• Journal of Radiation Protection and Research
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• 제44권4호
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• pp.128-148
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• 2019

Massive environmental monitoring has been conducted continuously since the Fukushima Daiichi Nuclear Power accident in March of 2011 by different monitoring methods that have different features together with migration studies of radiocesium in diverse environments. These results have clarified the characteristics of radiological environments and their temporal change around the Fukushima site. At three months after the accident, multiple radionuclides including radiostrontium and plutonium were detected in many locations; and it was confirmed that radiocesium was most important from the viewpoint of long-term exposure. Radiation levels around the Fukushima site have decreased greatly over time. The decreasing trend was found to change variously according to local conditions. The air dose rates in environments related to human living have decreased faster than expected from radioactive decay by a factor of 2-3 on average; those in pure forest have decreased more closely to physical decay. The main causes of air dose rate reduction were judged to be radioactive decay, movement of radiocesium in vertical and horizontal directions, and decontamination. Land-use categories and human activities have significantly affected the reduction tendency. Difference in the air dose rate reduction trends can be explained qualitatively according to the knowledge obtained in radiocesium migration studies; whereas, the quantitative explanation for individual sites is an important future challenge. The ecological half-lives of air dose rates have been evaluated by several researchers, and a short-term half-life within 1 year was commonly observed in the studies. An empirical model for predicting air dose rate distribution was developed based on statistical analysis of an extensive car-borne survey dataset, which enabled the prediction with confidence intervals. Different types of contamination maps were integrated to better quantify the spatial data. The obtained data were used for extended studies such as for identifying the main reactor that caused the contamination of arbitrary regions and developing standard procedures for environmental measurement and sampling. Annual external exposure doses for residents who intended to return to their homes were estimated as within a few millisieverts. Different forms of environmental data and knowledge have been provided for wide spectrum of people. Diverse aspects of lessons learned from the Fukushima accident, including practical ones, must be passed on to future generations.

• 대한기계학회논문집A
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• 제34권1호
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• pp.103-110
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• 2010

본 연구에서는 프랑스의 RCC-MR A16 절차에 기초하여 Mod.9Cr-1Mo 강(ASME Grade 91) 구조의 크리프-피로 균열 개시 및 성장 평가법을 확장 개발하였다. 현재의 A16 지침은 오스테나이트 스테인리스강에 대해서만 크리프-피로 균열 개시 및 성장 평가법을 제시하고 있지만, 현재 초초임계(USC) 화력발전소는 물론 미래형 원자로 시스템의 구조재료로서 폭넓게 채택되고 있는 Mod.9Cr-1Mo 강에 대한 지침은 제시하지 않고 있다. 본 연구에서는 FMS(페리틱-마르텐사이트강)에 대한 크리프-피로 균열 개시 및 성장 평가법을 제시하고 있고, 구조물에 대한 크리프-피로 균열 거동 평가를 수행하였다. 평가결과는 구조시험을 수행한 결과 얻은 관찰 이미지와 비교하였다.

• 한국재료학회지
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• 제14권10호
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• pp.713-718
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• 2004

To study the dynamic strain aging behavior of Zr-0.4Sn-1.5Nb-0.2Fe sample tube for nuclear fuel cladding in the range of pressurized water reactor (PWR) operation temperature, the tensile tests of the tube specimens, which had been finally heat-treated at $470^{\circ}C\;and\;510^{\circ}C$, had been carried out with the strain rate $1.67{\times}10^{-2}/s\;and\;8.33{\times}10^{-5}/s$ at the various temperatures from room temperature to $500^{\circ}C$. It was observed that the elongation of the specimens got shortened as the temperature increased from $200^{\circ}C\;to\;340^{\circ}C$. The specimens that were finally heat-treated at $470^{\circ}C$ showed a plateau more remarkably on the plot of yield strength-temperature than those heat-treated at $510^{\circ}C$. In the range of $310\sim400^{\circ}C$, the strain rate sensitivity of the specimens finally heat-treated at $510^{\circ}C$ was $30.4\%\sim33.7\%$ lower but the work hardening exponent index of the specimens was a little higher than that without dynamic strain aging effect.

• 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.

• 한국해안해양공학회지
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• 제16권3호
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• pp.162-170
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• 2004

산업공정의 가동 중 효율 및 문제점 진단을 위한 방사성동위원소 추적자 이용기술과 기반장비의 연구결과를 바탕으로 연안에서 표사의 거동 추적실험을 수행하였다. 이를 위하여 원자로에서 중성자 조사를 통하여 방사화되는 소량의 iridium을 포함하는 표지모래를 사용하였다. 표지모래는 산화물 제조법으로 제조되었으며, 실험 현지의 자연사(2.65)와 유사한 비중(=2.6)을 갖도록 하였다. 방사화된 표지모래를 운반하고 실험 현장에서 해저에 투입할 수 있도록 전용 용기와 투입된 표지모래로부터 방출되는 방사선을 검출하기 위한 계측장비를 제작하였다. 또한, GPS로부터 수신되는 위치신호와 해저의 계측장비로부터 전송되는 방사선 계측신호를 동시에 수신할 수 있는 데이터 수집장치와 컴퓨터 응용프로그램을 제작하였다. 표지모래의 시간에 따른 공간적 분포변화를 측정하기 위하여 각 투입지점에 대하여 3회씩 추적실험을 실시하였다. 실험 결과데이터는 방사선 계측의 실제 위치를 계산하여 반영하고 방사성추적자의 자연감쇄 효과를 보정한 후 분석에 활용되었다. 방사성 표지모래를 이용한 시범실험으로부터 방사성추적자 기술의 연안환경의 보존과 개발을 위한 중요한 역할의 가능성을 확인하였다.

• 기술혁신연구
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• 제22권4호
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• pp.145-164
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• 2014

미래의 궁극에너지로 인식되고 있는 핵융합에너지 개발을 위해서는 DEMO라는 최종 실증 단계를 거쳐야만 한다. 특히 중국, EU, 일본 등의 주요 국가는 DEMO 건설에 대한 구체적 계획을 수립하고 이를 실행 중에 있다. 한국도 1995년부터 KSTAR 사업을 시작으로 핵융합 연구개발에 착수한 점을 감안하면, 핵융합에너지 상용화라는 최종 목표달성 뿐만 아니라, 주요 국가와 DEMO 경쟁 상황에서 주도권을 확보하기 위한 본격적 연구개발이 필요하다. 이에 본 논문에서는 DEMO 개발을 위한 핵심기술을 파악하기 위하여 준정량적 방법론을 적용, 해당 분야의 핵심기술을 도출함으로써 우선적으로 연구개발이 필요한 기술을 식별하여 향후 연구개발 추진시 기술별 우선순위를 제안하고자 한다. 이를 위한 핵융합 에너지 개발과 관련하여 핵융합의 과학적 원리, 주요국가의 DEMO 개발 동향 등을 파악한다. 다음으로 핵융합 실증로와 관련된 기술분류 체계를 검토하여 분석할 기술분류 체계를 선정한다. 선정된 기술체계에 준정량적 방법론으로 기술수준(TRL)을 파악하고 이를 보완하기 위하여 분석적 계층화 과정(AHP)을 적용한다. TRL과 AHP의 결과를 종합하여 우선적으로 확보해야 할 핵융합 실증로의 핵심기술은 실증로용 연소 플라즈마 기술, 대면재료기술, 구조재기술, 고주파 가열장치 기술, 중성입자빔 장치기술, 안전기술, 연소플라즈마 진단장치기술, 핵융합로 시뮬레이터기술 등으로 나타났다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제5권1호
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• pp.44-54
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• 1973

방사성 $^{38}$ CL로 표지된 유기 하로겐 화합물의 제조방법을 가려내기 위하여서 Phenyl halides(7종), thloro nitrobenzene(6종), Chloro nitroanisole(2종), Chloro aniline (3종), Chloro anisidine(3종), Chloro toluene(3종), Benzyl chloride 유도체(4종) 및 기타 대조 화합물 3종 등을 원자로 내에서 조사하고 생성물을 알카리 수용액으로 주출하고 각각의 무기 $^{38}$ CL 수율을 조사시간 별로 검토하였다. 그 결과 화합물의 구조 보다도 표적물의 상태에 따라서 무기물 수율에 변화가 있고 고체상의 표적물의 경우에는 수율이 일반적으로 얕고 변화가 고르다는 것을 화인 하였다. 화학구조에 따르는 무기 $^{38}$ CL0의 생성수율의 감소는 현재까지의 결과로 보아서 Phenyl chlorides$^{38}$ CL 수율간에 Linear relationship가 있었으며 염소원자수가 많을수록 그 수율이 얕았다. 실험 결과를 논의하였으며 교지 반응에 대한 본 실험 결과의 응용성가능 여부를 고찰하였다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제27권3호
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• pp.301-316
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• 1995

아래를 향한 가열 수평 평판이 있는 수조에서의 자연대류 현상을 규명하기 위한 실험적, 해석적인 연구를 수행하였다. 이는 압력용기 하부에 용융물이 있을때 캐비티내에서의 열수력현상을 규명하기 위한 간단화된 모델에 관한 연구이다. 압력 용기는 하부에 가열평판이 부착된 직육면체 단열 상자로 모의하고 이 상자는 물이 차 있는 수조에 설치된다. 냉각기는 정상상태의 유동 조건을 만들기 위해 상자와 수조사이의 U자 형태의 유동 영역에 설치된다. 실제 압력용기 하부에서는 다상 유동이 발생할 확율이 크나본 연구는 복잡한 다상 유동의 열수력 현상을 규명하기 위한 첫 단계 시도로서 단상유체를 사용한 실험 및 해석 연구이다. 본 연구에서는 가열 평판 아래에서의 자연대류현상특성을 더욱 잘 이해하기 위해 LDV와 열전대를 사용하여 속도와 온도를 측정하였다. 또한 입자가 부상된 유동장을 사진 찍어 유동을 가시화 하였다. 실험결과는 다음과 같다. 유체는 가열판과 냉각기가 작동할 때 매우 효과적으로 전 유동장에 걸쳐 순환한다. 가열판 하부에서 유동이 정체된 영역이 있고 매우 얇은 열 경계층을 갖는 두드러진 온도의 성층현상이 관찰되었다. FLUTAN Code를 이용한 해석은 속도를 합리 적으로 예측할 수 있다는 결과를 보여 주었다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제17권4호
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• pp.290-301
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• 1985

600MW(e)급 CANDU형 원자로의 1차 냉각재계통은 2개의 “8자” 모양 루프로 구성되며 정상운전중 원자로 출구헤더 (ROH)의 설계 quality는 4%이다. 이러한 루프내 2부분에 압축성 유체의 존재 및 유동-quality-기포율의 정궤환 효과는 1차 냉각재계통 유동 불안정의 주요인이 된다. 계통의 안정을 위하여 설계 변경사항으로서 같은 루프의 ROH-HOH간 interconnect가 설치되었다. 본 논문은 정상운전시 1차 냉각재계통의 유동 불안정현상을 조사연구하며, 또한 interconnect가 유동 안정성에 미치는 영향 및 계통 고유의 유동 안정성에 대한 연구를 수행한다. 시간 영역의 안정성 분석은 ATHER코드로부터 보완된 ATHER/MOD-I 코드를 사용하여 분석한다. 가장 보수적인 계통 모형, 즉 대칭형 루프의 유동은 발산하며, interconnect를 설치함으로써 계통의 유동 안정성은 크게 향상되어 안정된다. 그러나 보수적인 가압기 모델을 사용 분석하였을 경우라도 계통의 유동 안정성은 보장됨을 알 수 있다. 실제적인 계통 즉 가압기와 interconnect를 모사한 경우의 계통 안정성은 크게 보장된다. 결론적으로 비록 interconnect는 계통의 안정성을 크게 향상시키나 가압기 등 계통 고유의 유동 안정성은 매우 커서 interconnect가 설치되지 않았더라도 1차 냉각재 계통의 유동 안정성을 보장함을 알 수 있다.

• 기술경영경제학회:학술대회논문집
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• 기술경영경제학회 1997년도 제12회 동계학술발표회 논문집
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• pp.159-176
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• 1997

This paper deals with demand surveys for big science and technology research facilities and equipments to advance national S'||'&'||'T research infrastructure. We perform surveys thrice based on applied Delphi method on the future demand of big S'||'&'||'T research facilities and equipments among Korean scientists and engineers. We employ the concept of big S'||'&'||'T research facilities and equipments as follows: \circled1 The operating size of it is equivalent to that of an institute or research center, and/or \circled2 The users in various disciplines are many, and/or \circled3 The application areas or spill-over effects are large, and/or \circled4 The scale and scope of research objects is equivalent to that of mega science area such as earth.oceanography.space, and/or \circled5 The expenses for installing and operating it are to be supported by government, and/or \circled5 The facilities are expected as necessary for international joint research, and/or \circled7 It is necessary for promoting creative basic science and developing creative technology. We ask the respondents to answer the following questionnaire: - How to prioritize the equipments according to the degree of importance\ulcorner $\square$ Promotion of basic science and mega science, the development of the technologies to enhance the public welfare, the competitiveness of industrial technologies, the job creation for the S'||'&'||'T personnel, and international cooperation. - Who should be in charge of acquisition and operation of the equipments\ulcorner $\square$ Industry, Government Research Institutes, Academy, ERC and SRC. - When shall we acquire the equipment\ulcorner $\square$ Within 2000, 2002, 2007, 2012, and 2017. - How shall we acquire the equipments\ulcorner $\square$ International Joint Development, Domestic Development, Acquisition from Overseas, - How much will the equipment generate spill-over effects to national competitiveness\ulcorner $\square$ Promotion of basic science, contribution to the economy, supply of S'||'&'||'T personnel, and international cooperation. We suggest the following equipments as prioritized candidates after consulting the officers from MOST, MOE, MIC, MOEN and experts from KBSI and STEPI:(table omitted) where, #1, Korea Advanced Liquid Metal Reactor, #2. 800 MHz Superconduction Fourier-Transform Nuclear Magnetic Resonance Spectrometer, #3. Ion Accelerator, #4. Seismic Test Facility, #5. Transonic Wind Tunnel, #6. Radio Telescope for Very Long Baseline Interferometer, #7. 3000t Universal(or Large Structure) Testing Machine, #8. Compost Facility or Plasma Pyrolysis Facility.