• 방사성폐기물학회지
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• 제20권3호
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• pp.321-338
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• 2022

The transport of radionuclides at oceanic scales can be assessed using a Lagrangian model. In this review an application of such a model to the Atlantic, Indian and Pacific oceans is described. The transport model, which is fed with water currents provided by global ocean circulation models, includes advection by three-dimensional currents, turbulent mixing, radioactive decay and adsorption/release of radionuclides between water and bed sediments. Adsorption/release processes are described by means of a dynamic model based upon kinetic transfer coefficients. A stochastic method is used to solve turbulent mixing, decay and water/sediment interactions. The main results of these oceanic radionuclide transport studies are summarized in this paper. Particularly, the potential leakage of ¹³⁷Cs from dumped nuclear wastes in the north Atlantic region was studied. Furthermore, hypothetical accidents, similar in magnitude to the Fukushima accident, were simulated for nuclear power plants located around the Indian Ocean coastlines. Finally, the transport of radionuclides resulting from the release of stored water, which was used to cool reactors after the Fukushima accident, was analyzed in the Pacific Ocean.

• 한국정밀공학회:학술대회논문집
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• 한국정밀공학회 2003년도 춘계학술대회 논문집
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• pp.472-475
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• 2003

Electric Power Steering (EPS) mechanism has become widely equipped in passenger vehicle due to the environmental consciousness and higher fuel efficiency. This paper describes the development of co-simulation technique and simulation integration technique of EPS control system with dynamic vehicle model. A full vehicle model interacted with EPS control algorithm is concurrently simulated on a single bump road condition. Dynamic responses of vehicle chassis and steering system resulting from road surface impact are evaluated and compared with proving ground experimental data. The comparisons will show reasonable agreement on tie-rod load. rack displacement, handle-wheel torque and tire center acceleration. This developed simulation capability can be used for EPS performance evaluation and calibration as well as for vehicle handling performance integration and synthesis.

• 방사성폐기물학회지
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• 제15권4호
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• pp.343-353
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• 2017

KAERI의 PRIDE 시설에서 공학규모의 전해환원용 원료물질인 $UO_2$ 다공성펠렛 제조를 위해 공정과 장치를 최적화시킨 내용을 다루었다. $UO_2$ 분말과 별도로 attrition 밀링된 대용산화물 분말을 출발분말로, 정밀 칭량을 통해 사용후핵연료 조성을 모사하였다(Simfuel). Simfuel 분말은 각각 tumbling mixer로 혼합하여 균질화 하고, rotary press로 성형하여 furnace를 이용해 소결하였다. $4%\;H_2-Ar$ 분위기에서 $1450^{\circ}C$ 24시간 고온 열처리하여 제조된 소결펠렛은 $6.89g{\cdot}cm^{-3}$의 벌크밀도를 가지며 이는 후속 전해환원 공정의 요구에 부합한다. 소결된 다공성펠렛의 미세구조 관찰을 통해 다공성 기지상과 함께 산화/금속 석출물이 관찰되어 사용후핵연료의 상이 모사됨을 확인하였다. 본 결과는 향후 공학규모 이상의 파이로 연구를 위한 $UO_2$ 다공성펠렛 제조에 중요한 기초자료로 활용 될 것이다.

• 청정기술
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• 제26권2호
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• pp.96-101
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• 2020

이 논문에서는 3세대 바이오매스 중 거대조류, 즉 해조류 바이오매스로부터 유래된 바이오가스를 연료로 사용하여 열, 전력 및 수소를 생산하는 삼중발전의 타당성 평가를 수행하였다. 이를 위해 3 MW급 고체산화물 연료전지와 가스터빈, 그리고 유기 랭킨 사이클로 이루어진 상용 규모의 열, 전력 및 수소 생산공정을 공정모사기를 사용하여 설계, 모사하였고, 공정모사로 부터 얻은 열 및 물질 수지를 통해 각 단위조작 장치의 가격을 추정하고 경제성을 분석하였다. 수소를 생산하기 위해 고체산화물 연료전지의 설계를 수정하였는데, 연료전지 내 애프터-버너를 제거하고 수성-가스 전환 반응기를 추가하였다. 공정모사 결과 설계된 삼중발전 공정은 시간당 3.47톤의 건조 갈조류 원료로부터 생산된 2톤의 바이오가스를 이용하여 2.3 MW의 전력과 50 kg hr^-1의 수소를 37%의 효율로 생산한다. 이 결과를 토대로 가장 현실적인 시나리오에 대해 경제적으로 평가하고 BESP (breakeven electricity selling price)를 계산하였는데, ¢10.45 kWh^-1로 기존의 고정 발전 대비 동등 이상의 수준으로 나타났다.

• 방사성폐기물학회지
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• 제17권1호
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• pp.37-46
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• 2019

사고저항성 핵연료의 일환으로 $UO_2$ 입자가 세라믹 셀 벽으로 둘러싸인 미세구조를 갖는 세라믹 미소셀 $UO_2$ 소결체를 개발 중이다. 이는 핵분열생성물들을 $UO_2$ 펠렛 내에 포집하여 펠렛 외부로의 방출을 저감함으로써 봉내압 상승을 완화하고 응력부식균열 발생률을 낮춘다. 생성량이나 방사능 측면에서 위험한 핵분열생성물 중 하나로 여겨지는 세슘은 세라믹 미소셀소결체 내에서 셀 물질과 화학반응 하여 포집될 수 있다. 따라서, 세슘 포집능은 해당 화학반응의 열역학적, 속도론적 특성에 의해 결정된다. 역으로, 미소셀 소결체의 조성설계 시 해당 반응에 대한 열역학적 예측이 필수적이다. 본 연구는 세라믹 현재 개발 중인 여러 미소셀 조성(Si-Ti-O, Si-Cr-O, Si-Al-O)에 대해 세슘의 포집능을 평가하는 열역학적 계산을 다룬다. 계산에 앞서 먼저 HSC Chemistry를 이용해 세슘과 셀 물질의 물리/화학적 상태를 정의한 후, LWR 정상운전 모사환경에서 계산된 세슘포텐셜(${\Delta}G_{Cs}$)과 산소포텐셜(${\Delta}G_{O_2}$)에 근거하여 세슘포집 반응성을 평가하였다. 계산 결과에 근거하면, 세슘 포집반응은 상기 모든 조성에서 자발적일 것으로 예상되며 이로써 조성설계의 근거를 제시함과 동시에 세슘의 포집능을 평가하는 효과적인 방법을 제공한다.

• 분석과학
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• 제22권5호
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• pp.395-406
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• 2009

사용 후 핵연료시료 중의 요오드를 정량하고 용해과정 중 요오드의 휘발거동을 조사하기 위하여 중성자 방사화 분석(NAA) 및 전자미세탐침분석(EPMA)을 이용하였다. 모의 사용 후 핵연료시료(SIMFUELs)를 준비하여 $HNO_3$(1+1) 용액으로 $90^{\circ}C$에서 8시간 용해하고 용해 후 용해용액 중에 잔류된 요오드, 용해장치에 응축된 요오드 및 휘발하여 흡착체에 포집된 요오드 각각을 정량하였다. 응축된 요오드는 장치내 용해용액을 옮긴 후 $HNO_3$(1+1) 용액으로 재증류하여 회수하였다. 용해 및 재증류 용액중의 요오드는 용매추출과 이온교환 및 침전법으로 분리한 후 방사화학적 중성자 방사화 분석(RNAA)으로 정량하였다. 요오드 분리에 사용한 이온교환분리관 및 여과키트는 폴리에틸렌 관으로 제작하여 중성자 조사를 위한 이송관 내부의 삽입체(Insert)로 이용하였다. 핵연료용해 중 휘발된 요오드는 제조한 흡착체(Ag-Silica gel)를 담은 흡착관에 포집하였다. 흡착체를 구간별로 나누어 균질시료로 만든 다음 비파괴 중성자 방사화 분석(INAA)으로 정량하였다. 흡착된 요오드의 분포를 EPMA 분석으로 조사하였다. 모의 사용 후 핵연료 및 원자력발전소로부터의 실제 사용 후 핵연료 시료로부터 휘발된 요오드의 흡착특성을 비교하였다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제56권8호
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• pp.3307-3314
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• 2024

For traditional spent fuel shielding materials, due to physical and chemical defects and cost constraints, they have been unable to meet the needs. Therefore, this paper carries out the first discussion on the application and performance of bismuth in neutron shielding by establishing Monte Carlo simulation on the neutron flux model of shielded spent fuel. Firstly, functional fillers such as bismuth oxide, lead oxide, boron oxide, gadolinium oxide and tungsten oxide are added to the matrices to compare the shielding rates of aluminum alloy matrix and silicone rubber matrix. The shielding rate of silicone rubber mixture is higher than aluminum alloy mixture, reaching more than 56%. The optimal addition proportion of bismuth oxide and lead oxide is 30%, and the neutron radiation protection efficiency reaches 60%. Then, the mass attenuation coefficients of bismuth oxide, lead oxide, boron oxide, gadolinium oxide and tungsten oxide in silicone rubber matrix are simulated with the change of functional fillers proportion and neutron energy. This simulation result shows that the mixture with functional fillers has good shielding performance for low energy neutrons, but poor shielding effect for high energy neutrons. Finally, in order to further evaluate the possibility of replacing lead oxide with bismuth oxide as shielding material, the half-value layers and various properties of bismuth oxide and lead oxide are compared. The results show that the shielding properties of bismuth oxide and lead oxide are basically the same, and the mechanical properties, heat resistance, radiation resistance and environmental protection of bismuth oxide are better than that of lead oxide. Therefore, in the case of neutron source strengths in the range of 0.01-6 MeV and secondary gamma rays produced below 2.5 MeV, bismuth can replace lead in neutron shielding applications.

• 대한화학회지
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• 제44권6호
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• pp.526-532
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• 2000

사용후핵연료에 미량 함유되어 있는 루테늄 분석법을 개발하기 위하여 양이온교환법을 이용한 분리 조건을 조사하였다. 산분해 장치를 사용하여 9:1 몰비의 혼합산($HCl-HNO_3$)으로 루테늄 시료를 용해시켰다. 염산 용액에서 루테늄의 흡수스펙트럼과 이온교환 거동 조사를 통해 분리에 관련된 루테늄의 화학종을 제시하였다. 미량의 루테늄이 함유되어 있는 우라늄 용액을 양이온교환수지(AG 50W ${\times}$ 8, 100~200 mesh) 분리관(0.7 ${\times}$ 8.0 cm)에 넣고 0.5 M 염산으로 루테늄을 용리시켰다. 모의 사용후핵연료에 확립된 루테늄 분리방법을 적용하고 유도결합 플라스마 원자방출분광분석법으로 분석한 결과 루테늄 회수율은 98.5%이었다.

• 방사성폐기물학회지
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• 제8권2호
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• pp.115-122
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• 2010

본 연구는 $H_2O_2$가 함유된 ($Na_2CO_3-NaHCO_3$) 혼합 탄산염 계에서 사용후핵연료를 산화용해할 시 U과 함께 공용해 되는 Cs, Te, Tc, Mo 등의 핵분열생성물로부터 Cs과 Tc의 선택적 침전 제거 거동을 규명하였다. Cs과 Tc은 각각 장수명 핵종으로 지하에서의 빠른 핵종 이동성과 고방열성 등으로 최종 처분 시 처분 환경을 저해하는 핵종으로 처분 안전성 제고 측면에서 이들의 제거는 중요한 과제 중의 하나이다. Cs과 Re (Tc 대용원소)의 선택적 침전제로는 각각 NaTPB, TPPCl를 선정하였으며, NaTPB에의한 Cs 침전 및 TPPCl에 의한 Re 침전 모두 5분 이내로 매우 빠르게 이루어졌으며, 온도를 $50^{\circ}C$, 교반속도를 1000 rpm 까지 증가시켜도 이들의 침전 속도에는 별 영향이 없었다. NaTPB 침전 및 TPPCl 침전에 있어 가장 중요한 요인은 침전 용액의 pH 이며, 특히 TPPCl에 의한 Re의 선택적 침전의 경우 낮은 pH 에서 Mo가 Re과 공침되므로 pH 9 이상에서 수행하는 것이 효과적이다. 그리고 [NaTPB]/[Cs] 및 [TPPCl]/[Re]의 몰 농도 비 1 이상에서 Cs 및 Re을 각각 99% 이상 선택적으로 침전 제거할 수 있었다.

• 대기
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• 제25권1호
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• pp.85-97
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• 2015

This study is to investigate future changes in carbon cycle using the HadGEM2-Carbon Cycle simulations driven by $CO_2$ emissions. For experiment, global carbon budget is integrated from the two (8.5/2.6) representative concentration pathways (RCPs) for the period of 1860~2100 by Hadley Centre Global Environmental Model, version 2, Carbon Cycle (Had-GEM2-CC). From 1985 to 2005, total cumulative $CO_2$ amount of anthropogenic emission prescribed as 156 GtC. The amount matches to the observed estimates (CDIAC) over the same period (136 GtC). As $CO_2$ emissions into the atmosphere increase, the similar increasing tendency is found in the simulated atmospheric $CO_2$ concentration and temperature. Atmospheric $CO_2$ concentration in the simulation is projected to be 430 ppm for RCP 2.6 at the end of the twenty-first century and as high as 931 ppm for RCP 8.5. Simulated global mean temperature is expected to rise by $1.6^{\circ}C$ and $3.5^{\circ}C$ for RCP 2.6 and 8.5, respectively. Land and ocean carbon uptakes also increase in proportion to the $CO_2$ emissions of RCPs. The fractions of the amount of $CO_2$ stored in atmosphere, land, and ocean are different in RCP 8.5 and 2.6. Further study is needed for reducing the simulation uncertainty based on multiple model simulations.