• Nuclear Engineering and Technology
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• 제11권3호
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• pp.203-212
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• 1979

Magnox 핵연료 재처리에서 발생되는 모의고준위 방사성폐액의 열분해와 이 폐액의 유리화를 위한 첨가제가 함유된 HARVEST 공급스러리 (SN과 SG)의 열분에 관하여 연구되었다. 폐액과 스러리는 500-55$0^{\circ}C$ 범위에서 거의 완전히 가소 처리된다. 90$0^{\circ}C$ 이하에서 스러리로부터 얻어지는 고화물들은 유사한 색체를 띄지만, 이 이상에서 대단히 짙은 색으로 변한다. 스러리는 90$0^{\circ}C$에서 유리화하기 시작하여 1000-105$0^{\circ}C$에서 완전히 유리화 된다. 한편, SN 스러리내에 불순물로 존재하는 황화물은 75$0^{\circ}C$ 이상에서 황색반점을 분리시키는 영향이 있다. 650-$700^{\circ}C$ 이하에서 얻어지는 고화물의 밀도는 대단히 낮고 700-80$0^{\circ}C$에서는 밀도가 2g/㎤로 급증됨으로서 650-$700^{\circ}C$에서 용융되기 시작하는 것같다. 50$0^{\circ}C$까지 온도가 상승함에 따라 고화물의 강도가 감소하고, 그 이상에서는 고화물의 소질현상으로 인하여 강도가 증가하게 된다. 50$0^{\circ}C$ 이하의 SN 고곡물은 SG 고화물에 비하여 강도가 훨씬 크고, 불순물로 존재하는 황화물은 silica의 반응도를높여 준다는 것을 암시하고 있다.

• 한국건축시공학회:학술대회논문집
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• 한국건축시공학회 2022년도 가을 학술논문 발표대회
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• pp.167-168
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• 2022

Recently, starting with the permanent suspension of Gori 1 in Korea, the importance of the disposal of concrete structures in nuclear power plants has emerged, and environmental and safety are required to be proved accordingly. Safe radioactive waste disposal technology that immobilizes harmful radioactive elements, which are by-products of nuclear power, inside a solid matrix and recycling measures are needed to secure an efficient waste disposal space. This study was conducted to confirm whether recycled cement generated in the process of radioactive concrete treatment can be used as a solidifying material for radioactive waste treatment. In order to simulate the concrete exposed to radiation, aqueous solutions of Di-water, CsCl 1M, and CoCl₂ 1M were used as blending water at W/B 0.5. Tricalcium phosphate and Prussian blue were substituted with 5 wt.% based on the weight of recycled cement as a binder to improve solidification performance, and their hydration characteristic was analyzed.

• Korean Chemical Engineering Research
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• 제43권1호
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• pp.125-128
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• 2005

폴리스티렌의 열분해반응에서 분해반응속도 및 생성되는 오일 중에 함유된 스틸렌모노머와 부산물로 얻어지는 에틸벤젠, 알파메틸스티렌, 다이머, 트라이머 등은 반응온도 및 반응시간 등의 여러 가지 변수들에 의해 영향을 받았으며, 특히 반응시간에 따라 반응성 및 스티렌의 수율은 많은 차이를 보였다. 이 결과는 열분해 반응과정에서 생성되는 유기성 잔류물과 고화탄소의 영향 때문에 기인하였다. 연속열분해시간의 진행과 함께 생성되는 오일의 수율이 저하되었으며 오일에 함유되어 있는 스티렌의 선택도는 감소하였으며 부산물인 알파메틸스티렌, 에틸벤젠, 벤젠, 톨루엔 등의 부산물의 생성은 증가하였다. 본 연구결과로부터 새로운 연속반응을 위한 열분해반응기를 사용하였다.

• 폴리머
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• 제29권2호
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• pp.146-150
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• 2005

본 연구는 수십 마이크로미터 크기의 임의의 3차원 형상제작을 위한 이광자 광중합에 의한 나노 입체 리소그래피(nano-stereolithography) 공정개발에 관한 것이다. 본 연구에서 제안한 공정은 3차원 CAD 파일을 이용하여 형상의 윤곽선을 고화시켜서 연속적으로 적층하여 구조물을 제작하는 공정으로 기존의 리소그래피 공정과 달리 복잡한 형상제작이 가능하다. 형상제작은 펨토초 레이저를 이용하여 이광자 흡수 색소가 첨가된 아크릴레이트 계열의 단량체에 이광자 중합반응으로 제작하였으며 선 폭 정밀도는 150 nm수준이었다. 이광자 광중합법으로 윤곽선을 고화시켜 쉘(shell) 형태로 3차원 형상을 제작할 때에는 기계적 강성이 약하여 고화 후에 용매로 중합반응이 일어나지 않는 부분을 제거할 때 변형이 쉽게 발생하게 된다. 본 연구에서는 이러한 문제점을 해결하고자 윤곽 쉘 두께를 증가시켜 윤곽선을 중첩으로 제작하는 이중 윤곽선 스캐닝 방법(double contour scanning)을 시도하였으며 이를 통하여 제작된 형상의 강도가 향상됨을 확인할 수 있었다.

• 대한환경공학회지
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• 제35권8호
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• pp.598-606
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• 2013

본 연구에서는 실제 매립장에 매립되어 있는 슬러지 고화물을 대상으로 생광물화 미생물 종분석을 위한 기초 연구를 수행 하였고, 또한 분석된 미생물을 배양하여 일반적으로 알려진 생광물화균과의 대조 실험을 통해 토착 미생물의 carbonate 생성능을 기기분석을 통해 비교 평가하였다. 시료내 미생물 종분석을 16S rDNA 시퀀스 분석을 통해 수행해본 결과, 다양한 미생물종이 관찰되었으며, 특히 생광물화 기작에 관여한다고 알려진 호기성 토양 미생물의 한종인 Bacillus megaterium과 금속을 환원시켜 미네랄염 상태로 전환시키는 Alkaliphilus metalliredigens의 근연종을 확인 하였다. 복토재에서 분리 배양한 균주를 이용하여 실험을 수행한 결과, 생광물화 균주가 주입된 실험군에서 미생물이 주입되지 않은 대조군보다 이산화탄소의 감소량이 더 컸다. 이와 연계하여 반응후 열중량분석기(TG-DTA)를 이용하여 탄산염(carbonate minerals)을 정량한 결과, 미생물이 주입된 실험군에서 대조군에 비해 약 30% 정도 더 생성된 것을 확인 하였다. 이러한 실험 결과로 비춰 볼 때 열중량분석법(TG-DTA)은 이산화탄소의 생물학적 전환에 의해 생성된 탄산염물의 정략적 분석에 적합할 것으로 판단된다. 이를 종합해 보면 복토재로 현장 매립된 슬러지 고화물은 매립장에서 표면 발산되는 이산화탄소의 자연적인 탄산염 전환 매체로서 적용이 가능할 것으로 판단된다.

• 자원환경지질
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• 제54권2호
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• pp.285-297
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• 2021

전세계적으로 해체 대상 원자력 시설이 증가하고 있으며, 이러한 원자력 시설을 해체하게 되면 수십만 톤의 콘크리트, 토양, 금속 등의 폐기물이 발생한다. 따라서 고상 방사성 폐기물 감용 및 재활용 기술에 대한 기존 연구를 면밀히 검토할 필요가 있다. 폐콘크리트 미분말은 소성 및 분쇄와 같은 추가적인 공정을 통하여 재수화 반응이 일어나며, 시멘트 수화 반응 및 고화체 압축강도에 영향을 미치는 주요 화합물인 aluminate (C3A), C4AF, C3S, ��-C2S가 생성된다. 기존 연구를 통하여 폐콘크리트 미분말을 재생 시멘트로 재활용할 수 있음을 확인하였으나, 골재의 혼입으로 인한 고화체의 강도 저하와 같은 문제점에 대한 해결방안은 현재까지 연구되지 않았다. 이러한 문제점을 보완하기 위하여 산업부산물인 고로슬래그, 비산회를 성분 조정재로 혼합하여 재생 시멘트의 성능을 증진시키는 연구가 수행되었으며, 고화체의 압축강도가 증진되는 것을 확인하였다. 그러나, 폐토양을 재활용한 비소성 시멘트의 제조에 대한 연구는 많이 수행되지 않았다. 폐토양 내 함유된 일라이트와 제올라이트는 방사성 핵종에 대한 흡착능이 우수하며, 이를 고화재로 재활용하면 원전 해체 폐기물의 부피를 저감함과 동시에 방사성 폐기물을 안전하게 담지할 수 있는 효과를 도출할 수 있다. 이러한 이유에서 폐토양 내 점토 광물을 이용한 비소성 시멘트의 제조에 대한 연구가 필요하다. 본 연구에서는 기존에 수행된 국내외 연구를 통하여 원전 해체 폐기물인 콘크리트의 재생 시멘트로서 재활용 가능성 및 개선 방안과 더불어 폐토양 내 점토 광물을 이용한 비소성 시멘트 제조에 대한 연구 필요성에 대하여 고찰하였다.

• 한국결정성장학회지
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• 제4권4호
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• pp.336-346
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• 1994

용융 silicon과 carbon 입자가 어떠한 반응관계를 나타내는가를 알아보기 위하여 sili-con만으로 된 powder와 silicon에 carbon을 0.2wt%의 비율로 혼합한 powder와 silicon에 carbon을 0.2wt%의 비율로 혼합한 powder를 silicon의 용융점 이사의 고온인 $1450^{\circ}C, 1550^{\circ}C, 1650^{\circ}C, 1700^{\circ}C$에서 각각 1시간, 4시간을 유지시킨 다음 quenching시켜 각각의 조건에 따른 반응의 정도 및 상의 분포와 morphology의 분석을 통해 melt sili-con의 morphology 변화,carbon이 함유된 silicon의 조건에 따른 물성변화 및 SiC의 형성여부를 조사하기 위하여 광학현미경과 SEM, XRD등을 이용하여 시편의 미세구조 및 결정화 양상을 관찰하였다. 용융점 이상의 온도에서 quartz는 연화하여 분해반응을 일으켜 산소를 내놓고 이것이 silicon과 결합하여 SiO로써 기체상태로 휘발하게 되어 silicon melt에 산소침투로 인항 표면결함을 형성하며, liquid silicon속에 용융되어 있던 carbonrhk 불순물로써 grain boundary를 따라 존재 하고 있는 미반응의 carbon이 용융상태 silicon과 반응하여 SiC를 형성한다. SiC 결정은 고화계 면에서 발생하게 되며 생성되는 결정은 ${\alpha}-SiC$이었다.

• 한국결정성장학회지
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• 제4권2호
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• pp.178-189
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• 1994

$BaTiO_3$ 미분말은 여러종류의 0.05 M 출발용액으로부터 초음파 분무 열분해법으로 합성하였다. 이때, 유속은 0.5 cm/sec, 저온로는 $300^{\circ}C$, 고온로는$700^{\circ}C$로 고정하였다. 입자의 형성과정은 반응 단계별로 포집된 분말을 SEM으로 직접 관찰하였고 또한, 반응기내에서의 입자의 거동을 이론적으올 고찰하고자 하였다. 순수한 $BaTiO_3$ 미분말은 출발용액이 nitrate aqueous solution인 경우에 합성이 가능하였다. 합성된 미분말은 19.1 nm의 일차입자들로 구성된 porous한 약 $0.42 {mu}m$크기의 구형의 이차임자였다. 형성과정은 건조단계에서 입자의 크기가 감소한 후 열분해 초기단계에서 증가하고 반응이 진행됨에 따라 점차 다시 감소하여 최종 $0.42 {mu}m$의 고화된 입자로 되었고 입도분포는 반응이 진행됨에 따라 점차 넓어졌다. 또한, 반응기내에서 입자들의 이론적 거동은 반응기 중심쪽으로 향하여 진행된다.

• 공업화학
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• 제7권5호
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• pp.946-953
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• 1996

동시조사법에 의한 아크릴산의 폴리프로필렌 부직포에 대한 그라프트 반응에서 조사량, 조사선량률, 금속염 및 용매가 그라프트 반응에 미치는 영향을 조사하였다. 같은 조사선량에서는 선량률이 낮을수록 높은 그라프트율을 나타냈다. 한편 조사선량률을 달리하여 일정 시간 동안 그라프트 반응시키면 조사선량률이 높을수록 그라프트율은 높았으며, 첨가한 금속염의 종류에 관계없이 그라프트 속도는 조사선량률의 0.74 차수에 비례하였다. 사용한 금속염 중에서 $FeSO_4{\cdot}7H_2O$가 가장 우수하였으며, 첨가제의 함량이 증가하면 할수록 그라프트율은 감소하였지만 적정농도이하에서는 그라프트용액이 고화되어 그라프트 반응시킬 수 없었다.

• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 1997년도 추계학술발표회논문집(1)
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• pp.669-674
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• 1997

LAVA(Lower-plenum Arrested Vessel Attack) 실험은 중대사고시 고온의 노심 용융물이 냉각수가 존재하는 원자로 용기 하부 반구내로 재배치되는 경우 노심 용융물과 하부반구의 열적 거동 모사와 노심용융물과 하부 반구 사이의 구조 분석 및 고화 후의 용융물형상에 대한 관측을 통하여 노심용융물의 자연 냉각 현상을 규명하고자 하는 실험 연구이다. 원자로 용기 하부 반구를 1/8로 선형 축소한 반구형 반응 용기 내부로 $Al_2$O$_3$/Fe Thermite 용융물을 주입하여 용융물과 하부 반구 사이의 구조 및 하부 반구의 열적 거동을 분석하는 실험을 2회 수행하였다. 각각 20, 40kg의 $Al_2$O$_3$/Fe Thermite 용융물을 주입시 킨 LAVA_PRE, LAVA-1 실험 결과 용융물 주입에 따른 하부 반구의 파손은 발생하지 않았으며, 유사한 실험조건에서 수행된 일본 ALPHA실험에 비해서는 하부 반구의 최대 온도가 500 K 이상 높게 측정되었고 냉각율 또한 현저히 낮게 나타났다. 이는 $Al_2$O$_3$/Fe Thermit 용융물중 과열상태의 Fe성분이 하부 반구와 용접되었기 때문으로 판단되며 보다 정확한 하부 반구의 열적거동을 모사하기 위하여 반구 시편에 대한 재료, 조직 검사를 수행하고 있다. 추후의 실험에서는 하부 반구 내외부의 압력 부하에 따른 반응 양상 및 Fe 용융물(금속용융물) 성분을 제거하고 순수한 $Al_2$O$_3$용융물(산화용융물) 만을 주입하여 용융물 성분에 따른 하부 반구의 열적거동을 분선 할 예정이다.