질소의 함량을 0.04%~0.15% 까지 변화시킨 316L 스테인레스 강으로 공기 중에서 저주기 피로시험을 수행하였다. 전체변형범위 1%, 변형속도 2$\times$$10^3$/sec, 삼각파로 상온 ~$600^{\circ}C$ 온도범위에서 시험을 수행하였다. 상온에서는 사이클이 진행됨에 따라서 연화가 계속해서 발생하지만 온도가 증가하면 초기에 경화가 발생한다. 피로시험 초기에 경화되는 정도와 saturation 응력은 온도가 증가하면 증가한다. 이러한 경화현상은 동적변형시효에 의해서 발생되는 것으로 판명되었다. 질소를 첨가하면 강도는 증가하지만 경화는 감소되었다. 질소에 의한 경화의 감소는 질소가 동적변형시효를 억제하기 때문이다.

Alloy 690은 응력부식 균열에 대한 저항성이 요구되는 원자력 발전소 증기발생기 전열관 재료에 사용되고 있다$^{(1)}$ . 응력부식 균열에 대한 저항성은 주로 결정입계에 존재하는 크롬탄화물의 기여에 의한 것이 대부분이다. 크롬탄화 석출물의 핵생성을 알아보기 위해서 110$0^{\circ}C$에서 용체화처리를 0, 1, 3, 10분 동안 하여 관찰하였다. 용체화처리한 모든 시편에서 결정입계에 존재하는 석출물의 분포는 쌍정과 교차하면서 갑자기 변화하는 것을 관찰 할 수 있다. 이처럼 석출물이 존재하지 않는 결정입계들은 대부분 낮은 ∑ 값의 CLS으로부터 약간 벗어난 입계가 될 것이다. 결정입계에 존재하는 석출물은 기지와 Cube-Cube orientation relationship을 갖는다. 그리고 단지 하나의 결정입과 반정합을 이룬다. 기지와 반정합을 이루는 석출물은 M$_{23}$ C$_{6}$형태의 크롬 탄화물이고 격자상수는 기지의 격자상수보다 3배 크다.

Alloy 600 및 Alloy 690의 Caustic 분위기에서, 시편의 포텐셜을 재료의 anodic polarization curve의 active-passive transition 영역의 한 값으로 일정하게 유지함으로서 응력부식균열을 쉽게 유발시키는 정전위 시험방법을 사용하여, 두 합금의 부식저항성을 비교하였다. C-ring형태의 Alloy 600 및 690 시편에 응력을 부과하고 30$0^{\circ}C$의 10% NaOH용액에서 7일간 정전위 응력부식시험을 수행하였다. Alloy 600의 경우, 입계를 따르는 100$\mu$m정도 깊이의 균열이 발생하였으나 Alloy 690의 경우는 균열이 유발되지 않았다. Alloy 690의 경우 부식 시험시간이 경과함에 따라 표면부식전류밀도는 주기적인 Passivation 경향을 보이나 Alloy 600의 경우는 점진적으로 표면부식전류밀도가 증가한다. Alloy 690의 강한 응력부식저항성은 이와 같은 주기적인 Passivation에 의한 것으로 판단된다.

원자력 발전소의 증기 발생기 전열관으로 사용되는 합금 600MA는 미세 구조에 관계없이 가성 용액에서 입계 균열이 발생한다. 본 연구에서는 합금 600 2종과 합금 690 2종의 이음매없는 관 및 진공 용해한 합금 690M 2종의 MA 및 TT재에 대한 부식 조건의 변화에 응력 부식 균열 특성을 일정연신율법(CERT) 및 C-ring법으로 평가하였다. 가성 응력 부식 균열 저항성에 미치는 TT처리의 효과는 용액 조건에 관계없이 TT처리를 행하게 되면 응력 부식 균열에 대한 저항성이 증가하는 것으로 나타났으며, 분극 저항성과는 직접적인 관계가 나타나지 않고 다른 미세 조직 등에 의한 영향을 더 크게 받고 있는 것으로 판단된다. 가성 용액에서의 응력 부식 균열 저항성에 미치는 SO$_4$$^{=}$ 이온의 첨가 효과는 TT처리의 유무에 관계없이 응력 부식 균열 저항성을 크게 감소시키고 있다. 한편 합금 690의 가성 응력부식 균열 저항성에 미치는 Mo의 효과는 Mo이 첨가될수록 응력 부식 균열 저항성이 증가하는 것으로 나타났다.

판(leaf)의 너비가 일정하고 두께가 균일하게 감소하는 두께감소 홀다운스프링집합체(Tapered-Thickness Holddown spring Assembly ; TT-HDS)에서 단순 보 이론과 Castigliano의 정리를 이용하여 TT-HDS의 탄성강성도를 해석적으로 구할 수 있도록 종래에 유도되었던 탄성강성도 평가식을 수정하고 확장하였으며 TT-HDS의 기하학적 설계자료를 이용하여 탄성강성도를 평가하였다. 아울러 ANSYS code 의 접촉요소를 이용하여 TT-HDS을 유한요소 모델링하여 탄성강성도를 수치적으로 평가하였다. 평가 결과 전단력 및 축력이 TT-HDS의 탄성강성도에 미치는 영향은 약 0.09∼0.16%정도로서 TT-HDS의 탄성강성도는 주로 굽힘모우멘트에 의해 지배되고 있음이 확인되었다. 또한 접촉요소로 유한요소 모델링하여 평가한 결과는 확장된 평가식으로 평가한 탄성강성도와 매우 잘 일치하고 있음을 발견하였다.

와이어 스프링은 재료 조사시험용 캡슐을 노내에 장·탈착할 때 안내역할을 하고, 조사 시험중 캡슐에 수평방향의 외력이 작용하였을 때 이를 완화해 주는 역할을 하도록 설계되었다. 와이어 스프링의 강성은 특히 내진으로 인한 캡슐의 구조건전성 확보에 중요하므로, 본 연구에서는 스프링 강성에 스프링 와이어의 직경, 길이 그리고 형상이 미치는 영향을 해석하였다. 또한 실험을 통하여 해석 결과와 비교·검토하여 설계 요구사항을 만족하도록 하였다.

고온의 정상상태에서 조사된 후 재조직(restructuring)과 균열(cracking)이 일어난 핵연료 내에서 결정립 외부 공극의 을 결정할 수 있는 퍼콜레이션(Percolation) 모델을 개발하였다. 핵연료 펠렛은 다수의 작은 정육각형 결정립들로 구성된 큰 정육각형으로 모의한다. 핵연료봉은 형상과 열적 특성이 다른 네 개의 영역으로 구분하고 각 경계 위치를 임계온도로부터 계산한다. 공극의 상호연결분율은, 몬테카를로 방법으로써 싸이트(Site)의 채워짐 여부를 점검하고 Hoshen-Kopelman 방법으로써 자유 공간에 연결된 클러스터(Cluster)에 포함된 싸이트들의 수를 계산하여 채워진 싸이트의 총 개수에 대한 연결 싸이트들의 개수의 비로써 구한다. AECL-2230, CBX 핵연료봉 실험의 기체 방출분율 자료에 대하여, FASTGRASS 코드의 상호연결분율 함수를 영역별로 계산한 상호연결분율로 대치하여 계산한 결과와 비교하였다. 균열과 재조직은 핵분열 기체 방출에 상당히 영향을 미치는 것으로 나타났다. 이 모델의 주요 장점은 결정립계에서의 상호연결현상을 단순 상호연결분율보다 좀더 사실적으로 모의하며 결정립의 성장과 균열을 고려할 수 있다는 점이다.

Research on the dry etching of UO$_2$ by using fluorine containing gas plasma is carried out for DUPIC (Direct Use of spent PWR fuel In CANDU) process which is taken into consideration for potential future fuel cycle in Korea. CF$_4$/O$_2$ gas mixture is chosen for the reactant gas and the etching rates of UO$_2$ by the gas plasma are investigated as functions of substrate temperature, plasma gas pressure, CF$_4$/O$_2$ ratio, and plasma power, It is tentatively found that the etching rate can reach 1000 monolayers/min. and the optimum CF$_4$/O$_2$ ratio is around 4:1.

원자력 발전소 증기발생기의 1차측 및 2차측 응력부식균열에 대한 온도감소 효과를 고리 1호기의 현장 데이터를 근간으로 분석하였다. 고리 1호기의 경우 출력을 100%에서 85%로 감소시키므로써, 고온관 온도는 320.5$^{\circ}C$에서 313.5$^{\circ}C$로 7$^{\circ}C$ 감소하였으며, 이와 같은 온도감소 효과로 PWSCC 손상률은 약 40%, ODSCC 손상률은 약 33% 감소하는 것으로 산출되었다. PWSCC의 경우 Weibull 기울기는 b = 5.6 에서 b : 3.8로 감소한 것으로 나타났다. PWSCC의 억제방안으로는 출력감발에 의한 온도감소가 가장 효과적이지만, ODSCC의 경우에는 틈새 분위기의 변환이 큰 역할을 하는 것으로 나타났다.

원자력 발전소 내의 1차계통수에 존재하는 부식생성물과 노심에서 방사화된 여러 핵종들의 종류와 그 양에 대해서 CRUDSIM/MIT모형을 이용해서 분석하였다. 고리 4호기의 차계통수내의 수화학 조건을 이용하여 CRUDSIM/MIT모형에 적용하고 그 결과를 냉각수의 Activity자료와 증기 발생기의 Activity자료와 서로 비교 분석하였고, 노심과 증기발생기의 Crud양과 Activity를 예상하였다. 이 모형의 주요 인자인 $\beta$$_{c}$와 $\beta$$_{a}$ 값을 증기발생기의 Activity측정자료에 의해서 구하였다. 그리고 발전소 운전 중에 증기 발생기와 냉각수의 Activity각 최소화 할 수 있는 최적 조건 범위도 냉각수의 온도, pH, 수소농도등을 변화시켜서 구하였다. 고리4호기에 이 모형을 적용할 때 입력 자료에서, Activation Factor와 Recoil Release 등의 인자와 증기 발생기의 방사선양과 핵연료 표면의 Crud양을 구할 수 있으면 더욱 정확한 결과 값들을 얻을 수 있다.

Fe-Cr-Mn계 스테인리스강을 진공 용해하여 최적 소둔 조건인 1,20$0^{\circ}C$에서 30분동안 소둔 열처리한 후 미세 조직, 기계적 특성 및 부식 특성에 미치는 시효 열처리의 영향에 대하여 실험하였다. 미세 조직 분석은 광학 현미경 관찰, XRD분석, SEM분석, TEM분석 등으로 행하였고, 기계적 시험은 인장 시험, 충격 시험, 경도 시험을 행하였다. 부식 저항성을 평가하기 위해 황산, 염산분위기에서 양극 분극 시험을 행하였다. 시효 열처리에 따른 미세 조직간의 상분율 변화는 거의 없었지만 입계를 중심으로 제2상이 석출되었고, 그 양은 시효 시간이 증가함에 따라 증가하였다. 인장 강도 및 연신율은 낮은 시효 온도에서는 시효 온도와 시효 시간에 따라 큰 차이를 보이지 않았지만 고온으로 갈수록 시효 시간이 증가함에 따라 다소 감소하는 경향이 나타났다. 충격에너지는 1시간 시효시에는 시효 온도에 따라 큰 변화를 보이지 않았지만 10시간, 100시간 시효한 경우 시효 온도가 상승함에 따라 감소하였다. 이러한 경향은 고온에서 시효한 경우 입계성장이 가속화되어 나타난 것으로 판단된다. 시효 시간이 증가함에 따라 부식 환경에 관계없이 부식 저항성이 감소하였다. 85$0^{\circ}C$에서 시효한 경우 가장 우수한 내식성을 보였고, $650^{\circ}C$에서 낮은 내식성을 나타냈는데 이는 이 온도 구간에서 탄화물 등의 제2상의 석출에 의한 것으로 판단된다.

40$0^{\circ}C$ $H_2O$, D$_2$O 및 $O_2$ 분위기에서 Zr-2.5wt% Nb 합금의 부식거동을 비교.분석하였다. Zr-2.5wt% Nb 합금은 열처리에 따른 조직에 따라 각각의 부식매질에 대해 부식거동이 큰 차이를 보이고 있으나, 형성된 oxide는 열처리 및 부식매질에 관계없이 monoclinic ZrO$_2$ 만이 관찰되었다. 급냉조직인 martensitic $\alpha$'-Zr 상과 소둔처리 조직의 준안정상인 $\beta$-Zr 상의 경우. 부식분위기에 매우 민감하여, D$_2$O, H $_2$O, $O_2$ 순으로 큰 부식속도를 보였다. 반면, 안전성들인 $\alpha$-Zr과 $\beta$-Nb 상의 경우, 부식 분위기에 따른 별다른 부식거동 차이를 보이지 않았다. 이들 실험 결과를 바탕으로 월성형 원자로 압력관의 부식특성을 분석하였다.

핵연료 피복관용 신합금으로 개발되고 있는 여러 가지 Zr합금에서 생성되는 석출물의 특성을 규명하기 위하여 EDX가 부착된 TEM을 이용하여 석출물에 관한 연구를 수행하였다. Zrl.4Sn0.2Fe0.1Cr 합금에서는 두 종류의 석출물이 생성되는데 하나는 석출물의 대부분을 차지하는 HCP 구조의 Zr(Cr,Fe)$_2$ 석출물로서 이는 둥근 형태를 유지하며 결정립내나 결정립계에 관계없이 널리 분산되어 분포된다. 다른 하나의 석출물은 극히 일부에서만 관찰되는 Zr$_2$(Fe,Si)성분의 석출물로서 이는 tetragonal 구조를 갖는다. Zr0.5Nb0.6Fe0.3V 합금에서는 tetragonal (Zr,Nb)$_2$(Fe,V)석출물이 형성되며, Nb이 1.0 wt.% 첨가된 Zr1.0Nb0.6Fe0.3V 합금에서는 HCP 구조의 (Zr,Nb)(Fe,V)$_2$ 석출물과 BCC 구조인 $\beta$-Zr이 생성된다. Zr1.0Nb0.6Fe0.3V 합금을 제외하고는 대부분의 합금에서 석출물은 약 1.0 $\mu$m의 크기를 나타냈다. 합금 조성이 다를 경우에 석출물 크기와 35$0^{\circ}C$ 부식 특성과는 연관성이 없는 것으로 나타났다.

핵연료 피복관용 Zr 신합금을 개발하기 위하여 Zr-0.4Nb-xSn, Zr-0.8Sn-xNb의 두 종류 합금 계에서 7종의 합금을 제조하여 Sn과 Nb량 변화가 내식성 및 기계적 성질에 미치는 영향을 평가하였다 Zr-0.4Nb-xSn계 합금에서 Sn량이 0.8wt%이상일 때 내식성은 급격히 저하되는 것으로 나타났는데 이는 Sn이 ZrO$_2$산화막의 상변태를 촉진시키기 때문이다. Zr-0.8Sn-xNb계 합금에서 Nb량이 0.4~0.8wt% 첨가될 때 내식성은 향상되는 결과를 보였다. 기계적 특성 관점에서는 Sn량이 0.8wt%이상 첨가되고 Nb가 0.4wt%이상 첨가될 때 강도는 증가하는 것으로 나타났다. 따라서 내식성과 기계적 특성을 모두 만족시키기 위해서는 Zr-0.8Sn-(0.4~0.8)Nb 계열의 Nb과 Sn이 첨가된 합금을 기반으로 합금설계가 이루어지는 것이 바람직하다. 이러한 합금원소 영향 평가는 핵연료 피복관용 신합금 개발을 위한 자료로 활용될 예정이다.

본 연구에서는 정량적 전기화학 시험법인 DL-EPR test 와 ASTM 에 규정된 screening test 인 oxalic acid etch test 를 통해 질소강화 type 304L stainless steel 의 예민화 저항성을 평가하고, 두 시험법의 결과 사이의 상관관계를 알아보며, 질소함량이 예민화 저항성에 미치는 영향을 고찰하고자 하였다. 실험결과 일정수준에서 질소함량이 증가할수록 예민화가 지연되는 경향을 볼 수 있었고, 이런 현상은 두 시험법의 결과에서 공히 나타났다. 또한 DL-EPR test 와 oxalic acid etch test 간의 상관관계가 비례적으로 나타났으며, 각 oxalic acid etch 조직에 해당하는 DL-EPR test 결과값 (Ir/Ia) 을 얻을 수 있었다.

조사전 및 감시시험시 용접열영향부(heat affected zone, HAZ)의 인성평가를 위해 제작되는 샤피(Charpy) 충격시험편의 노치(notch) 위치에 대하여 현재의 규정에 대한 타당성을 검토하였다. 적용규정은 HAZ 시험편의 노치위치를 용접용융선(fusion line, FL) ＋ 모재측 0.8 mm 로 제한하고 있다. 그러나, 본 연구결과, 이 부위는 다층(multipass) 용접시 후속열이력에 의해 결정립이 미세화되어, 인장강도와 경도 및 충격인성이 모재나 용접부에 비하여 양호하게 나타났다. 한편, FL ＋ 4 mm 이상의 다른 위치에서는 강도와 경도 및 충격인성이 모두 모재와 용접부에 비하여 낮은 값을 보였다. 이는 다층용접에 의한 후속열이력 및 용접후열처리(post weld heat treatment, PWHT)에 의해 금속조직학적 영향을 받은 것으로 판단되었다. 일련의 시험결과로부터, 조 사전 및 감시시험용 샤피충격시험편의 HAZ 에 있어서의 노치위치에 대한 현재의 규정을 재검토할 필요가 있음을 제안하였다.

$^{32}$P는 순수한 $\beta$$^{-}$ 방출핵종(방출에너지 ＝ 1.71 MeV, 반감기 ＝ 14.3일)이며 의료용, 표지화합물 합성용, 유전공학 실험용 등으로 널리 사용되므로 고품질의 $^{32}$P의 수요에 부응하기 위해 감압증류법을 개발하였는 바 그 방법과 결과는 다음과 같다. 연구로 2호에서 중성자 조사된 황 표적을 감압 증류용기내에서 5~10 mmHg의 감압하에 200~30$0^{\circ}C$로 가열하여 황을 증류해 낸 다음 묽은 염산을 역류시켜 넣고 $^{32}$P 를 울궈냈다. 이 용액을 이온교환 수지로 정제하여 약 60 mCi/batch의 정제 $^{32}$P를 얻었다. 이온교환수지에 흡착되는 $^{32}$P의 방사능은 전체의 3% 미만이었고 여기에 흡착되는 불순 핵종은 $^{131}$ Ba, $^{85}$ Sr, $^{59}$ Fe, $^{65}$ Zn, $^{60}$Co이었다. 이 방법으로 얻은 $^{32}$P 최종제품은 핵종순도 >99%, 방사화학적 순도 >98%, 고형성분 함량 <1.2 mg/mL 이어서 그 품질이 우수함을 알 수 있었다.

The 3-stage cascade composed of the multisection-type bithermal $H_2$/$H_2O$-exchange columns was suggested for heavy water separation. In order to study the separation characteristics for the cascade, a matrix equation with 18 simultaneous equations was composed and the concentrations and flow rates were calculated for the all parts of the cascade. Product D-concentration decreases and extraction yield increases with increasing cut in each stage, which is one of the principal parameters of the separation characteristics. The optimization of the 3-stage cascade can be made by case study using the matrix equation.

삼중수소수와 수소간의 수소동위원소 교환반응을 수행하였다. 촉매로는 백금/SDB고분자촉매, 백금/활성탄촉매 및 니켈/SiO$_2$-A1$_2$O$_3$촉매를 사용하였다. 촉매층의 높이 및 수소유속이 촉매반응효율에 미치는 영향을 관찰하였다. 수소동위원소 교환반응에는 고분자촉매가 가장 높은 효율을 갖는 것이 확인되었다.

원자력발전소에서 발생되는 방사성폐기물들은 폐기물형태 및 방사능 농도가 다양하며 영구처분장으로 이송전까지는 발전소내의 임시 저장고에 안전하게 보관, 관리하고 있다. 생성된 폐기물드럼내에는 감마방출핵종을 비롯하여 알파 및 베타방출 핵종들이 균질 또는 비균질하게 존재하고 있으며 방사능의 세기나 폐기물의 특성에 따라 안정화시키거나 압축처리하여 드럼에 담겨져 있기 때문에 일반적인 파괴분석에 의한 화학분석법으로는 작업자의 피폭, 시료의 대표성 선정 및 장시간의 화학처리 시간소요 등으로 핵종분석이 곤란하다. 따라서 본 논문은 일반적으로 감마핵종분석시 흔히 사용하고 있는 고순도게르마늄(HPGe) 검출기를 이용하여 드럼의 감마핵종농도를 분석하는 방법과 장치의 개발에 대해 언급하였으며 알파나 베타핵종과 같이 직접 분석이 곤란한 핵종들은 각 폐기물드럼내에 존재하는 Co-60이나 Cs-137과의 상관관계를 미리 예측한 척도인자 (scaling factor)를 이용하여 간접적으로 구하는 방법을 사용하고 있으나 본 논문에서는 드럼으로부터 감마핵종만을 분석하는 방법에 대해서만 언급하였다. 또한 핵종분석시스템의 최적 운전조건을 도출하기 위해 드럼회전테이블의 속도결정 및 모의드럼을 이용한 방사능측정 등을 통해 핵종 농도 분석시의 오차를 30% 이내로 유지할 수 있었다.

원자력발전소 냉각수 정화장치내의 운전중 핵종누적량을 계산하기 위하여 계산 프로그램을 작성하여 그 적용성을 평가하였다. 발전소내 측정자료를 재구성한 모의자료를 통한 검증 및 실험을 통해 프로그램의 핵종누적량 계산을 검증하였다. 모의 발전소 측정자료를 통한 예측기법의 적용성 평가에서는 제염계수 측정시 마다 제염계수의 변화폭이 클수록 본방법의 정확성이 상대적으로 향상되었다. 실험을 통한 검증에서는 일련의 정화장치를 통과하여 저장조에 수집된 모의냉각수내 핵종농도를 분석하여 정화장치내에 누적된 핵종량을 계산, 그 결과를 본방법에서의 계산값과 비교를 하였다. 본방법의 계산값의 오차가 상대적으로 작았으며 앞서 수행한 부식생성물의 운전상황에 따른 제염효율 변화예측에 있어서도 본방법이 제염효율 변화를 추적할 수 있음을 알 수 있었다.

석탄화력발전소 폐기물인 석탄회로 포집한 세슘의 고온안정성 분석을 위하여 Cs/Al의 몰비를 0.1에서 1.5까지 변화시켜 제조한 시료를 TGA, XRD, SEM등으로 분석하였다. 몰비가 0.75이상에서부터 pollucite 상 이외에 CsAlSiO$_4$상이 나타나기 시작하였으며 몰비가 증가할수록 CsAlSiO$_4$상이 증가하였다. 몰비가 0.5까지 세슘의 휘발로 인한 무게감량은 없었고 0.75부터는 몰비가 증가할수록 무게감량이 증가하였다. 이는 몰비가 증가할수록 세슘 증기압이 큰 CsAlSiO$_4$상이 증가하기 때문인 것으로 사료된다.

영광 원전부지에서 미시규모 기상현상 파악, 대기확산 특성연구, 실시간 수치모델의 검증을 목적으로 국내에서 처음으로 대규모 학술목적의 야외확산실증을 수행하였다. 1996년 5월 29일과 30일 양일간 두차례 추적자방출 및 포집을 실시하였다. SODAR를 이용한 고공기상측정 결과 해륙풍현상을 발견할 수 있었으며, 추적자 농도분포 분석결과 최대 농도값이 나타나는 방향이 거리에 따라 고도별 풍향변화에 영향을 받고 있음을 발견하였다.

원자력 발전소에서 대기중으로 방출된 방사성 물질의 이동 양태는 지형과 기상조건에 의해 크게 좌우되므로, 해안가에 위치해 있는 월성부지의 경우는 빈번히 발생하는 해륙풍 특성을 규명하여 이에 적합한 환경영향평가 및 비상대응체제를 구축해야 한다. 월성부지의 해륙풍 순환구조를 파악하기 위해 봄철 해륙풍 상층기상 특별관측을 월성부지를 중심으로 4개 지점에서 실시하였다. 관측결과를 분석하여 해륙풍이 방사성 물질의 대기확산에 미치는 영향을 분석하고, 해륙풍을 반영할 수 있는 새로운 환경영향평가 방법론을 고찰하였다.

국내 원전의 가동에 비례하여 방사선 피폭 및 방사성폐기물 발생이 계속적으로 증가되어왔다. 이에 상응하여 원전에서 방사선피폭이나 폐기물 발생량을 줄이기위한 노력도 계속되어 실질적으로 크게 감소하였다. 그러나 차세대 원전에서는 방사선피폭이나 폐기물 방출량을 획기적으로 줄일 계획으로 있어 추가 노력이 요구된다. 본 논문에서는 국내 원전의 방사선 피폭 및 방사성폐기물 발생현황과 ALARA 추진실적등을 근거로 KNGR의 방사선피폭 및 폐기물 발생량을 평가하였다

핵주기 공정 및 원전 2차 계통 증기발생기의 화학 세정시 배출되는 액체 폐기물 및 산업 폐수등에 존재하는 구리, 우라늄, 납 및 카드늄 등의 중금속들은 일반환경 및 공중보건상에 심각한 문제를 야기할 수 있다. 본 연구에서는 사과 주스공정에서 나오는 폐 사과 껍질을 이용하여 용액의 pH, 이온강도, 유기, 무기 ligands 존재, 및 화학적 처리등에 따른 페수중 구리의 제거 특성에 대하이 연구하였다.

The lifetime radiation-induced cancer mortality for Korean has been estimated for both single and continuous radiation exposure using the BEIR V method. In case of single exposure, a dominant cancer site for young and old ages was digestive and respiratory cancer, respectively. For Korean population, digestive cancer was the most dominant radiation-induced cancer site. In case of 1 mGy/yr continuous exposure from birth to death, the contribution of total radiation-induced cancer mortality was negligible as within 3% in comparison with total natural cancer mortality.

직접적 또는 실험적인 방법들에 의한 밀도측정계기의 설계는 많은 시간의 소비와 인적, 물적인 비용의 소모가 요구되기 때문에 계산된 속(flux) 분포에 근거한 비실험적인 방법들이 일반적으로 사용된다. 이전에는 2그룹 확산방정식으로 밀도측정계기를 설계해 왔으나 복잡한 기하학적 모사에서의 한계로 인하여 계산시간의 문제로 도외시되었던 몬테카를로(Monte Carlo) 방법이 컴퓨터 기술의 발전으로 유용하게 되었다. 본 연구에서는 3차원 모델링이 가능하고 검증용 프로그램으로 알려져 있으며 몬테카를로방법을 사용하는 MCNP 코드를 이용하여 밀도측정계기의 기하학적 배치를 제시하고자한다.

아스팔트포장에서 아스팔트함량은 도로의 내구성 및 안정도 등의 도로성질을 결정하는데 중요한 역할을 한다. 아스팔트함량을 측정하는 기존의 방법은 검사시간이 많이 걸릴뿐 아니라 오차도 상당히 커서 측정결과에 대한 신뢰도가 떨어진다. 선진국에서는 아스팔트함량을 측정하기 위해 방사성동위원소(Radioisotope, 이하 RI)를 사용한 측정기를 1950년대 초부터 개발, 사용하고 있으나 국내에서는 거의 적용된 예가 없다. 이에 높은 정밀도와 정확도를 가지며 실시간 측정이 가능한 아스팔트함량측정기에 대해 우리나라에서 생산된 골재와 아스팔트를 사용하여 측정성능을 평가하였다.

기술적으로는 다짐장비의 개선으로 성토다짐의 시공속도가 매우 빨라지고 있으나 국내에서 적용하고 있는 현장다짐 밀도 및 수분함량 측정 방법(KS F 2311 KS F 2306)$^{(1)}$ 은 신속한 측정을 어렵게 하고 있다. 본 연구는 외국에서 개발 현재 활발히 적용되고있는 방사성동위원소를 이용한 함수량측정기개발의 시작단계로 기본설계 결정을 목적으로 한다. 함수량 측정 RI계기의 원리를 먼저 살펴본 후 실험실 내에서 자연건조된 성토용 흙으로 다짐을 하여 공시체를 제작한 뒤, 실험실용 함수량측정 RI계기를 공시체위에 놓고 폴리에틸렌과 중성자 검출기의 개수를 변화시켜가며 일정시간동안 측정개수를 측정한 값을 분석한 결과 목표측정 시간을 1분으로 하였을 때 신뢰측정개수인 10,000개이상을 계측하면서도 경제적으로 최소인 중성자검출기의 개수는 2개, 폴리에틸렌의 두께는 7cm로 결정되었다.

하나로를 이용한 재료조사시험용 계장캡슐 개발에 앞서 캡슐 mock-up (96M-01K)을 제작하였으며, 이 캡슐 mock-up의 실제 하나로 조사시험공 장입시를 가정하여 강도 및 열적 건전성 평가를 수행하였다. 평가 결과 하나로 정상출력시 (30MW) 캡슐 mock-up 내 조사시료의 온도는 진공 및 heating system을 사용하여 279~473$^{\circ}C$ 범위로 조절될 수 있었으며, 목표 조사기간 동안 캡슐 mock-up은 강도적으로 허용기준을 충분히 만족함으로써 안전한 것으로 판명되었다. 향후 본 캡슐 mock-up을 이용한 노외 simulation 실험 등을 통하여 기존 캡슐 mock-up의 건전성을 확인한 후 이를 기준으로 하여 표준형 하나로 캡슐을 설계 .제작하고자 한다.

The theory of quantum mechanics states that for any system there are a set of discrete physical states, quantum states, which corresponds a particular energy level of the system. The lowest energy the system can have, corresponding to its ground state, is not necessarily zero, but depends only on the precise microscopic nature of the system under consideration. At the absolute zero of temperature all systems will be in their lowest energy state (zero point energy) and as the system is warmed from OK, the higher energy states become occupied. The probability of occupancy of the excited states relative to that of the ground state is proportional to the absolute temperature. Therefore we can obtain nuclear dipole and quadrupole moment very accurately at ultra low temperature (<15mk) by NMR and from the destruction of anisotropy. The former is called LTNO/NMR and the latter is called LTNO (Low Temperature Nuclear Orientation). In this paper we discuss and introduce only an experimental apparatus with results of cooling power test, a helium dilution refrigerator, which can reache 8mK, and an actual technique for the experiment, a theory and results will be presented in another papers.

필라멘트 직류 가열 방식에 의한 DC 플라즈마, Capacitive RF 플라즈마, 그리고 DC＋RF 혼성 플라즈마를 발생시켜서, 삼중탐침과 단일탐침으로 측정비교하여 다음과 같은 결과를 얻었다. 또한 두 개의 온도분포가 존재할 때 단일 탐침과 삼중탐침을 비교하여 삼중탐침이 energetic electron 포집함을 알 수 있었다.

본 논문의 목적은 현재 국내에서 개념설계중인 KALIMER(Korea Advanced LIquid MEtal Reactor) 원자로구조물에 대한 면진성능과 내진여유도를 평가하여 이들 성능을 향상시킬 수 있는 주요 설계변경 부위를 검토하는 것이다. 이를 위하여 ANSYS 범용 유한요소해석코드를 이용하여 원자로구조물에 대한 3차원 유한요소해석모델을 작성하고 이로부터 집중질량 스프링으로 이루어진 지진해석모델을 개발하여 지진해석을 수행하였다. KALIMER 원자로 구조물에 대한 내진평가결과 내진능력(Seismic Capability)은 0.35g로 나타났으며 이는 Reactor Vessel Liner, Separation Plate그리고 Support Barrel의 연결부위의 수직 강성을 증가시키는 설계변경을 통하여 크게 향상될 수 있는 것으로 나타났다.

본 논문에서는 칼리머 액체금속로의 노내 상부구조 하단부에 발생하는 열 스트라이핑을 해석할 수 있는 단순방법을 제안하였고 또한 인코넬 718 강으로 만든 라이너를 적용하여 노내 상부구조하부에 발생하는 열 스트라이핑 문제를 해소하거나 줄이기 위한 방안을 제시하였다. 해석의 결과 현재 예비설계된 칼리머 노내 상부구조 하단부는 스트라이핑 하중으로부터 건전함을 예측할 수 있었다.

원전 배관계통에 LBB를 적용하면 배관파단으로 인한 동적영향(dynamic effect)을 고려하지 않아도 되므로 각종 구조물의 설계가 단순해지고, 배관파단에 대비해 설치하였던 각종 지지구조물들을 제거할 수 있으므로 설계비용 절감 등 경제적 이점을 얻을 수 있다. 본 논문의 목적은 차세대원전 안전주입 및 정지냉각계통 배관에 대해 설계초기단계에서 LBB적용 여부를 판단할 수 있는 배관평가선도를 개발하는 것이다. 이를 위해 먼저 배관재료의 응력-변형률곡선을 사용하여 감지가능한 균열길이를 산출하였으며, 3차원 유한요소해석과 배관재료의 파괴저항곡선을 이용한 균열안정성평가를 수행하여 배관평가선도를 개발하였다. 본 연구에서 개발한 배관평가선도를 배관설계초기단계에 사용하면 LBB적용여부로 인한 설계변경과정이 불필요하므로 전체공기를 단축할 수 있으며, 특정한 배관계통이 아닌 일반 배관계통에 적용할 수 있으므로 LBB해석회수를 상당히 줄일 수 있다.

본 연구에서는 영광 3,4호기 원자로의 Core Support Barrel 거동을 중성자 잡음해석을 이용하여 분석하였다. 분석 방법은 원자로 노외계측기에서 취득한 교류 성분의 중성자 잡음 신호를 주파수분석하므로서 얻어진 PSD, Phase, Coherence 등을 이용하였다. 영광 3,4호기의 1 주기 동안의 신호를 분석결과, CSB의 Beam Mode 주파수는 영광 3호기의 경우 BOL, MOL, EOL에서 각각 7.75∼8.5Hz, 7.75Hz, 7.25∼7.75Hz로 나타났고, 영광 4호기 BOL에서 8.5∼8.75Hz 임이 도출되었다. 본연구 결과는 한국형 원전의 원자로 내부구조물의 진동 특성을 파악하고 운전중 CSB건전성 진단을 위한 기초 자료로 활용할 수 있다.

발전소 정상운전 및 정지기간 중 2차측 급수를 통하여 증기발생기 안으로 불순물이 유입되며, 운전중에 과열도가 높은 중기발생기 세관과 튜브쉬트등의 틈새에는 불순물의 농축도가 심해지며 이로인해 전열관이 부식손상을 입는다. 잠복불순물은 출력감발 및 정지기간 중에 증기발생기 급수의 냉각에 따라 불순물의 용해도차로 인해 재방출된다. 본 연구에선 89년부터 94년사이에 행하여진 원전 현장의 잠복불순물 방출시험자료를 이용하여 데이터베이스를 작성하였으며, 이중의 일부를 입력자료로 사용하여 Framona 전산코드작업을 수행한 결과 틈새의 pH 변화를 년도별로 비교할 수 있었다. 비교결과 년도가 지날 수록 증기발생기의 틈새에서의 pH는 낮아짐을 볼 수 있었으며 현장의 년도별 증기발생기 세관 관막 음수 증가 경향과 잘 일치하였다.

원자력 발전소 2차측 배관에서 가장 심각한 문제로 대두되고 있는 침식부식 현상을 예측/감시하는 시스템을 개발하여 특정 원전 2차 계통의 전 부분을 망라하여 실제 평가를 수행하였으며, 이를 현장에서 초음파검사로 측정한 결과와 비교하였다. 본 시스템으로 평가한 침식부식률을 실제 측정으로 산출한 침식부식률과 비교해 본 결과, 오차 100% 이내에 포함되는 부위가 92%에 달하는 것으로 확인되었다. 본 시스템은 침식부식 이론 및 관련 변수들로부터 단상 및 2상유체 배관의 침식부식률과 ASME 코드 및 BS 코드의 허용기준에 따른 잔여수명을 예측할 수 있으며, 침식부식으로 인한 배관의 두께가 최소허용치 이하로 떨어질 경우에는 국부 배관감육평가를 수행 할 수 있는 시스템의 형태로 개발하였다.

국내에서는 원전의 가동년수가 증가함에 따라 수명관리를 통한 연장운전에 대한 타당성 검토연구가 기술적, 경제적 측면 및 규제 측면에서 수행되고 있다. 기술적 측면의 검토는 발전소의 안전 및 수명을 결정하는 주요기기들을 선정하여 설계수명은 물론 연장운전에 대한 안전운전의 가능여부에 촛점을 맞추고 있다. 본 고에서는 수명관리를 통한 연장운전에 대한 기술적 타당성 검토 측면에서 주요기기의 하나로 선정된 제어봉 구동장치에 대한 손상기구를 도출하였고, 이에 대한 수명평가법의 제시와 함께 적절한 가정조건을 고려한 평가결과를 제시하였다.

본 연구는 우리나라 원자력 발전소들 사이의 운전 경험에 대한 정보가 원자력 발전소의 운전성과에 미치는 효과를 실증적으로. 분석하는 것을 목적으로 하였다. 본 연구의 실증 분석 결과, 동질적 기술을 가지고 있는 발전소들 사이의 운전 정보의 공유가 대체적으로 더 활발한 것으로 분석되었으며 동일 부지에 있는 발전소들의 운전 경험이 운전 성과 향상에 미치는 효과가 큼을 알 수 있다. 이러한 실증분석 결과는 예상과 일치하는 것으로 기존의 다양한 원자력 발전 기술의 도입이 발전소의 운전 성과 측면에서는 비효율적이었음을 지적하는 것이다.

우리나라는 미래의 노형전략 차원에서 한국형액체금속로인 KALIMER의 개발을 추진 중에 있어 이에 대한 자본비를 추정하였다. 자본비의 비용구성 항목은 EEDB 분류기준을 참고하였으며, 특히 원자로 및 핵증기 공급계통, T/G 건물, 원자로 설비, 열수송장치 둥과 같은 주요 비용에 대해서는 KALIMER의 설계치를 반영하여 평가하였다. KALIMER는 Block 당 333MWe로 구성되며, 3개의 Blocks으로 구성되는 1000MWe를 전용량 규모로 고려하고 있다. 그리하여 여기에서는 FC1B(First Commercial Plant with 1 Block), FC3B(First Commercial Plant with 3 Blocks), NOAK1B(Nth-Of-A-Kind Plant with 1 Block), NOAK3B (Nth-Of-A-Kind Plant with 3 Blocks) 등과 같은 4개의 대안을 설정하였다. 분석결과에 의하면 NOAK3B 대안의 평준화자본비는 30.46 mills/kWh로 학습효과와 규모의 경제효과 등에 의해 FC1B, FC3B, NOAK1B 대안에 비해 각각 42%, 11%, 23% 정도 더 경제적인 것으로 분석되었다. 또한 이들 대안의 평준화자본비는 기존의 1144MWe, 587MWe급의 PWR에 비해서 11%, 39% 정도 저렴하여 경쟁력을 가지고 있는 것으로 평가되었다.

원자력통제기술센터(TCNC; Technology Center for Nuclear Control)는 과학기술처의 원자력 전용 품목/기술 수출입 통제에 대한 기술 지원을 수행하고 있다. 핵비확산 노력과 원자력 통제 능력을 향상시키기 위해서는 관련 정보를 효율적으로 관리할 필요가 있다. 본 논문에서는 원자력 수출입 통제 정보 관리 체제 구축 방안과 향후 발전 방향에 대하여 분석하였다. 현재 보유하고 있는 정보량과 증가 예상량, 그리고 사용자 수 등을 고려하여 전산 체제의 기본 틀을 윈텔(Wintel)로 정하였다. 빠른 시간 내에 발전 가능성이 있는 소프트웨어를 개발하기 위하여 Microsoft사의 Office Professional을 사용하고 있으며 Office Professional에 포함된 Access를 Client/Server Database 개발 도구로 사용하고 있다.

본 논문은 CANDU형 원자력 발전소의 수조 속에 저장된 사용후핵연료 다발에 대한 IAEA 보장조치(Safeguards) 방법(Method K)을 종합적으로 분석하여 국가사찰을 보다 효율적으로 준비하고자 한다. 현재 IAEA는 수중카메라(Underwater TV Camera)를 수조 속에 넣고 카메라 모니터에 나타난 사용후핵연료 끝단의 영상을 직접 확인하면서 Tray Stack에 담겨 있는 수직축(Z-축) 방향 사용후핵연료 다발 수량을 확인하고 있다. 그러나 한정된 사찰기간 내에 보장조치 목적(Safeguards Goal)을 달성하기 위해 IAEA가 적용하고 있는 수중 카메라 보조장치(Guiding Tool)는 몇 가지 문제점을 갖고 있는 것으로 분석되었다. 따라서 이와 같은 문제점을 해결하면서 보다 효율적으로 사찰활동을 지원할 수 있는 보조장치를 개발하는 것이 IAEA와 국가사찰을 위해 필요하다. 이를 위해 한정된 사찰기간 내에 최소의 인력으로 효과적인 사찰활동을 지원할 수 있는 보조장치를 새로이 설계하였다. 그리고 새로이 설계된 수중카메라 보조장치를 IAEA 및 국가사찰에 적용했을 경우 얻을 수 있는 기대 효과 등을 논의하였다.

상용 원자력발전 기술의 자립목표를 성공적으로 달성하고, 2010년대 세계 3위의 원전기술 보유국으로 부상하려고 노력하고 있는 우리나라가 미래의 기술개발 목표를 성공적으로 달성하기 위해서는 원자력 선진국들의 기술개발 동향에 주의를 기울여야 한다. 본 연구는 선진국의 원자력 미래기술에 대한 기술예측 결과를 우리의 예측경험과 비교하여 우리의 기술개발 목표의 효율적인 달성을 지원하고자한다. 이러한 비교에 있어 필요한 평가대상인 미래기술의 도출, 평가요소의 설정, 그리고 평가척도의 단일화 단계에서 우선 국가별로 다르게 도출되어 있는 원자력관련 미래기술을 비교에 용이하도록 그 속성을 이용하여 비교 가능한 형태로 가공하였다.

국내의 낙후된 방사선 및 방사성동위원소 이용 분야에 대한 진흥을 위하여 방사선 및 방사성동위원소 이용진흥종합계획 수립과 실천이 필요하다는 인식 하에 이의 기초자료 확보를 위하여 본 설문조사를 실시하였다. 설문조사 결과 현재 방사선 및 방사성동위원소 이용 관련 국내 하부구조는 매우 취약하며, 이의 개선을 위한 정부의 역할이 상당히 중요한 것으로 나타났다. 응답결과의 분석에서는 전문인력 확보의 어려움 해결, 규제관련 제도의 개선 특히 방사선방호법 및 표준시설기준의 마련 등이 절실한 것으로 나타났다.

DUPIC 공정은 재처리공정과는 달리 공정의 전ㆍ후를 통하여 사용후핵연료의 양이 변하지 않기 때문에 시설이 원활히 운전되기 위해서는 사용후핵연료가 결손 또는 전용되지 않았음을 증명할 수 있어야 한다. 따라서, 핵투명성(nuclear transparency)을 보장할 수 있는 DUPIC 핵연료 보장조치용 비파괴측정 장치의 개발이 요구되었으며 $^3$He tube, 폴리에칠렌(CH$_2$)감속재, 텅스텐 차폐체 그리고 PSR(portable shift register) 등으로 구성된 측정 시스템을 제작하였다. 본 장치를 사용하여 사용후핵연료에서 검출되는 중성자중에서, $^{244}$ Cm의 자발핵분열중성자 수를 분석할 수 있으며 이를 이용하여 사용후핵연료를 계량관리 할 수 있다. 현재 측정시스템에 대한 성능시험등을 수행하고 있는 중이며 향후 DUPIC 연구용 고준위방사성물질취급시설(hot-cell)에 설치할 예정이다.

본 연구는 차세대원자로 기술개발의 일환으로 수행되고 있는 차세대원자로 안전규제기술개발 사업의 추진현황을 요건체계 구축 및 주요 구성요소 관점에서 논의하였다. 설정된 차세대원자로 안전규제요건 체계중 안전목표/원칙, 일반안전요건 등의 요건항목들이 가지고 있는 안전성 증진과 관련된 특징적인 요소들을 분석하였다.