. 이 값은 상용 음이온 유화제인 SDS (Sodium Dodecyl Sulfate)혹은 상용 음이온/비이온 유화제 조합인SDS/TRX(Triton X-100) 조합을 사용한 점착제보다 더욱 우수한 점착 특성을 보였다.

• 방사선산업학회지
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• 제17권1호
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• pp.61-67
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• 2023

A Study on the Introduction of Dose Constraints for Occupational Exposures: Focusing on Experts' Opinions by Field of Radiation Industry. The International Commission on Radiological Protection suggests Justification, Optimization, and Dose Limits as the three principles of radiological protection, among which, as a means of protection optimization, ICRP 103 recommends to set dose constraints. In this study, opinions are collected from experts in each category of radiation industries for stakeholder participation to qualify dose constraints. A guidance and questionnaire for analyzing the dose constraints have been developed for their collection, and opinions were collected from radiation protection experts in selected categories. 20 out of 22 experts, consisted with 91%, have assessed the dose constraints setting is necessary, and 2 experts, consisted with 9%, assessed it is unnecessary. The average of dose constraint presented by experts for RI production institutions is to be the highest level of 15.3 mSv, and light-water reactors (14.6 mSv), non-destructive inspection (14.4 mSv), heavy-water reactor and medical institutes (13.9mSv) is to be above the overall average dose constraint. In case of public institutions, the average dose constraint is to be 8.6mSv, and research institutions (8.8mSv), educational institutions (9.6 mSv), waste disposal sites (9.7 mSv), and general industries (10.6 mSv) are resulted to below the overall average dose constraint. As for the means of setting dose constraints, 8 experts out of 22 suggested setting dose constraints for each specific industry or task. And, 5 experts especially suggest setting dose constraints for the specific groups with relatively high exposure, such as workers with above the record levels. As a countermeasure for workers who exceed the dose constraints, 15 experts out of 22 expressed that the cause analyses for them and preparation for a plan of reducing them are necessary.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제25권2호
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• pp.237-247
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• 1993

반감기가 서로 크게 다른 두 종류의 방사성 직접핵분열생성물의 방사능비(activity ratio)를 핵연료의 냉각기간 및 연소이력의 함수로 표현하였으며 연소이력에는 사용후핵연료의 평균연소도, 연소기간, 연소주기간의 간격 그리고 주 핵분열물질등이 포함되었다. 고리 1호기에서 연소된 6개의 사용후 가압경수로(PWR) 핵연료 집합체로 부터 36개의 시료를 제작하여 이들 시료에 대한 감마선 스펙트럼을 고순도(HP) Ge 검출기를 사용하여 수집한 후, 각 스펙트럼을 분석하여 얻은 방사능비 $^{l44}$Ce $^{l37}$ Cs를 이용하여 냉각기간을 계산하였다. 그 결과 $^{l44}$Ce 감마선 검출계수율이 $10^{-3}$ cps(count per second) 정도로 아주 낮았음에도 불구하고 검출된 방사능비 $^{l44}$Ce $^{l37}$ Cs를 사용하여 구한 냉각기간은 원자로 운전기록에 의한 냉각기간 (operator declared cooling time)과 상대적인 차이가 $\pm$5% 이내로 잘 일치한 것으로 부터 핵 분열 생성물 $^{l44}$Ce 및 $^{l37}$ Cs은 냉각기간 결정을 위한 좋은 모니터가 됨을 확인하였다. 여러가지의 연소 이력을 갖는 핵연료를 대상으로 한 본 실험의 경우, 단순하게 모델화한 연소이력을 대입하여 얻은 냉각기간은 실제 연소이력을 대입하여 얻은 냉각기간과 시간차이가 $\pm$0.5년 이내에서 잘 맞았으며 이로부터 연소이력에 대한 정확한 정보 없이도 신뢰할 수 있는 정도의 냉각기간을 추정하는 것이 가능할 것으로 생각되었다. 아울러 냉각기간 결정을 위한 본 기술을 활용한 사용후 핵연료의 증명 및/또는 분류에 대한 타당성 연구를 한 결과 감마선 분광분석 방법으로 검출한 방사능비 $^{l44}$Ce $^{l37}$ Cs에 의해서 결정된 냉각기간은, 조사후시험시설 (post irradiation examination facility)등과 같이 사용후핵연료 집합체를 해체 또는 절단하여 만든 시료를 취급하는 시설등에서,사용후핵연료에 대한 안전관리 및 계량관리를 위하여 유용하게 활용될 수 있을 것으로 사료되었다.것으로 사료되었다.

• 핵의학기술
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• 제17권2호
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• pp.48-52
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• 2013

본 연구의 목적은 한국원자력연구원에서 개발되고 있는 $(n,{\gamma})^{99}Mo/^{99m}Tc$발생기의 성능을 평가하고 개선방안을 연구함으로써 의학적 유효성을 확보하는 것이다. 이를 위해 본 연구에서는 한국원자력연구원에서 제조된 $(n,{\gamma})^{99}Mo/^{99m}Tc$발생기를 이용하여 $^{99m}Tc$ 용출 방사능량 시험, $^{99m}Tc$정도평가, $^{99m}Tc-DPD$, $^{99m}Tc-tetrafomin$ 표지수율 및 동물영상 평가를 진행하였다. 용출 방사능양은 상용 제품에 동일 용량에 비해 다소 적었으나, 발열성 물질 검사를 제외한 전영역의 $^{9m}Tc$정 도평가 실험에서 정상범위를 나타냈다. 표지 수율도 90% 이상 높은 수율을 관찰할 수 있었다. $^{99m}Tc-HDP$와 $^{99m}Tc-DPD$를 주입한 쥐 영상에서 한국 원자력 연구원 발생기는 모두 간과 비장의 집적을 관찰할 수 있었고 간과 비장은 상용발생기 일부에서도 관찰되었다. 이에 원자력 연구원 발생기는 발열성 물질을 제거한다면 비상시 훌륭한 대체 발생기 역할을 수행할 수 있을거라 생각한다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제22권4호
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• pp.337-350
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• 1990

약 28$0^{\circ}C$에서 4.84$\times$$10^{18}$ n/$\textrm{cm}^2$의 중성자 조사를 받은 원자로 압력용기강 A533B Cl.1 기 지 금속(base metal)을 열처리한 후, 미세경도 측정과 양전자 소멸법을 사용해서 조사경화회복기구에 관한 더 정확한 연구를 하였다. 등시소둔 실험에 의해 2가지 회복과정이 존재한다는 것을 알 수 있었다. 첫번째 회복과정은 280-35$0^{\circ}C$ 사이에서 일어나며 양전자 소멸법에 의한 몇가지 파라메타 즉, 양전자 수명, 양전자 소멸밀도(I)와 Ip, Iw, R파라메타 값들에 의하면 이 회복과정에서 공공응집(agglomeration of vacancies)과 단위공공의 소멸(annihilation of monovacancies)이 일어나는 것으로 해석되었다. 또한 두번째 회복과정은 405$^{\circ}C$ 이상의 고온에서 발생하며, 양전자소멸 파라메타들은 공공형 결함 주위에 부착되었던 탄소원자의 용해, 석출물의 용해 그리고 단위공공의 소멸이 이 회복과정에서 일어나는 것으로 해석되었다. 그러고 두 회복과정의 중간 온도 영역인 305-405$^{\circ}C$에서는 탄소가 부착된 공공결집체 (vacancy clusters)의 형성과 석출물의 형성에 의한 소둔중경화(radiation anneal hardening)가 일어나는 것으로 해석되었다. Meechan-Brinkman 방법을 이용하여 활성화 에너지와 반응차수 및 그외 회복특성을 구하였다. 첫번째 회복과정의 활성화 에너지는 1.76eV로, 두번째 회복과정의 값은 2.00eV로 결정되었다. 이 값들은 다른 연구결과에 비해 낮은 편인데 이 차이는 이 연구에서 사용된 압력용기강의 낮은 탄소양에 의한 것으로 생각된다. 또한 첫번째 회복과정의 반응차수는 1.78로 두번째 회복과정의 반응차수는 1.67로 결정되었다. 회복과정에서의 반응차수가 정수가 아닌 것은 한 회복과정에 1차나 2차의 반응차수를 가진 몇 가지 기구들이 복합되어 있기 때문인 것으로 생각된다. 이것은 양전자 소멸의 몇 가지 파라메타에 의한 결과를 뒷받침한다.

• 지능정보연구
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• 제27권2호
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• pp.33-54
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• 2021

최근 4차 산업혁명, 코로나로 인한 뉴노멀 시대의 도래 등을 계기로 인공지능, 빅데이터 연구와 같은 언택트 관련 기술의 중요성이 더욱 급상하고 있다. 각 종 연구 분야에서는 이러한 연구 트렌드를 따라가기 위한 융합적 연구가 본격적으로 시행되고 있으나 원자력 분야의 경우 자연어 처리, 텍스트마이닝 분석 등 인공지능 및 빅데이터 관련 기술을 적용한 연구가 많이 수행되지 않았다. 이에 원자력 연구 분야에 데이터 사이언스 분석기술의 적용 가능성을 확인해보고자 본 연구를 수행하였다. 원자로 연료로 사용된 뒤 배출되는 사용후핵연료 인식 동향 파악에 대한 연구는 원자력 산업 정책에 대한 방향을 결정하고 산업정책 변화를 사전에 대응할 수 있다는 측면에서 매우 중요하다. 사용후핵연료 처리기술은 크게 습식 재처리 방식과 건식 재처리 방식으로 나뉘는데, 이 중 환경 친화적이고 핵비확산성 및 경제성이 높은 건식재처리 기술인 '파이로프로세싱'과 그 연계 원자로 '소듐냉각고속로'의 연구개발에 대한 재평가가 현재 지속적으로 검토되고 있다. 따라서 위와 같은 이유로, 본 연구에서는 사용후핵연료 처리기술인 파이로프로세싱에 대한 언론 동향 분석을 진행하였다. 사용후핵연료 처리기술인 '파이로프로세싱' 키워드를 포함하는 네이버 웹 뉴스 기사 전문의 텍스트데이터를 수집하여 기간에 따라 인식변화를 분석하였다. 2016년 발생한 경주 지진, 2017년 새 정부의 에너지 전환정책 시행된 2010년대 중반 시기를 기준으로 전, 후의 동향 분석이 시행되었고, 빈도분석을 바탕으로 한 워드 클라우드 도출, TF-IDF(Term Frequency - Inverse Document Frequency) 도출, 연결정도 중심성 산출 등의 분석방법을 통해 텍스트데이터에 대한 세부적이고 다층적인 분석을 수행하였다. 연구 결과, 2010년대 이전에는 사용후핵연료 처리기술에 대한 사회 언론의 인식이 외교적이고 긍정적이었음을 알 수 있었다. 그러나 시간이 흐름에 따라 '안전(safety)', '재검토(reexamination)', '대책(countermeasure)', '처분(disposal)', '해체(disassemble)' 등의 키워드 출현빈도가 급증하며 사용후핵연료 처리기술 연구에 대한 지속 여부가 사회적으로 진지하게 고려되고 있음을 알 수 있었다. 정치 외교적 기술로 인식되던 사용후핵연료 처리기술이 국내 정책의 변화로 연구 지속 가능성이 모호해짐에 따라 언론 인식도 점차 변화했다는 것을 확인하였다. 이러한 연구 결과를 통해 원자력 분야에서의 사회과학 연구의 지속은 필수불가결함을 알 수 있었고 이에 대한 중요성이 부각되었다. 또한, 현 정부의 원전 감축과 같은 에너지 정책의 영향으로, 사용후핵연료 처리기술 연구개발에 대한 재평가가 시행되는 이 시점에서 해당 분야의 주요 키워드 분석은 향후 연구 방향 설정에 기여할 수 있을 것이라는 측면에서 실무적 의의를 갖는다. 더 나아가 원자력 공학 분야에 사회과학 분야를 폭넓게 적용할 필요가 있으며, 국가 정책적 변화를 고려해야 원자력 산업이 지속 가능할 것으로 사료된다.

• 대한환경공학회지
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• 제27권12호
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• pp.1347-1352
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• 2005

합성가스내의 $H_2S$을 제거하기 위하여 pure 및 modified $Li_2ZrO_3$를 이용하여 고정층 반응기내에서 $H_2S$ 제거실험을 수행하였다. $Li_2ZrO_3$는 $ZrO_2$와 $Li_2ZrO_3$ 순 분말상을 1:1 몰비로 혼합, 에탄올을 첨가하여 교반한 후 $850{\sim}1000^{\circ}C$에서 14시간 소성시켜 제조하였다. 최적 반응조건은 반응온도 $700^{\circ}C$, $Li_2ZrO_3$ 담지량 20 wt%, 유량 300 mL/min으로 확인되었으며, 이 때 $H_2S$ 제거량은 0.337 $g^{H_2S}/g^{sorbent}$으로 나타났다. 또한 첨가제($K_2CO_3$, $Na_2CO_3$, NaCl, LiCl)를 이용, $H_2S$ 제거실험을 실시한 결과 $H_2S$ 흡착능은 최대 23%까지 향상되었다. 또한 honeycomb에 담지된 $Li_2ZrO_3$ 반응물에 대한 SEM 및 XRD 분석결과,40 wt%까지 $Li_2ZrO_3$가 고르게 담지되고, $1000^{\circ}C$의 고온 열처리에도 그 성상이 크게 변하지 않음을 확인하였다.

• Journal of Radiation Protection and Research
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• 제22권1호
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• pp.35-46
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• 1997

$CO_2$ 흡수제와 액체섬광계수기를 이용하여 간단하고 정밀한 $^{14}C$ 정량법을 개발하였다. 또한, 대기 및 생물시료중 $^3H$ 및 $^{14}C$ 동시포집을 위한 대기시료 포집장치 및 연소장치를 개발하였다. 본 연구에서 개발한 대기중 $CO_2$ 포집장치의 포집율은 73-89%였으며 연소장치의 연소율은 97%를 나타내었다. 측정시료 조제시 흡수제와 섬광체와의 최적 혼합비는 1:1 였으며 측정시료중 $^{14}C$의 비방사능 농도는 시료조제 후 70일까지 변화하지 않고 매우 안정한 상태를 유지하였고 검출하한치는 0.025 Bq/gC로써 자연준위의 $^{14}C$ 분석에도 활용 가능하였다. 또한, 본 분석법에 의한 $^{14}C$ 분석결과는 벤젠합성범에 의한 결과와 ${\pm}6%$ 오차범위 내에서 상호간 잘 일치하였다. 본 연구에서 검토한 방법을 이용하여 1996년 10월 대전지역 대기중 $^{14}C$의 비방사능을 측정한 결과 0.26-0.27 Bq/gC의 범위로써 전형적인 자연준위를 나타내었다. 한편, 월성 원자력발전소로부터 lkm 떨어진 지점에서의 대기중 $^{14}C$C 비방사능은 $0.54{\pm}0.03$ Bq/gC였으며, 솔잎 및 채소류중 $^{14}C$의 비방사능은 각각 0.56-0.67 Bq/gC 및 0.23-1.41 Bq/gC의 농도범위를 나타내었다.