• Composites Research
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• 제36권6호
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• pp.435-440
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• 2023

본 연구에서는 기존 사용후핵연료(Spent nuclear fuel) 운반/저장 용기에 사용되는 중성자 흡수용 B₄C/Al 복합소재의 열전도도를 개선하기 위해 탄화붕소(B₄C)와 입방정 질화붕소(cBN)를 동시에 강화재로 사용한 알루미늄(Al) 기지 복합소재를 제조하고 평가를 진행하였다. 이를 위해서 교반주조 공정을 통해 복합재 잉곳을 제조하고 이를 압연하여 중성자 흡수용 소재를 성공적으로 제조하였다. 제조된 소재의 평가를 위해 cBN 첨가에 따른 열전도도와 중성자 흡수능 변화를 관찰하였다. 열전도도 측정 결과, B₄C 단일 입자만을 사용한 복합소재 대비 B₄C, cBN을 함께 사용한 복합소재가 동일 체적률 조건 하에서 약 3%의 열전도도 증가가 발생하는 것을 확인하였으며 중성자 흡수 단면적 계산을 통해 중성자 흡수능이 무시할 수 있는 수준으로 저하가 발생하는 것을 확인하였다. 본 연구의 결과를 바탕으로, 중성자 흡수 소재의 새로운 설계 방안을 제시하고 고성능 운반/저장 용기의 개발에 기여할 수 있을 것으로 기대된다.

• 방사성폐기물학회지
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• 제17권2호
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• pp.245-261
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• 2019

원자력이용시설에서 유출된 방사성 오염물질은 지표수나 지하수의 유동에 따라 이동할 수 있다. 이 중에 지표수에 의해 이동하는 오염물질은 비교적 감시가 용이하지만, 지하수를 따라 이동하는 오염물질은 대상 매질에서의 지하수흐름에 대한 정보를 알아야 하므로 감시가 매우 어렵다. 그러므로 지하수에 의한 오염물질의 이동을 규명하기 위해서 지질환경의 특성화가 선행되어야 한다. 본 연구에서는 연구부지에 건설된 가상의 원자력이용시설에 대한 감시공의 위치를 결정하고, 감시공에서의 심도별 감시 구간을 선정하는 방법론을 제안하였다. 감시공의 위치를 결정하기 위해 지하수유동 모델링을 수행하였고, 그 결과 지하수 흐름의 하류 지역에 감시공의 위치를 선정하였으며, 감시공에서 수행한 현장조사 결과를 바탕으로 비교적 지하수의 흐름이 빠른 구간을 대상으로 감시 구간을 선정하였다. 본 연구를 통해 개발된 모니터링 방법론은 국내 원자력 발전소를 포함한 원자력이용시설 뿐만 아니라, 유류비축시설의 오염물질, 농업 관련 지하수 오염의 감시 등 다양한 분야에서 잠재적으로 지하수에 유입될 수 있는 오염물질을 조기 감시하는 데에 활용할 수 있을 것이다.

• 한국압력기기공학회 논문집
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• 제15권1호
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• pp.28-32
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• 2019

In nuclear power plant operation and spent fuel canisters, it is necessary to provide a sound technical basis for the safety and security of long-term operation and storage respectively. Recently, the peening technology is being discussed and the technology will be adopted to ASME Section III, Division 1, Subsection NX (2019 Edition). The peening is prohibited in current edition, but it will be approved in 2019 Edition and adopted. However, Surface stress improvement techniques such as the peening is used to mitigate SCC susceptible in operating nuclear plants. Although the peening will be approved to ASME CODE, there are no performance criteria listed in the 2019 edition. The Korean International Working Group (KIWG) formed a new Task Group named "Advanced Surface Stress Improved Technology". The task group will develop a CODE CASE to address PWSCC(Primary Water Stress Corrosion Cracking) and CISCC(Chloride Induced Stress Corrosion Cracking) for new ASME Section III components. TG-ASSIT was started to make peening performance criteria for ASME Section III (new fabrication) applications. The objective of TG-ASSIT is to gain consensus among the relevant Code groups that requirements/mitigation have been met.

• 방사성폐기물학회지
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• 제17권3호
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• pp.279-298
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• 2019

사용후핵연료의 효율적 관리를 위하여 한국원자력연구원에서 수행 중인 파이로 공정으로부터 발생되는 폐기물 처리기술에 대한 최근 연구동향을 종합적으로 고찰하였다. 파이로 폐기물 처리기술은 처분 대상 폐기물의 감용 및 포장, 저장과 최종 처분에 적합한 고화체 제조를 목표로 하고 있다. 한국원자력연구원에서 수행 중인 파이로 폐기물 처리 기술개발 접근 방향은 공정 흐름으로부터 발생한 폐기물내 주요 핵종들을 분리하고 회수한 물질 등을 재사용함으로서 폐기물 발생량을 최소로 하며 동시에 분리한 핵종을 별도로 고화처리하는 것이다. 폐기물 처리 주요 기술 특성은 먼저 전해환원용 원료물질 제조를 위하여 전처리 고온 열처리 공정을 사용하며, LiCl 과 LiCl-KCl 염으로부터 핵종을 분리하고 회수염의 재사용 및 핵종 함유량을 증대시킨 최종 고화체 제조 기술을 개발하는 것이다. 따라서 실험실 규모 실험 결과를 토대로 최근에는 공정 용량 증대를 위한 자료 확보를 목적으로 공학규모 시험을 수행 중에 있다.

• 자원리싸이클링
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• 제31권5호
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• pp.20-25
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• 2022

본 연구에서는 방사성 폐액내 포함된 방사성 핵종인 세슘-137(Cs-137) 및 스트론튬-90(Sr-90)의 친환경적인 제염을 위해 미세조류의 적용 가능성을 평가하였다. Cs-137 및 Sr-90이 각각 함유된 일원계 표준 방사성 용액과 3차 증류수를 희석하여 1.5 Bq/mL Cs-137, 1.0 Bq/mL Sr-90 농도로 제조한 뒤 실험에 사용하였다. 미세조류는 2종을 사용했으며, Sr-90 제염에는 Chlorella Vulgaris를 사용하였고, Cs-137 제염에는 Hematococcus pluvialis를 사용하여 실험을 수행하였다. 실험 방법은 2주 간 배양된 미세조류를 반투과막이 부착된 병에 투입한 뒤, 미세조류가 투입된 병을 제조된 방사성 용액에 투입하여, 반투과막을 통해 미세조류와 방사성 용액이 48 시간 동안 반응하도록 하였다. 각 시료에 대한 방사능 농도 분석은 γ선 동위원소인 Cs-137은 감마선 핵종 분석기를 사용하였고, β선 동위원소인 Sr-90은 액체섬광계수기(LSC: Liquid Scintillation Count)를 사용하였다. 실험 결과, Cs-137은 약 88.0 %, Sr-90은 약 89.7 % 제염이 가능함을 확인하였으며, Sr-90은 2단 제염 방법에 의해 최종적으로 약 98.6 % 제염이 가능하였다.

• 방사성폐기물학회지
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• 제5권2호
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• pp.155-169
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• 2007

월성 원자력 발전소의 TRF 시설에서 수집된 트리튬을 metal hydride 형태로 보관하고 있는 500 kCi급 트리튬 1차 저장용기를 발전소 밖의 폐기물 저장고로 안전하게 운반하기 위하여 트리튬 운반용기를 개발하였다. B형 운반용기의 기술기준을 적용하여 구조평가, 열평가, 방사선차폐평가, 격납평가 등을 수행하여 운반용기의 안전성을 분석하였다. 트리튬 운반용기는 정상운반조건 및 사고운반조건에서도 격납 경계가 손상되지 않는다고 평가되었다. 붕괴열로 인한 운반용기 내부 저장용기의 온도상승은 수치해석 결과, 원통형 모델에서는 $134.8^{\circ}C$로 나타났다. 운반사고 조건에 대한 열 평가로서 $800^{\circ}C$ 외부환경에 30분간 노출되었을 경우에는 단열재만의 열차폐를 고려하여 계산한 결과, 약 $405^{\circ}C$로 나타났으며, 내부 온도 상승은 1차 격납 경계인 1차 저장용기의 허용 온도인 $550^{\circ}C$에도 미치지 못하였다. 격납 차폐 평가에서도 사고조건인 $800^{\circ}C$의 외부 환경에 노출된 경우에서도 충분히 운반용기의 격납 성능을 유지할 수 있다고 판단되었다. 방사선에 대한 차폐 특성을 조사한 결과, 트리튬에서 발생된 ${\beta}-ray$ 선량은 1차 저장용기 외부 표면에서 0으로 계산되었다. 이상과 같이 500 kCi 급 트리튬 운반용기에 대한 안전성을 평가한 결과, 운반사고조건에서도 트리튬 운반용기는 전혀 이상이 없는 것으로 나타났다.

• 지질공학
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• 제33권2호
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• pp.335-353
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• 2023

본 논문은 고준위방사성폐기물 처분시설 부지선정 과정의 해외사례를 알아보고, 각 나라별 부지선정 과정 각 단계에서 고려되는 항목을 알아보는 데 중점을 두었다. 부지선정 과정은 지역 주민들의 의견이 반영되는 시기와 각 나라별 지질학적 상황에 따라 선별기준이 서로 다르다. 처분 선도국의 경우 부지를 선정하는 방식을 크게 세 가지로 나누어 볼 수 있는데, 첫 번째는 정부 주도의 부지선정 후 주민동의를 통해 부지를 선정하는 방식이고, 두 번째는 기존 조사자료를 바탕으로 배제지역을 제외한 후 지역사회와의 지속적인 소통을 통해 부지를 선정하는 방식이고, 세 번째는 자발적 참여 의사를 밝힌 지역사회를 대상으로 부지선정을 하는 방식이다. 첫 번째 방식에 해당하는 미국의 경우 총 6단계의 부지선정 단계를 통해 네바다주의 Yucca Mountain을 최종 처분부지로 선정하였으나 주지사와 환경단체의 반대로 중단된 상태이다. 두 번째 방식에 해당하는 스웨덴, 스위스, 독일의 경우 총 3단계의 부지선정 단계를 통해 부지를 선정한다. 스웨덴과 스위스는 부지선정을 완료했으며 독일은 현재 3단계 중 1단계의 Step 2를 진행 중이다. 세 번째 방식에 해당하는 영국의 경우 총 6단계의 부지선정 단계를 계획하여 선정 과정을 진행하다가 지역사회의 참여저조로 중단되었으며, 그 이후 지역사회와 협력하기 위한 프로세스를 추진 중이다. 우리나라의 경우에는 2030년부터 원전 내 사용후핵연료 임시 저장시설이 포화 되기 시작하므로 부지선정 추진이 필요하다. 법과 제도를 확정하는 것을 우선으로 하여, 부지선정을 추진하고 이 과정에서 투명한 절차로 과학적 근거에 기반하여 지역사회와의 지속적인 소통을 통해 부지선정을 추진해 나가야 할 것이다.

• 한국기계가공학회지
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• 제13권5호
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• pp.50-56
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• 2014

A technique based on the finite element method (FEM) is used in the simulation of metal cutting process. This offers the advantages of the prediction of the cutting force, the stresses, the temperature, the tool wear, and optimization of the cutting condition, the tool shape and the residual stress of the surface. However, the accuracy and reliability of prediction depend on the flow stress of the workpiece. There are various models which describe the relationship between the flow stress and the strain. The Johnson-Cook model is a well-known material model capable of doing this. Low-alloy steel is developed for a dry storage container for used nuclear fuel. Related to this, a process analysis of the plastic machining capability is necessary. For a plastic processing analysis of machining or forging, there are five parameters that must be input into the Johnson-Cook model in this paper. These are (1) the determination of the strain-hardening modulus and the strain hardening exponent through a room-temperature tensile test, (2) the determination of the thermal softening exponent through a high-temperature tensile test, (3) the determination of the cutting forces through an orthogonal cutting test at various cutting speeds, (4) the determination of the strain-rate hardening modulus comparing the orthogonal cutting test results with FEM results. (5) Finally, to validate the Johnson-Cook material parameters, a comparison of the room-temperature tensile test result with a quasi-static simulation using LS-Dyna is necessary.