• 한국에너지공학회:학술대회논문집
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• 한국에너지공학회 1997년도 추계학술발표회 논문집
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• pp.32-37
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• 1997

안전조치 측면에서 관심의 대상이 되어온 중수형 원전의 건식저장고 및 사용후 핵연료 이송 검증을 위한 안전조치 접근방법이 국가 계량관리 검사의 이행을 위하여 개발되었다. 이는 IAEA 사찰장비를 활용하지 못하는 우리나라의 현실을 반영하여 자체 개발된 비파괴검증장비가 이용되며, IAEA 안전조치 기준을 만족시킬 것으로 기대된다. 건식저장고에 대한 국가 계량관리 검사기준은 자체 개발된 비파괴검증장비와 봉인에 의존하는 기준이 제안되었으며, 검증활동은 시설운영자의 부담경감을 위하여 IAEA 사찰이 실시되는 기간동안 동시에 실시되도록 되어 있다. Transfer campaign 검증을 위하여 3명의 국가 계량관리 검사관이 검증활동에 참여하게 되며, 이를 통하여 이송작업의 연속성 유지 및 시설운영자의 부담경감 등이 달성됨과 함께 사참량의 감소가 기대된다. 본 논문은 국가 계량관리 검사의 시작과 함께 현실적인 어려움을 극복하면서, IAEA의 안전조치 기준을 만족하는 안전조치 접근방법을 제시하고 있으며, 안전조치 목적을 보다 적합하게 달성할 것으로 기대된다.

• 방사성폐기물학회지
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• 제15권2호
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• pp.135-149
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• 2017

사용후핵연료 건식저장의 실증연구는 건식저장 시스템의 안전성과 사용후핵연료의 저장 건전성 평가를 위한 확증적인 데이터 생산을 위하여 수행되어 왔다. 사용후핵연료의 건식저장을 가장 먼저 시작하였고 핵연료 건전성에 대한 법적 요건이 엄격하게 제시되어 있는 미국에서는 건식저장의 개시, 인허가 갱신을 위하여 주목할만한 몇몇 실증연구 프로그램을 운영한 바 있다. 건식저장 초기 단계에 건식저장 시스템 성능 검증 목적으로 실증연구가 수행된 바 있으며 저연소도 사용후핵연료의 건식저장 인허가 갱신을 위하여 건식저장 특성평가 프로젝트를 진행한 바 있다. 현재는 고연소도 사용후핵연료 인허가 연장을 위한 실증연구가 진행 중이며 이 연구는 향후 최소 10년이상 진행될 것으로 예상된다. 건식저장을 본격적으로 시작하지 않은 우리나라에서는 미국에서 진행해온 이러한 건식저장 실증연구가 훌륭한 타산지석이 될 것으로 생각되며 이에 본 논문에서는 미국의 건식저장 실증연구 프로그램의 과거와 현재를 분석하고 우리나라에서 진행할 필요가 있다고 사료되는 실증연구에 대한 제언을 담았다.

• 방사성폐기물학회지
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• 제15권4호
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• pp.391-402
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• 2017

한국원자력환경공단에서는 국내 경수로 원전에서 발생된 사용후핵연료를 건식으로 저장할 수 있는 콘크리트 용기를 개발하였다. 본 저장용기는 사용후핵연료가 건식환경에서 장기간 저장되는 동안 용기 및 사용후핵연료의 건전성이 유지되며, 방사선량률이 저장시설의 설계기준을 초과하지 않도록 설계되어야 한다. 특히, 저장시설은 정상 및 사고조건에서 적절한 방사선 방호를 위한 차폐설계가 이루어져야 한다. 이를 위해 본 연구에서는 미국 10CFR72 및 10CFR20의 기술기준과 NRC의 표준 심사지침 NUREG-1536에서 제시한 평가방법에 따라 건식저장조건하에서 단일 콘크리트용기 및 $2{\times}10$ 용기배열조건의 선량율을 평가하였다. 평가결과, 일반인에 대한 연간선량 한도인 0.25 mSv를 만족하는 통제구역 경계까지의 거리는 약 230 m로 도출되었다. 콘크리트 저장용기의 설계사고는 $2{\times}10$ 배열의 저장시설에서 한 개의 저장용기가 이송 중 전도사고가 발생하여 용기의 바닥면이 통제구역 경계로 향하는 상황으로 가정하였다. 전도된 저장용기의 바닥면으로 부터 100 m 및 230 m 지점에서 각각 12.81 mSv 및 1.28 mSv로 평가되었다. 본 연구를 통해 건식저장조건에서 콘크리트 저장용기 및 저장시설은 적절하게 평가된 통제구역경계까지의 거리가 확보된다면 방사선적 안전성이 유지됨을 확인할 수 있었다. 본 평가결과만으로 건식환경의 저장용기(시설) 설계에 직접 적용하기는 어렵겠으나, 향후 '국가 고준위폐기물 관리 전략'에 근거한 원전내 저장시설 또는 중간저장 시설의 설계 및 운영에 유용한 자료가 될 것으로 사료된다.

• 원예과학기술지
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• 제17권6호
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• pp.762-764
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• 1999

전처리 후 저장방법, 저장온 습도, 저장기간 등 저장조건에 따른 절화품질과 수명을 비교함으로써 절화장미의 관상가치를 향상시키고자 본 실험을 수행하였다. 건식-저온처리의 경우 상자 내부의 온도가 저장고의 온도조건과 같은 $3^{\circ}C$를 유지하는데 12시간이 소요되었으며 습도는 20시간 경과 후 99%를 유지하였다. 꽃목굽음은 aluminum sulfate 혼합액 전처리에서 지연되었으며, 저장온도에서는 저온이, 저장방법에서는 습식이 적게 발생하는 것으로 나타났다. 흡수량은 저장시간이 길어질수록 상온($25^{\circ}C$)저장 보다는 저온($3^{\circ}C$)저장에서 높게 나타났다. 화경은 저장기간이 길어짐에 따라 처리별로 작아지는 경향을 보였으며 건식 저장보다 습식 저장에서 화경이 큰 것으로 나타났다. 절화수명은 aluminum sulfate 혼합액 전처리에서 저장기간에 관계없이 연장되었다. 습식저장은 건식보다 절화수명이 연장되었고 저장시간이 길어질수록 그 효과는 뚜렷하였으며, 저온저장($3^{\circ}C$)이 상온($25^{\circ}C$)에 비해 절화수명이 연장되었다.

• 한국방사성폐기물학회:학술대회논문집
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• 한국방사성폐기물학회 2009년도 학술논문요약집
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• pp.177-177
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• 2009

사용후 핵연료의 건식처리 시 핵연료 다발을 절단하여 voloxidation 즉 휘발산화처리를 하면 고온에 의해 분리가 가능한 핵분열생성물의 분리와 우라늄의 산화에 의한 부피팽창으로 핵연료가 쪼개져서 입도가 작아지고 또한 핵연료가 피복재에서 쉽게 박리되게 된다. 그 결과 폐기물 처리 시에 발열핵종으로 폐기물의 저준위화시에 분리가 요망되는 Cs-137이 분리되는 장점이 있어 습식 재처리에 있어서도 바람직하다. 건식처리에 있어서는 voloxidation 으로 처리된 피복재에는 금속 지르코늄에 불순물로 함유된 우라늄의 의한 방사화 생성물과 피복재 표변에 부착/침투한 방사화 생성물이 방사능을 갖게 된다. 이러한 부착된 TRU 잔류물은 통상 1% 미만으로 알파핵종의 방사능이 원자로에서 배출시에는 고준위 기준치의 약 100배 수준이었다가 30년 냉각후에는 약 1/10 수준으로 저준위화 된다. 지르코늄 금속중에 불순물로 함유된 우라늄의 방사화로 생기는 방사능은 고준위 기준치의 10% 를 넘지 않아서 피복재의 저준위화시에 고려할 필요가 없다. 발생열은 방출시에 고준위 기준치의 약 30 배 수준에서 5년 냉각후에는 기준치 미만이 되며 30년후에는 1/8000 정도로 저준위화 된다. 사용후 핵연료를 습시처리시에 발생하는 고준위 폐기물 중 약 1/4 가 피복재 (hull) 임을 고려하면 피복재의 저준위화는 사용후 연료의 건식처리에 있어서도 필수적인 과정이다. 특히 미국의 고준위 폐기물 처분장 Yucca Mt.의 포기와 우리의 고준위 폐기불 처분장이 공론화되는 싯점에서 저준위화는 매우 필요한 기술이다. 피복재는 방사성 물질의 침투두께가 0.01mm 미만이 대부분으로 저준위화에는 표면제염에 의한 저준위화가 주로 연구되어왔다. 표면제염에 의한 저준화는 이온 빔, laser에 의한 방법, dry ice 분사에 의한 방법이 시도되었다. 염소기체를 이용하여 지르코늄의 산화막을 제거하고자 하였으나 이 산화막이 안정적이어서 표변의 연마, 아크릴 칼의 사용, 표면을 눌러서 처리하는 등 전처리하여서 염소기체 반응에 의한 표면제거 실험이 가장 효과적임이 실험적 결과이었다. 이러한 전처리로 방사능을 1/100 수준으로 낮춘다고 하더라도 지르코늄 금속중에 불순물로 함유된 우라늄의 방사화에 의해 중저준위 폐기물의 범주에서 벗어나지 않으므로 재활용에는 제한이 있다. 또한 전처리(표면제염)하여 분리되는 고준위는 다른 고준위 염폐기물과 함께 처리하여 발열 핵종을 제거하면 중저준위화가 가능하다. 저준위화 된 hull폐기물에는 지르코늄 금속에 불순물로서 함유되어있는 우라늄에 의한 방사능을 갖는데 이들의 제거나 분리는 지르코늄 합금 피복재 원료물질에 불순물로 함유하는 우라늄의 함량을 낮추는 것과 유사한 문제이다. 현재까지 지르코늄합금 피복재에 우라늄이 불순물로 함유된 것을 사용함으로 원자로내에서 방사화되어서 방사능을 갖게 되는 것은 피할 수가 없다. 따라서 저준위화 처리된 피복재는 장기 보관으로 방사능을 감쇠시켜서 재활용하도록 한다. 처리 방법으로는 초고압 압축저장, 시멘트 고화, 합성암석에 의한 고화법 등으로 장기간 보관 후에 금속으로서 재활용한다.

• 방사성폐기물학회지
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• 제11권1호
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• pp.31-39
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• 2013

핵연료는 원자로 운전 중 예기치 못한 상황에서 연료 결함을 초래할 수 있다. 핵연료 결함은 연료봉의 수소화나 이물질에 의한 금속 마모, 그리고 펠렛과 피복관의 상호작용에 의해 피복관이 손상된다. 이렇게 손상된 핵연료의 결함원인을 규명하는 것은 원자력발전의 안전운전에 중요하다고 사료된다. 핵연료가 손상되면 원자로 냉각재가 오염되어 원자로 출력을 낮추거나, 발전소를 정지할 수도 있다. 모든 사용후연료는 건식저장고로 이동 보관되어야 하나, 결함연료는 이동할 수 없으므로 이 연구의 목적은 중수로형 원자로에서 연료가 인출된 후 사용후연료 저장조에서 보관된 연료에 대하여 결함 여부를 판단할 수 있는 기술을 개발하고자 하였다. 이 연구를 통하여 핵종 누설 검출 기술을 이용한 사용후연료 검사기술을 개발하였으며, 이 기술을 월성발전소에 적용함으로써, 검사기술 및 검사시스템에 대한 성능을 입증하였다.

• 한국방사성폐기물학회:학술대회논문집
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• 한국방사성폐기물학회 2005년도 추계 학술대회 논문집
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• pp.237-246
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• 2005

고연소도 PWR 사용후연료 건식저장용기의 전복사고조건에 대한 해석 검증을 위한 1/3 축소모델의 시험을 실시하였다. 전복해석은 전각각도에 따른 위치에너지와 동일한 운동에너지를 가지는 초기각속도를 이용하여 결정된 각 점에서의 속도를 충돌직전 모델에 대한 초기경계값으로 입력하여 해석하였다. 전복각도 $50^{\circ}$에 대한 l/3 시험모델 전복시험를 실시하였다. 전복시험에 따른 캐니스터의 구조적 건전성을 확인하기 위하여 육안검사 및 비파괴검사를 실시하였다 시험에서 취득한 변형률과 가속도를 해석결과와 비교하여 해석에 대한 검증을 실시하였다. 전복충격에 의하여 저장용기의 뚜껑에 변형이 발생되었지만 캐니스터의 구조적 건전성의 손상은 없었다. 전복해석은 보수적인 결과를 보여줌을 알 수 있었다.

• 한국방사성폐기물학회:학술대회논문집
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• 한국방사성폐기물학회 2004년도 학술논문집
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• pp.351-351
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• 2004

원자력연구소에서는 PWR 사용후핵연료를 건식 개질함으로써 관리 부피를 줄이고 안전상에 문제를 일으키는 고방사성 핵종인 세슘과 스트론튬 등을 선택적으로 제거하여 방사능 및 냉각부하를 줄일 수 있는 사용후핵연료 차세대관리 공정개발에 대한 연구를 수행하고 있다. 이는 세라믹 형태의 PWR 핵연료를 금속으로 전환시켜 관리하는 방법으로 금속전환체는 PWR 사용후핵연료와 비교하여 체적, 방사능 및 발열량을 약 1/4로 줄일 수 있는 이점이 있다.(중략)

• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 1996년도 춘계학술발표회논문집(4)
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• pp.488-493
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• 1996

보장조치 대상 원자력 시선에 대한 사찰 목적은 평화적 목적으로 사용되기 위한 시설 및 핵물질이 핵무기 생산 등의 비평화적 목적으로 전용되지 않았음을 확인하는 것이다. 이를 위하여 국제원자력기구에서는 보장조치 기준(IAEA Safeguards Criteria : 1991 - 1995)에 따라 적절한 검증 수단을 사용하여 핵물질의 형태 및 양, 시설의 운전기록 등에 대하여 보고된 내용과 실제 상황과의 일치성을 확인하고, 미신고된 핵활동이 없음을 확인하고 있다. 보장조치 측면에서 보면, 중수형원자로(CANDU)는 핵연료의 크기가 작고 운전중에 핵연료를 교체하는 방식(On Load Reactors)을 채택하고 있기 때문에 시설 내에서의 핵물질 이동이 매우 빈번하며, 사용후핵연료의 양 역시 경수형원자로에 비해 매우 많다. 따라서 중수형원자로에 대한 보장조치 사찰은 경수형원자로에 비해 사찰일수(최대허용사찰량 : 중수형원자로 45 인-일/년, 경수형원자로 15 인-일/년)가 훨씬 많고 보장조치 관련 장비 또한 매우 다양하다. 현재 운전 중인 월성 1호기에 이어 건설 중인 월성 2, 3, 4호기의 운전이 시작되면 중수형원자로에 대한 국제원자력기구 및 국가사찰 양이 급격히 늘어날 전망이다. 또한 월성 1호기의 경우 사용후핵연료 저장조의 용량 초과로 인한 건식저장고(Dry Canister)로의 이송이 1992년도부터 매년 실시되고 있으며, 이 기간 중에 이송 대상 핵연료의 검증 및 운반 중 전용을 방지하기 위한 추가적인 사찰이 수행됨으로써 많은 인력과 시간이 투입되고 있다. 또한 국제원자력기구에서 추진하고 있는 보장조치 강화 방안의 일환으로 현재 건설 중인 월성 2, 3, 4호기에 대해서는 월성 1호기에는 적용되지 않은 추가적인 보장조치 관련 장비의 설치가 고려되고 있다. 이에 따라 우리나라에서는 중수형원자로에 대한 국제 원자력기구의 사찰 기준 및 사찰 내용을 분석, 중수형원자로 보장조치 사찰에 대한 개선점을 도출하고, 후속기에 대해서 보다 효율적이고 효과적인 보장조치 방안을 적용토록 하여야 할 것이다.

• 한국자원식물학회:학술대회논문집
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• 한국자원식물학회 2019년도 춘계학술대회
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• pp.91-91
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• 2019

전북 완주군 농가에서 2017년 12월에 재배한 '시베리아'와 '메두사' 품종을 1시간 이내에 국립원예특작과학원 실험실로 이동하였다. 알약(SmartFreshTM, AgroFresh Inc., USA)형태의 1-MCP를 1.875g/3.55m3 기준으로 정량하여 Activator Kit(SmartFreshTM, AgroFresh Inc., USA)에 넣어 마개를 닫고 몇 번 흔들어주어 녹인 후 1.5 ppm이 되도록 처리하였으며 3시간 훈증 후 30분 환기하였다. 훈증처리 후 절화 백합은 유공 필름 슬리브를 이용하여 포장한 후 골판지상자에 넣어 모의 수출환경에서 수송방식은 건식(건조처리)상태로 $4^{\circ}C$ 저장고에 암상태로 저장하면서 무처리를 대조로 에틸렌 노출 조건 조성을 위하여 후레쉬라이프(탑프레쉬) 5g 봉지를 상자내부 5개, 상자외부 저장고 내에 10개로 총 15개의 에틸렌 발생제 처리를 하였다. 백합 절화 신선도 유지기간 연장을 위한 선도유지제 전처리 효과는 1.5 ppm 1-MCP 3시간 훈증처리에 의해 잎의 황화현상을 지연시키는 효과가 있었다. 전체적으로 판정한 절화수명은 '시베리아'는 무처리 9.0일, 1-MCP 훈증 9.0일, 에틸렌 발생제 8.3일, 1-MCP 훈증+에틸렌 발생제 9.5일이었으며 '메두사'는 무처리 6.5일, 1-MCP 훈증 7.5일, 에틸렌 발생제 5.7일, 1-MCP 훈증+에틸렌 발생제 8.5일로 나타났다. 에틸렌에 노출은 꽃의 빠른 노화를 야기하여 절화수명을 단축 시켰으며 이상개화를 보이는 꽃도 있어 상품성이 크게 떨어졌다. 1-MCP에 의해 잎의 황화 억제에 효과적이었으며 저장 중 에틸렌 발생제를 동시에 처리하였을 때 품질유지 효과가 더 크게 나타났으며 '메두사' 품종에서는 만개시 화색도 더 진하게 나타났다. 따라서, 저온저장이나 선적시 에틸렌 발생이 많은 품목과 혼합하게 될 것이 예상될 경우에 품질유지를 위해 1-MCP 훈증처리를 하면 효과적일 것으로 사료된다.