• 방사성폐기물학회지
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• 제3권1호
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• pp.57-65
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• 2005

본 연구는 사용 후 핵연료의 금속전환 공정에서 발생되는 폐용융염을 고형화하는 방법으로 GRSS(Gel-Route Slabilization/Solidifcation)개념을 이용한 전처 리법을 제안하였다. Sodium silicate와 H3p04로 구성된 물질계에서는 SiO$_2$에 의해 형성되는 반응모듈 내에서 휘발성 핵종은 열적으로 안정한 화합물로 전환된다. 얻어진 생성물은 붕규산 유리매질과의 반응을 통하여 Li는 Li$_{3}$PO$\_4$ 형태로 유지되며 Cs 및 Sr은 유리매질내에 포용될 수 있다. 또한 sodium silicate, H$_{3}$PO$_4$ 및 ZrCl$_4$로 이루어진 물질계를 이용하여 내구성이 우수한 WZP 세라믹 고화매질을 합성하였다. $700^{circ}C$이상에서 NZP구조가 형성되며, Cs가 Li보다 우선하여 NZP구조를 형성하였다. 이상의 결과로부터, GRSS를 이용한 폐용융염의 전처리는 단순한 공정과 열적 안정성을 통하여 검증된 고화매질로 고형화가 가능토록하는 유효한 접근법이라 할 수 있으며, 수화학적 안정성의 검증을 통하여 ANL의 제올라이트를 이용한 고화법에 대한 대안이 될 것으로 기대된다.

• 방사성폐기물학회지
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• 제9권3호
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• pp.121-129
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• 2011

전기화학적으로 생성되는 $Ag^{2+}$를 사용하는 MEO 공정에 의한 NO 제거에 전류밀도, $AgNO_3$ 농도, 세정 용액의 유속 및 NO-공기 혼합가스 유속이 미치는 영향을 조사하였다. 전류밀도가 증가할수록 NO의 산화 반응 속도 및 제거 효율이 증가하였으며, 0.1 M 이상의 $AgNO_3$ 농도 조건에서 ㅍ 농도가 NO의 제거 효율에 미치는 영향은 무시할 만 하였다. 세정용액의 유속이 증가할수록 NO의 제거효율은 점진적으로 증가한 반면에 NO-공기 혼합가스의 유속이 증가할수록 NO의 제거효율은 점진적으로 감소하였다. 실험 범위 내에서 도출한 최적조건을 적용한 MEO 공정 및 3 M 질산 흡수 공정을 복합적으로 적용하여 NO-공기 혼합가스를 처리하였으며, NO 및 $NO_x$의 제거 효율은 각각 95% 및 63%를 얻었다.

• 방사성폐기물학회지
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• 제5권3호
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• pp.221-227
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• 2007

음이온교환수지인 IRN-78및 IRN-77과의 혼합 수지를 액체 상태로 직접 분해 처리하기 위하여 Fenton 시약을 이용하였다. 개선된 분해방법의 특징은 수지를 먼저 건조시키고 $FeSO_4$ 용액을 수지에 완전히 흡수시킨 후 일정량의 $H_2O_2$를 첨가하여 분해반응을 유도하는 방법을 적용하였다. 촉매로서 $CuSO_4,\;Cu(NO_3)_2$ 및 IRN-77 수지의 분해시 사용한 $FeSO_4$를 각각 사용하여 각 이온교환수지의 단독 및 혼합수지의 분해에 필요한 적절한 촉매와 그의 농도 및 $H_2O_2$의 소요량을 측정하였다. IRN-78 수지에 대해 $CuSO_4$ 촉매를 사용한 경우, 초기 분해반응을 유도하기 위해 $40^{\circ}C$까지 가열이 필요하였으며, 반응유도시간은 촉매의 적정온도에서 약 20분 이내 개시되는 것으로 나타났다. 동 수지에 $FeSO_4$를 사용한 경우에는 가열 없이 즉시 분해반응이 진행되었으며 분해율도 수% 높게 나타났다. 결론적으로 IRN-78 및 IRN-77과의 혼합수지의 분해를 위한 최적 촉매는 $FeSO_4$로 나타났으며 가열하지 않고 상온에서 반응유도시간 없이 각 수지를 단독으로 분해한 경우보다 적은 양의 $H_2O_2$로 완전히 액상으로 분해시킬 수 있는 좋은 결과를 얻었다. 또한 이들 각각의 수지 및 혼합수지에 대한 적절한 촉매 및 적정 농도와 완전분해에 필요한 $H_2O_2$의 양을 제시하였다.

• Journal of Radiation Protection and Research
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• 제3권1호
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• pp.29-32
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• 1978

감마선을 방출(放出)하는 방사성발기물(放射性發棄物)드럼 5292개($42{\times}42{\times}3$) 저장시설(貯藏施設)의 적정(適正) 콘크리트 차폐체(遮蔽體) 두께를 산출(算出)하였다. 발기물(發棄物)이 여러가지 종류(種類)의 방사성원소(放射性元素)로 구성(構成)되어 있다고 할때 평균(平均)한 감마선 에너지와 개개(個個) 감마선 에너지에 대하여 계산(計算)한 결과(結果)를 서로 비교(比較)하였다. 그 결과(結果) 적정차폐체(適正遮蔽體)의 두께는 50cm 정도(程度)로 판명(判明)되었다. 그런데 평균(平均) 감마선 에너지에 근거(根據)하여 계산(計算)한 선량치(線量値)는 개개(個個) 감마선 에너지에 대한 값보다 동일(同一)두께의 차폐체(遮蔽體)에 대해서 훨씬 적었다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제53권11호
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• pp.3798-3807
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• 2021

Tritium extraction from radioactively contaminated cement mortar samples was performed using heating and liquid scintillation counting methods. Tritiated water molecules (HTO) can be present in contaminated water along with water molecules (H₂O). Water is one of the primary constituents of cement mortar dough. Therefore, if tritium is present in cement mortar, the buildings and structures using this cement mortar would be contaminated by tritium. The radioactivity level of the materials in the environment exposed to tritium contamination should be determined for their disposal in accordance with the criteria of low-level radioactive waste disposal facility. For our experiments, the cement mortar samples were heated at different temperature conditions using a high-temperature combustion furnace, and the extracted tritium was collected into a 0.1 M nitric acid solution, which was then mixed with a liquid scintillator to be analyzed in a liquid scintillation counter (LSC). The tritium extraction rate from the cement mortar sample was calculated to be 90.91% and 98.54% corresponding to 9 h of heating at temperatures of 200 ℃ and 400 ℃, respectively. The tritium extraction rate was close to 100% at 400 ℃, although the bulk of cement mortar sample was contaminated by tritium.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제56권7호
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• pp.2641-2649
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• 2024

Effective management of slightly used nuclear fuel (SUNF) is crucial for both technical and public acceptance reasons. SUNF management, radiotoxicity risk, and associated financial investment and technological capabilities are major concerns in nuclear power production. Reducing the volume of SUNF can simplify its management, and one possible solution is utilizing small modular reactors (SMR) and advanced fuel designs like those with thorium. This research focuses on studying the neutronic performance and radionuclide inventory of three different thorium fuel configurations. The mass of fissile material in thorium-based fuel significantly impacts Kinf, burn-up, and neutron energy spectrum. Compared to uranium, thorium as a fuel produces far fewer transuranic elements and less long-lived fission products (LLFPs) at the end of the core cycle (EOC). However, certain fission product elements produced from thorium-based fuel exhibit higher radioactivity at the beginning of the core cycle (BOC). Physical separation of thorium and uranium in the fuel block, like seed-and-blanket units (SBU) and duplex fuel designs, generate less radioactive waste with lower radioactivity and longer cycle lengths than homogeneous or mixed thorium-uranium fuel. Furthermore, the SBU and duplex feel designs exhibit comparable neutron spectra, leading to negligible differences in SUNF production between the two.

• 한국세라믹학회지
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• 제39권6호
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• pp.576-581
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• 2002

원자력발전소에서 발생하는 이온교환수지와 잡고체를 동시에 처리하기 위하여 유도 가열식 저온용융로를 이용한 유리화 실증시험을 수행하였다. 유리 고화체의 화학적 내구성을 평가하기 위하여 최종 유리에 대해 수행한 PCT 침출 시험결과 기준유리 보다 내 침출성이 우수한 것으로 나타났다. 최종 유리 고화체에 대해 열처리 실험 결과 액상온도는 1048K (775$^{\circ}C$)로 측정되었다 유리 고화체에 대한 압축강도 측정 결과 규제치인 34kg/$\textrm{cm}^2$ 보다 약 90배 높은 값을 나타내었다. 저온용융로(CCM)의 하부, 중앙, 상부 유리 고화체의 미세구조 관찰 결과 이차상 없는 균질한 상태였다. 환원성 유기물을 함유한 이온교환수지에 잡고체를 동시 투입하여 자성 금속상 침전을 방지할 수 있었다. 유리화 실증시험을 통하여 감용비 74를 달성하였다.

• 방사성폐기물학회지
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• 제13권4호
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• pp.253-262
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• 2015

원자력 발전소 내 외부 계통의 표면에 침적된 방사성핵종은 원자로 구조재 및 핵분열생성물의 부식생성물 활성화에 의해 생성된다. 특히, 1차계통 내부에서 물과 부식된 표면 사이의 지속적인 마찰은 냉각재와 부식생성물을 혼합하게 만든다. 그리고 이것들은 계통을 따라 순환한다. 본 논문에서는 설계단계에서 사용되는 1차 계통의 부식생성물과 방사성 핵종의 양을 예측하는 CRUDTRAN, DISER, MIGA-RT 및 CPAIR 코드를 분석하였다. 또한, CRUDTRAN을 이용하여 국내 경수로 1차계통내 부식생성물 거동을 예측하였다. 본 연구목적은 웨스팅하우스형 원전의 실제 데이터로 계산된 값을 측정값과 비교하여 부식생성물 평가 모델의 신뢰도를 향상시키는데 있다.

• 한국방사성폐기물학회:학술대회논문집
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• 한국방사성폐기물학회 2004년도 학술논문집
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• pp.285-291
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• 2004

LiCl-$Li_2O-O_2$ 용융염계에서 용융염 취급장치의 구조재료를 위한 평가의 일환으로 Inconel 718, X-750, Haynes 75, 263 합금의 부식거동을 분위기온도; $650^{\circ}C$, 부식시간: 24~168h, $Li_2O$농도; 3wt%, 혼합가스농도; Ar-10%$O_2$에서 조사하였다. LiCl-$Li_2O-O_2$ 용융염계에서 부식속도는 Haynes 263 ＜ Haynes 75 ＜ Inconel X-750 ＜ Inconel 718 순서로 나타났으며, Haynes 263 합금이 가장 우수한 내부식성을 나타내었다. Haynes 75의 부식생성물은 $Cr_2O_4$, $NiFe_2O_4$, $LiNiO_2$, $Li_2NiFe_2O_4$, Inconel 718의 부식생성물은 $Cr_2O_4$ 및 $NiFe_2O_4$ 이며 Haynes 263은 $Li(Ni,Co)O_2$, $NiCr_2O_4$ 및 $LiTiO_2$, Inconel X-750은 $Cr_2O_3$, $NiFe_2O_4$,$FeNi_3$, (Al,Nb,Ti)$O_2$의 부식생성물을 나타내었다. Haynes 263은 국부부식의 거동을 보이는 반면, Haynes 75, Inconel 718 및 Inconel X-750은 전면 부식 거동을 나타내었다.

• 터널과지하공간
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• 제33권6호
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• pp.483-494
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• 2023

국내에서 널리 사용되는 전기비저항과 유도분극탐사는 지하 매질 정보를 얻는 대표적인 물성인 전기적 성질을 측정하는 방법이다. 다양한 현장에서 획득하는 탐사 자료에 대한 정밀한 해석을 위해서는 매질의 물성 정보를 정확하게 측정하는 것이 중요하다. 암석의 전기적 물성 측정은 전류 전극과 전위 전극을 동일한 전극으로 사용하는 2전극법과 전류 전극과 전위 전극을 분리하여 측정하는 4전극법으로 구분된다. 2전극법은 4전극법에 비해 시료와 전극의 접촉이 매우 용이하므로 일반적으로 많이 사용되고 있지만, 시료뿐만 아니라 전극의 임피던스가 함께 측정된다는 문제가 있다. 이 연구에서는 유도분극 특성을 갖지 않는 물시료와 유도분극 특성을 갖는 흑연과 시멘트를 혼합한 인공 시료에 대하여 2전극법과 4전극법을 사용하여 시간영역 유도분극 효과를 측정하고 그 결과를 비교하였다. 또한, 현장탐사를 모사한 수조모형 실험으로 두 전극법의 결과와 비교하여, 모형실험과 4전극법의 결과가 잘 일치하는 것을 확인하였다. 따라서, 4전극법이 전위전극의 설치에 어려움이 있지만 2전극법에 비해 전위전극의 임피던스에 의한 문제를 줄일 수 있어 전기적 물성 측정에 효과적임을 확인하였다.