• 시스템엔지니어링학술지
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• 제17권1호
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• pp.11-20
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• 2021

Decontamination of systems, structures and components (SSC) during the decommissioning of a Nuclear Power Plant (NPP) can be for a variety of reasons. The main reasons for decontamination are: to reduce the contamination of SSC to a reasonably low level, to reduce the potential for the spread of contaminants into the environment and to reduce the cost of disposal due to the reduced level of contamination in a particular SSC. The decontamination technique can be aggressive or non-aggressive depending on the intent after the decontamination process. Aggressive decontamination technique is used when the intent is not to reuse the SSC while a non-aggressive decontamination technique is used with the intent of SSC reuse. For different SSCs there are different decontamination techniques that can be used, each having its own advantages and drawbacks. Metal components such as pipes in the nuclear power plant account for a large amount of nuclear wastes generated. Some of these wastes can be reused if the contaminant level is reduced to an acceptable level. Laser ablation is a non-aggressive decontamination technique that can be used to reduce the contamination in pipes to an acceptable level with no secondary waste generated during the process. The operation and control of a laser ablation device must be precise to achieve a high decontamination factor. This precision can be achieved by a well-designed motion control system. For this purpose, a motion control system was developed consisting of two parts: the first part being the precise control of the laser ablation device inside the pipe and the second part is the control of the laser ablation device outside the pipe. This paper describes the Systems Engineering approach for the development process of a motion control system for the Laser decontamination system.

• 방사성폐기물학회지
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• 제10권1호
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• pp.45-53
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• 2012

사용후 핵연료내 우라늄 및 초우란원소를 회수하는 파이로프로세싱 공정에서 배출되는 금속염화물계 방사성 폐기물은 높은 휘발특성과 붕규산계 유리와의 낮은 상용성으로 인해 고화처리가 쉽지 않은 폐기물이다. 이를 위해, 본 연구에서는 고화처리의 한 방법으로 탈염화 반응을 통한 고화체제조 개념을 채택하였다. 솔젤법을 이용하여 탈염화물질, $SiO_2-Al_2O_3-P_2O_5$ (SAP)을 합성하였으며 이를 이용하여 탈염화 반응거동 반응생성물의 고형화 특성을 조사하였다. LiCl계 폐기물과 달리, LiCl-KCl폐기물의 반응은 두 개의 온도범위에서 반응이 진행되며, $400^{\circ}C$의 경우에는 LiCl이, 약 $700^{\circ}C$에서는 KCl이 주로 반응하는 것으로 확인되었다. 여러 가지 반응실험을 통하여 LiCl-KCl의 탈염화 반응에 가장 적합한 물질은 SAP 1071 (Si/Al/P=1/0.75/1 in molar)인 것으로 확인되었다. 4가지 종류의 고형화 실험을 통하여 고화체의 bulk shape과 densification은 SAP/Salt의 비에 영향 받는 것을 확인하였다. 제조된 고형화 시료는 Product Consistency Test-A법을 이용하여 기본적인 내구성을 평가하였다. 본 연구는 $SiO_2$, $Al_2O_3$, $P_2O_5$로 이루어진 탈염화 물질을 이용하여 반응특성과 고형화 특성에 대한 기본적인 정보를 제공하였으며, 이와 같은 실험을 통하여, 본 연구에서 제안된 탈염화 고화처리방법이 휘발특성이 높고 기존 유리매질과 상용성이 낮은 금속염화물계 폐기물에 적용이 가능함을 확인하였다.

• 한국식품위생안전성학회지
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• 제36권3호
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• pp.248-256
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• 2021

건조 수산가공식품의 안전성 확보를 위해 2020년 경기도 내 유통 중인 건조 수산가공식품 12품목 120건을 수거하여 방사능(¹³¹I, ¹³⁴Cs, ¹³⁷Cs) 및 중금속(납, 카드뮴, 비소, 수은) 함량을 분석하였다. 모든 시료에서 자연 방사성 핵종 중 하나인 ⁴⁰K만 검출되었으며, 인공 방사성 물질인 ¹³¹I, ¹³⁴Cs, ¹³⁷Cs는 최소검출가능농도(MDA) 이하의 값을 나타내었다. 중금속의 평균 함량[평균±표준편차(최소값-최대값)]은 생물로 환산하였을 때 납 0.066±0.065(N.D.-0.332) mg/kg, 카드뮴 0.200±0.406(N.D.-2.941) mg/kg, 비소 3.630±3.170(0.371-15.007) mg/kg, 수은 0.009±0.011(0.0005-0.0621) mg/kg 이었으며, 수산물에서 중금속 기준이 있는 제품의 경우 모두 기준 규격 이내로 나타났다. 국내산 제품과 수입산 제품의 중금속 함량은, 조개의 카드뮴과 새우의 수은 함량에서만 유의적인 차이를 나타내었다(P<0.05). 본 연구 결과, 유통 중인 건조 수산가공식품에서 방사능 및 중금속은 안전한 수준인 것으로 판단되나, 식품 중 특히 수산물에서 방사능 오염에 대한 국민의 우려가 크기 때문에 국민들의 불안감 해소를 위해 방사능 검사는 지속적으로 필요할 것으로 생각된다. 또 향후 건조 수산가공식품 중에서도 건조된 형태로 직접 섭취 가능한 제품의 중금속 관리 기준 설정을 위한 기초 자료로 활용할 수 있을 것이다.

• 방사성폐기물학회지
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• 제8권4호
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• pp.347-353
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• 2010

사용후핵연료를 파이로 건식처리하면 사용후핵연료 자체 내에 존재하는 세슘, 스트론튬, 초우라늄 계열 등이 중간저장 되어 영구처분 방사선원항에서 제외되므로 사용후핵연료집합체를 구성하는 구조재, 즉 금속폐기물의 방사선원항이 중요해지게 된다. 따라서 본 연구에서는 $17{\times}17$ KOFA 사용후핵연료 10 톤이 파이로 건식처리 되었을 경우를 가정하여 각 구조재 부품별로 방사선원항 특성을 분석하였다. 우선 구조재 부품별로 질량 및 부피를 상세히 계산하였다. 핵연료 상단 및 하단 고정체에서의 중성자스펙트럼이 노심과 다르므로 각 구조재 부품별로 핵반응단면적라이브러리를 KENO-VI/ORIGEN-S 모듈로 직접 생산하였으며, 이를 적용하여 ORIGEN-S 코드로 방사화 방사선원항을 평가하였다. 평가결과 원자로 방출후 10 년 시점에서의 방사능세기, 붕괴열, 위해지수 값은 각각 $1.40{\times}10^{15}$ Bequerels, 236 Watts, $4.34{\times}10^9m^3$-water 로 나타났으며, 이는 사용후핵연료 자체 값의 0.7 %, 1.1 %, 0.1 %에 해당하는 값이다. 방사능세기, 붕괴열, 위해지수 모든 측면에서는 금속폐기물 전체물량의 1 %만을 차지하는 인코넬 718 그리드판이 가장 중요한 것으로 평가되었으며, 특히 이를 따로 분리하여 관리하면 금속폐기물 전체 방사능세기를 20~45 % 정도, 위해지수를 30~45 % 정도 감소시킬 수 있는 것으로 나타났다. 전체적으로 볼 때, 금속폐기물의 방사능세기 및 위해지수는 처분시스템 설계 시 중요한 인자로 고려되어야 하나, 붕괴열은 그 열량이 작아 중요하지 않은 것으로 나타났다.

• 자원환경지질
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• 제56권6호
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• pp.847-870
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• 2023

고준위 방사성폐기물을 심지층에 안전하게 처분하기 위해서는 방사성 핵종의 장기적 지구화학 거동에 대한 정확한 예측이 요구된다. 이와 관련하여 본 연구에서는 국내 심부 지하수를 대표하는 다섯가지 지화학 환경 조건에서 지화학 모델링을 수행하여 일부 방사성 핵종의 지화학 거동을 예측하였다. 다섯가지 국내 심부 지하수의 지화학 환경은 다음과 같다: 고 TDS 염지하수(G1), 산성 pH의 CO₂가 풍부한 지하수(G2), 고 pH 알칼리성 지하수(G3), 황산염이 풍부한 지하수(G4), 묽은(담수) 지하수(G5). 3~12의 pH 범위와 ±0.2V의 산화-환원전위(Eh) 조건에서 일부 방사성 핵종(우라늄, 플루토늄, 팔라듐)의 국내 심부 지하수 내에서의 용해도와 화학종(존재형태)을 예측하였다. 모델링 결과, 용존 상태의 우라늄은 주로 U(IV)로서 중성~알칼리성의 넓은 pH 환경에서 높은 용해도를 보였으며, Eh가 -0.2V인 환원 환경에서도 알칼리 pH 조건에서 높은 용해도를 보였다. 이러한 높은 용해도는 주로 Ca-U-CO₃ 착물의 형성에 의한 것으로 예측되는데, 이 착물의 활동도(activity)는 국내 심부 지하수 중 주요 단층대를 따라 산출되는 G2와 화강암반에 위치하는 G3에서 높다. 한편, 플루토늄(Pu)의 용해도는 pH에 따라 달라지며, 특히 중성~알칼리성 조건에서 가장 낮은 용해도가 나타난다. 주요 화학종은 Pu(IV)와 Pu(III)이며, 이들은 주로 흡착을 통해 제거될 것으로 추정된다. 그러나 콜로이드에 의한 이동을 고려하면, 이온강도가 낮은 심부 지하수인 G3와 G5 유형에서 콜로이드 형성 및 이동 촉진에 따라 이동성이 증가할 것으로 예상된다. 팔라듐(Pd)은 환원 환경에서는 황화물 침전 반응으로 인해 낮은 용해도를 나타내며, 산화 환경에서는 주로 금속(수)산화물에의 흡착을 통해 Pd(OH)₃^-, PdCl₃(OH)₂^-, PdCl₄^2- 및 Pd(CO₃)₂^2-와 같은 음이온 착물이 제거될 것으로 판단된다. 본 연구는 한국의 심부 지하수 환경에서 방사성 핵종의 운명과 이동에 대한 이해를 높이고, 고준위 방사성 폐기물의 안전한 처분을 위한 전략 개발에 기여할 것으로 기대된다.

• Journal of Radiation Protection and Research
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• 제15권2호
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• pp.27-39
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• 1990

원자력산업의 시설증대로 우라늄 오염의 가능성이 증가되고 있음에도 불구하고 종사자 및 국민에 대한 안전대책 및 의료적 처치에 관한 연구가 매우 미흡한 실정에 있어 이에 대한 응급처치방안을 수립코자 우라늄을 투여한 후 제염제를 투여하여 관찰하였던 바 다음과 같은 결론을 얻었다. 1. 우라늄오염에 의한 체중변화에 미치는 제염제의 영향에 있어서 sodium bicarbonate와 생리적 식염수를 병행투여한 군과 우라늄을 투여하고 30분이 지나서 dithiothreitol을 투여한 군에서는 우라늄단독투여군에 비해 체중이 현저하게 증가하였다.(P<0.05). 2. 모든 실험군은 우라늄오염에 의한 음수량과 배뇨량의 변화를 유의성 있게 호전시켰으며(P<0.05), 특히 sodium bicarbonate와 생리적 식염수를 병행투여한 군과 우라늄을 투여하고 30분이 지나서 dithiothreitol의 투여한 군이 가장 높은 증가경향을 나타냈다(p<0.05). 3. 우라늄오염에 의한 BUN농도 변화에 미치는 제염제의 효과는 sodium bicarbonate와 생리적 식염수를 병행투여한 군과 우라늄을 투여하고 30분이 지나서 dithiothreitol를 투여한 군이 공히 우라늄단독투여군보다 BUN 농도가 매우 감소되었다(P<0.01). 4. 우라늄을 투여하고 30분이 지나서 dithiothreitol를 투여한 군은 우라늄오염에 의한 serum creatinine의 농도증가를 유의하게 감소시켰으나 (P<0.01), sodium bicarbonate와 생리적 식염수를 병행투여한 군은 다소 감소하는 경향으로 나타났다. 5. 우라늄오염에 의한 urine creatinine농도 변화에 미치는 제염제의 효과에 있어서 sodium bicarbonate와 생리적 식염수를 병행투여한 군과 우라늄을 투여하고 30분이 지나서 dithiothreitol를 투여한 군에서는 우라늄단독투여군에 비해 cretinine의 배설이 상당히 증가하였다(P<0.05). 6. 우라늄오염에 의한 신장의 소견에 있어 우라늄단독투여군은 근위곡세뇨관상피의 공포화 및 종창, microvilli와 brush border의 손실, 세뇨관 상피의 괴사가 관찰되었으며, 간장의 충혈, 중심성 괴사 및 모세관 확장증도 관찰되었다. 그리고 sodium bicarbonate와 생리적 식염수를 병행투여한 군과 우라늄을 투여하고 30분이 지나서 dithiothreitol를 투여한 군에서는 우라늄 단독투여군에 비해 높은 방호효과가 관찰되었으나 다른 실험군에서는 큰 효과가 없는 것으로 나타났다. 결론적으로 우라늄의 체내오염시에는 sodium bicarbonate와 생리적 식염수를 가능한 빨리 병행투여하거나 dithiothreitol을 체내오염후 30분이 지나서 투여하는 방법이 우라늄오염에 대한 제염에 매우 유효할 것으로 생각되며, 특히 우라늄에 의한 인체장해를 유의하게 경감시켜줄 것으로 사료되었다.

• 공업화학
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• 제21권1호
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• pp.52-57
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• 2010

중금속 이온이나 방사성 양이온을 처리하는 공정으로서 화학약품에 의한 침전법이나 일반 이온교환법을 가장 보편적으로 활용하고 있으나, 이 공정들은 약품의 과다 투여, 유효 금속의 폐기, 고형 폐기물에 의한 2차적인 토양 오염 유발 등과 같은 문제점을 가지고 있다. 이에 따라 최근 들어 선진국을 중심으로 전해환원 전착반응과 이온교환 반응을 결합시킨 전기화학적 이온교환법을 대체 신기술로 개발하고자 많은 관심과 연구가 집중되고 있다. 본 연구에서는 전기화학적 이온교환체 중의 하나인 nickel hexacyanoferrate (NiHCNFe)의 최적 제조조건을 규명하기 위해, 기지금속인 니켈판 표면에 화학적 방법과 전기화학적 방법으로 NiHCNFe 막을 생성하였으며, NiHCNFe의 구조 형태와 조성을 각각 SEM과 EDS 분석을 통하여 조사하였다. 또한 NiHCNFe 막이 생성된 니켈판을 운전전극으로 설치한 단일 평행평판 이온교환 전극반응기에서 산화-환원 전위를 연속적으로 순환시켜 순환전위곡선을 측정하고 피크 전류의 변화 거동을 조사하였다. 본 연구의 실험 결과에 의하면, 화학적으로 제조한 NiHCNFe가 전기화학적으로 제조한 경우보다 우수함을 알 수 있었고, 특히 118 h 화학반응시킨 NiHCNFe 이온교환체의 조밀도, 밀착성, 내구력이 가장 우수하게 나타났다.

• 방사성폐기물학회지
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• 제12권3호
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• pp.199-209
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• 2014

가압경수로의 일차계통 제염을 위해 개발된 HYBRID 제염제의 재료부식 특성을 틈부식 시험방법을 사용하여 수행하였다. 기존 제염제의 부식특성과 비교하기 위하여 상용 제염제인 OA, CITROX 제염제의 부식특성도 함께 평가하였다. 시험재료는 가압경수로의 일차계통의 주 재료인 Alloy 600과 304 SS을 대상으로 시험하였다. 틈부식 시험은 가혹조건의 부식시험으로써 내식성이 강한 원전 구조재료의 건전성을 짧은 시간에 잘 확인할 수 있었다. 시험결과 OA와 CITROX 제염제에서는 crevice 시편 표면에 pitting과 IGA가 나타났으나 HYBRID 제염제에서는 국부부식이 전혀 발생되지 않았다. 무게감소 측정결과 HYBRID 제염조건에서는 $1.3{\times}10^{-3}{\mu}m/h$ 이하의 매우 낮은 부식속도를 나타내었다. 반면에, OA 제염제의 경우 Alloy 600은 $4.0{\times}10^{-2}{\mu}m/h$ 로 비교적 균일한 부식율을 나타내었으나, 304 SS의 경우 pH = 2.0 이하에서 급격한 가속부식을 나타내었다. HYBRID 제염제의 경우 일반부식에서뿐만 아니라 crevice 부식조건에서도 거의 부식이 일어나지 않아 PWR 계통제염 시 산화막 용해 후 제염제가 계통재료에 노출되어도 재료의 건전성이 입증되었다.

• 분석과학
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• 제14권4호
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• pp.291-299
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• 2001

사용후핵연료내 핵분열생성물중 Sm 동위원소 정량을 위한 분리 및 정제에 관한 연구를 수행하였다. 일차적으로 핵분열생성물 대신 여러 비방사성 금속이온(Cs, Ba, Gd, Eu, Sm 및 Nd)들로 구성된 모의용액을 시료로 사용하였다. Sm은 AG $1{\times}8$ 음이온교환수지관에서 1 M $HNO_3$/90% MeOH 용액으로 세척 후 0.5 M $HNO_3$/80% MeOH 용액으로 용리하였다. 용출액에 함유되어 있는 미량의 Ba을 제거하기 위하여 0.2 M alpha-hydroxyisobutyric acid 용액(pH 4.5-4.6)으로 전처리한 AG $50W{\times}8$ 양이온교환수지관에서 정제하였으며, 순수한 Sm을 90% 이상 분리, 회수할 수 있었다. 실제 PWR 사용후핵연료에 함유되어 있는 Sm의 분리 및 정제에 적용하여 용출액을 질량분석한 결과 Gd, Eu, Pm, Nd 및 BaO에 의한 동중원소 영향이 나타나지 않았다. $^{154}Sm$ 스파이크를 이용한 동위원소희석 질량분석법으로 사용후핵연료 중의 Sm 및 각각의 성분 동위원소($^{147}Sm$, $^{148}Sm$, $^{149}Sm$, $^{150}Sm$, $^{151}Sm$, $^{152}Sm$ and $^{154}Sm$)들을 정량하였다.

• 방사성폐기물학회지
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• 제11권1호
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• pp.23-29
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• 2013

경제적이고 우수한 핵확산저항성을 갖는 파이로공정의 핵심 단위공정인 전해제련 공정에서 U와 TRU를 동시에 회수하기 위해 환원전극으로써 LCC가 사용된다. 한가지 원소만을 회수하는 금속음극과는 달리 LCC는 전기화학적으로 U와 TRU의 선택적 분리가 어려워 핵확산저항성을 높이는 기술의 핵심이라고 할 수 있다. LCC를 담아놓는 LCC 도가니는 U나 TRU로만 전착되어야하기 때문에 도가니는 전기적으로 절연되어야 한다. LCC와의 안정성과 회수된 TRU 및 용융염과의 화학적 안전성은 물론 공정 중 전착될 수 있는 금속 Li과의 반응성도 고려되어야하므로 LCC 도가니의 소재 특성은 매우 중요하다. 본 연구에서는 $Al_2O_3$, MgO, $Y_2O_3$, BeO 네 가지 대체 세라믹 소재의 화학적 안정성을 $500^{\circ}C$에서 모의 LCC로 열역학적 및 실험적으로 평가하였다. 세라믹 기판 위의 LCC 접촉각은 화학적 반응성을 예측하기 위해 시간에 따라 측정하였다. $Al_2O_3$는 가장 낮은 화학적 안정성 갖고 BeO는 재료 내에 존재하는 기공은 접촉각감소에 영향을 주었다. MgO, $Y_2O_3$는 우수한 화학적 안정성을 나타내었다.