• 콘크리트학회논문집
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• 제15권6호
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• pp.829-839
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• 2003

최근 원전 구조물을 비롯한 해양에 인접한 콘크리트 구조물의 경우 외부의 염소이온 확산에 의한 철근 부식과 관련한 문제가 콘크리트의 내구성과 관련된 중요한 요인으로 인식되고 있으며, 이와 관련된 다양한 연구들이 국 내외 적으로 수행되고 있다. 그러나, 탄산화를 비롯한 복합열화 환경에서의 염소이온 확산에 대한 연구결과는 아직까지 미흡한 실정으로 본 연구에서는 이와 관련하여 탄산화 작용이 콘크리트 중의 염소이온 확산에 미치는 영향에 대한 실험적인 연구를 수행하였다. 본 연구에서 수행한 5% 염화나트륨 용액 침지 및 10% $CO_2$ 촉진탄산화 반복실험 결과 콘크리트의 탄산화는 콘크리트 내부로의 염소이온 확산 정도를 증가시키는 것으로 나타났으며, 이것은 탄산화 영역에서 고정된 염소이온의 유리에 따른 염소이온 농도 구배의 증가 때문인 것으로 판단된다. 한편, 플라이애쉬를 혼입한 콘크리트의 경우 표면부에서 일정한 깊이까지는 촉진탄산화의 영향에 의한 높은 염소이온 침투량을 나타내지만 경계를 넘어선 영역에서는 플라이애쉬를 혼입하지 않은 경우와 거의 유사한 정도의 염소이온 침투량을 보였다. 본 연구를 통해 탄산화 작용이 콘크리트 내부로의 염소이온 침투에 미치는 영향과 관련한 기초적인 실험자료를 축적하였으며 향후 추가적인 연구를 통해 콘크리트 구조물의 내구수명을 산출하는데 기여를 할 수 있을 것으로 기대된다.

• Journal of Radiation Protection and Research
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• 제38권3호
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• pp.143-148
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• 2013

원자력발전소 및 입자 가속기 등 상용화된 원자력관계시설에서는 해당 시설 내부의 구조 및 위치 등에 따라 다양한 에너지를 가진 중성자스펙트럼을 나타내며 이에 대한 중성자선량 평가 및 작업자의 방사선방호 조치에 대한 수요는 점차 증가하고 있다. 중성자스펙트럼을 측정하기 위해서 일반적으로 보너구 스펙트로메터가 많이 이용된다. 보너구 스펙트로메터를 이용한 중성자 스펙트럼 측정의 경우 중성자검출기의 반응함수, 초기추정 스펙트럼, 계수율 측정값을 사용하여 중성자스펙트럼 언폴딩을 수행하게 된다. 본 연구에서는 MC50 사이클로트론에서 발생하는 중성자스펙트럼을 LiI 섬광검출기 기반의 보너구 스펙트로메터를 이용하여 측정하였으며 표적에 입사되는 양성자 에너지와 위치에 따른 중성자선속, 중성자 평균에너지 및 선량률 자료를 정량적으로 평가하였다.

• 방사성폐기물학회지
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• 제3권4호
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• pp.309-317
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• 2005

방사성 폐기물 핵종 재고량 평가에 필요한 핵종분석을 위하여 다양한 매질의 방사성 폐기물 시료로부터 $^{99}Tc,\;^{94}Ng,\;^{55}Fe,\;^{90}Sr$ 및 $^{59/63}Ni$의 분리에 관한 연구가 수행되고 있다. Ni은 음이온교환 수지와 Sr-Spec 추출 크로마토그래피 수지로 Re($^{99}Tc$의 대용물), Nb, Fe 및 Sr을 차례로 분리하는 과정에서 Ca, Mg, Al, Cr, Ti, Mn, Ce, Na, K 및 Cu와 함께 회수되었다. 본 연구에서는 Ni의 선택적 분리기술을 확립하기 위하여 Ni-Spec 추출 크로마토그래피 및 양이온교환수지법으로 이들의 분리거동을 비교하였다. 또한 Ni의 정제와 기체비례계수법으로 방사능을 측정하기에 적합한 계측시료 준비를 위하여 ammonium $citrate/ethanol-H_2O$ 및 tartaric $acid/acetone-H_2O$에서 dimethylglyoxime(DMG)에 의한 Ni의 침전거동을 조사하였다 원자력발전소로부터 채취한 폐이온교환수지 시료 용해용액의 화학조성을 모사하여 만든 모의 폐이온교환수지 용액을 사용하여 Re, Nb, Fe 및 Sr 분리과정을 거쳐 최종적으로 분리한 Ni의 회수율은 $92.1\%\;(RSD:\;0.9\%)$이었다. 또한 tartaric $acid/acetone-H_2O$에서 DMG에 의한 Ni의 회수율은 $85.6\%\;(RSD:\;1.9\%)$이었다.

• 방사성폐기물학회지
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• 제10권4호
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• pp.247-254
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• 2012

원전에서 발생되는 방사성폐기물에 대한 고화처리 방법 중 하나인 유리화기술이 일부 가연성폐기물에 대해 적용되고 있다. 국내외적으로 중저준위 방사성폐기물의 효과적인 감용과 안정적인 처분을 위해 다양한 폐기물에 대한 유리화기술 적용방안이 확대 연구되고 있으며, 최근에는 가연성폐기물 뿐만 아니라 알루미늄 금속과 같은 비가연성폐기물에도 유리화 연구가 활발하게 진행되고 있다. 공기조화계통 (HVAC)에는 주로 필터가 이용되고 있으며, 사용 후 필터는 여과재 (유리섬유 및 알루미늄)를 이용하여 배기체를 흡착하기 때문에 방사성폐기물로 처리가 되어야 한다. 본 연구는 필터에 대한 처리기술 연구를 위해 유도가열식 저온용융로 (Cold Crucible Induction Melter: CCIM)를 이용한 유리화 타당성 연구를 수행하였다. 사용후 필터에 대한 유리화 (Vitrification)는 먼저 유리섬유 및 알루미늄 함량을 고려한 최적의 유리조성을 개발 하였으며, 개발된 유리 조성을 이용하여 최적의 폐기물 저감을 위한 용융변수와 최종 생성된 유리고화체의 특성을 분석하였다. 사용후 필터 유리화용 조성유리는 주로 $SiO_2$와 $B_2O_3$로 구성되어 있다. 전기로를 이용한 용융물 특성시험에서는 폐기물 투입률 및 최종 생성물인 유리고화체의 특성이 검토되었다. 본 연구에서는 알루미늄 금속과 유리섬유로 구성된 필터에 대한 유리조성 개발과 이를 통해 생성된 유리고화체의 물리화학적 특성을 검토하고 유리화 타당성을 확인하였다.

• 대한기계학회논문집A
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• 제35권10호
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• pp.1337-1345
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• 2011

가압경수로형 원자로의 원자로압력용기 상부헤드에는 많은 제어봉구동장치(CRDM) 노즐이 분포한다. 최근 10 여 년 동안 제어봉구동장치 alloy 600 CRDM 노즐에서 균열 발생 사례가 증가하고 있으며, 이는 용접과 연관성이 매우 깊은 것으로 알려져 있다. CRDM 노즐에서 발생하는 축 및 원주방향 균열은 유럽과 미국의 원자력 발전소에서 발견되었으며, 사고의 원인은 용접 잔류응력 및 작용하중에 기인하는 일차수응력부식균열(PWSCC)임이 확인되었다. 이러한 이유로 본 연구에서는 유한요소해석을 통해 한국형 원자로의 CRDM 관통 노즐 용접부를 대상으로 용접 잔류응력을 예측하였으며, 특히, 관통노즐의 위치와 형상, 용접부 필렛 형상 및 인접노즐 용접에 의한 영향을 분석하였다.

• 방사성폐기물학회지
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• 제14권2호
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• pp.179-188
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• 2016

원자력발전소에서 전기를 생산하고 난 후 발생하는 사용후핵연료 또는 이들 사용후핵연료의 재처리/재활용 공정으로부터 발생하는 고준위폐기물은 인간환경으로부터 안전하게 장기간 격리시켜야 한다. 최근 심부시추공 굴착기술의 획기적인 발전으로 인하여, 방사성폐기물의 심부시추공 처분기술에 대한 연구가 의미 있게 진행되고 있다. 본 논문에서는 이러한 심부시추공을 활용하여 고준위 방사성폐기물을 지하 3~5 km 심도에 격리시키는 심부시추공 처분기술의 국내 적용 가능성을 분석하기 위하여 국내 심부 지하환경 특성에 대하여 예비분석 하였다 이를 위하여, 미국 및 유럽권 국가 연구사례와 기술개발 현황을 검토하고, 실제 국내의 심부 지질조건을 검토하기 위하여 고지열 분포지역에 개발 중인 지열 탐사공을 대상으로 3~4 km 심도까지의 암석, 지온 등 특성 자료를 수집, 분석하였다. 결정질 암반 심도 및 지온경사 등 분석 결과와 국내 발생 사용후 핵연료를 바탕으로 심부시추공 처분시스템 구성요소인 처분용기, 밀봉시스템 등에 대하여 예비단계의 개념을 제안하였다.

• 에너지공학
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• 제25권2호
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• pp.1-20
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• 2016

원전의 설계기준사고 및 중대사고 해석에서 응축열전달 모델은 매우 중요하며, 특히 피동냉각계통의 개발이 활발히 진행됨에 따라 그 중요성이 더욱 부각되었다. 그런데, 원자로건물 내부에서와 같이 비응축성기체가 존재하는 경우 응축열전달은 현저히 감소하므로 원전 안전해석에서 이를 고려한 응축열전달 모델이 주목받고 있다. 본 연구에서는 냉각재상실사고 등이 발생하는 경우 원자로건물 내부의 상황과 유사한 열수력 조건에서 수행된 응축열전달 실험자료를 이용하여 중대사고 해석코드 MELCOR 1.8.6의 응축열전달 모델을 평가하였다. 실험조건을 응축면의 형상에 따라 네 가지(수직평판, 수직관 외벽, 수직관 내벽, 수평관 내벽)로 분류하였고, 각 분류별 실험들을 MELCOR 코드로 해석하였다. 해석결과, 수직관 내벽을 제외한 나머지 조건에서 MELCOR 코드가 응축열전달을 전체적으로 저 예측하여 개선이 필요한 것으로 나타났다.

• 방사성폐기물학회지
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• 제9권2호
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• pp.113-119
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• 2011

원자력발전소에서 나온 사용후핵연료 건식저장시스템의 안전한 운영과 유지는 기본적으로 적절하게 선택된 설계기준에 좌우된다. 저장시스템의 가장 중요한 설계목표는 저장된 사용후핵연료로부터 작업자의 안전과 대중에게 과도한 위험이 없이 보관, 취급, 수납 및 감시할 수 있는 신뢰를 제공하는 것이다. 이러한 목표를 달성하려면, 시스템의 설계, 사용후핵연료로부터의 잔류 열을 제거하고 방사선 차폐를 제공함과 동시에 설계 기준에 지정된 시스템의 수명동안 격납을 유지하기 위한 기능을 포함한다. 운영 중 발생가능한 설계사항은 설계 기준에 반영되어야 한다. 본 논문에서는 건식저장시스템의 일반적인 성능 요구 사항을 소개하였다. 저장시스템은 인허가를 위한 규제 요구사항과 연관하여 사용후핵연료를 저장할 수 있도록 설계된다. 여기서 최대연소도의 증가는 냉각기간과 맞물려 가감할 수 있다. 이때 열부하와 방사능의 크기가 최대 설계기준 연소도의 기준을 설정하는 주요한 인자가 된다. 이외에 건식저장시스템의 설계기준사고와 다른 분야 즉 기계 및 구조 그리고 차폐 및 방사선적인 요구사항들의 종류가 기술되었다.

• 방사성폐기물학회지
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• 제17권1호
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• pp.29-36
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• 2019

원자력발전소를 운영하게 되면 사용후핵연료와 같은 고준위방사성폐기물이 필연적으로 발생한다. 이러한 고준위방사성폐기물을 처분하기 위해 심층처분방식이 가장 적합한 대안으로 알려져 있으며 고준위방사성폐기물은 공학적방벽과 천연방벽에 둘러 쌓여 지하 500~1,000 m 깊이의 심지층에 처분된다. 이 중 압축 벤토나이트 완충재는 공학적방벽의 가장 중요한 구성요소이다. 완충재는 처분용기와 자연 암반 사이에 위치해 있기에 주변 지하수 흐름으로부터 처분용기를 보호하고 처분 용기로부터 핵종이 유출되는 것을 저지하는 역할을 한다. 주변 지하수 흐름으로 인한 완충재의 불포화 함수특성 규명은 전체 공학적방벽의 성능을 평가하는데 있어 매우 중요하다고 할 수 있다. 따라서 본 연구에서는 실내 시험을 수행하여 국내 압축 벤토나이트 완충재의 건조밀도, 구속조건 여부, 그리고 건조 및 포화 이력에 따른 압축 벤토나이트 완충재의 함수특성곡선을 도출하여 분석하였다. 구속 조건하에서 건조밀도에 따른 함수특성곡선은 큰 차이를 보이지 않았다. 또한 비구속 조건이 구속 조건에 비해 보다 큰 수분흡입력을 나타냈으며, 아울러 포화 과정보다 건조 과정에서 보다 큰 수분흡인력이 측정되었다.

• Journal of Platform Technology
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• 제9권3호
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• pp.52-62
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• 2021

제조업 현장에서 제작 공정 수행 전 품질 불량 위험 공정을 예측하여 사전품질관리를 수행하는 것은 매우 중요한 일이다. 하지만 기존 엔지니어의 역량에 의존하는 방법은 그 제작공정의 종류와 수가 다양할수록 인적, 물리적 한계에 부딪힌다. 특히 원자력 주요기기 제작과 같이 제작공정이 매우 광범위한 도메인 영역에서는 그 한계가 더욱 명확하다. 본 논문은 제조업 현장에서 자연어 처리 및 기계학습을 활용하여 품질 불량 위험 공정을 예측하는 방법을 제시하였다. 이를 위해 실제 원자력발전소에 설치되는 주기기를 제작하는 공장에서 6년 동안 수집된 제작 기록의 텍스트 데이터를 활용하였다. 텍스트 데이터의 전처리 단계에서는 도메인 지식이 잘 반영될 수 있도록 단어사전에 Mapping 하는 방식을 적용하였고, 문장 벡터화 과정에서는 N-gram, TF-IDF, SVD를 결합한 하이브리드 알고리즘을 구성하였다. 다음으로 품질 불량 위험 공정을 분류해내는 실험에서는 k-fold 교차 검증을 적용하고 Unigram에서 누적 Trigram까지 여러 케이스로 나누어 데이터셋에 대한 객관성을 확보하였다. 또한, 분류 알고리즘으로 나이브 베이즈(NB)와 서포트 벡터 머신(SVM)을 사용하여 유의미한 결과를 확보하였다. 실험결과 최대 accuracy와 F1-score가 각각 0.7685와 0.8641로서 상당히 유효한 수준으로 나타났다. 또한, 수행해본 적이 없는 새로운 공정을 예측하여 현장 엔지니어들의 투표와의 비교를 통해서 실제 현장에 자연스럽게 적용할 수 있음을 보여주었다.