눈물 층을 사이에 두고 각막 위에 부착되어 있는 콘택트 렌즈(하드렌즈)에는 모세관 현상에 따른 장력이 렌즈 가장 자리에 균일하게 방사형으로 작용한다. 이러한 장력은 렌즈가 각막에 부착되는 힘의 근원이 된다. 렌즈착용 시 자체 무게에 의한 렌즈의 회전과 렌즈가 평형상태에 도달 한 후 각막에 부착되는 힘을 계산할 수 있는 방정식과 이의 수치 계산 컴퓨터 프로그램을 수립하였으며 이 컴퓨터 모델을 사용하여 렌즈 구경, 렌즈 B.C, 눈물의 점성, 눈물 층의 두께 등의 변수가 렌즈의 평형 위치 및 부착력에 미치는 영향을 모사(simulation)하였다. 일정 각막 B.C에서 렌즈 B.C 증가에 따라 눈물 충의 간격은 급격히 증가하는데 비해 렌즈의 직경 증가는 완만한 간격 증가를 수반한다. 렌즈의 B.C가 증가할수록, 즉 렌즈의 곡률이 완만할수록, 렌즈가 각막에 fitting되는 부착력은 급격하게 감소하며 직경 감소는 완만한 부착력 감소를 초래한다. 렌즈가 각막에 부착되는 순간 렌즈의 무게로 인하여 아래 방향으로의 회전 모멘트가 발생하게 되며 이와 동시에 렌즈 위 부분 눈물 층의 간격이 아래 부분보다 좁아지게 되어 위 방향으로 알짜 힘이 작용하게 되며 이에 따른 역방향 모멘트는 중력에 의한 모멘트를 상쇄하게 되어 렌즈는 일정 위치에서 평형 상태에 도달하게 된다. 렌즈 착용에 수반되는 초기 회전각 또는 회전 변위는 렌즈의 B.C가 증가할수록 급격히 증가하는데 비해 렌즈 구경 증가는 변위 증가율이 완만하다.
기포반응도는 월성발전소를 비롯한 CANDU형 원자로의 주된 안전성 쟁점사안으로 끊임없이 논의되어 왔다. 이는 설계기준사고가 노심에서 열에너지 불균형이 원인이 되어 기준이상의 핵연료 파손과 방사성물질 누출로 발전할 위험이 있는 사건들로 정의될 때, 사건 진행 과정에 기포반응도 증가는 조기에 운전중단을 실패할 경우 출력폭주로 이어지므로 사건의 결말이 중대사고로 전환될 위험이 크기 때문이다. 본 연구는 공개된 최신 핵자료인 ENDF/B-VII.0를 NJOY.99로 처리한 연속에너지 반응단면적 라이브러리를 구축하고 MCNP-4C에 접속하여 37봉 천연우라늄 핵연료다발의 표준노심격자에 대한 기포반응도를 시뮬레이션하여, 지금까지 각종문헌에 제시된 값들과 비교, 종합하므로 내제된 불확실성을 추정하는 내용이다. ENDF/B-VII.0 기반 MCNP-4C의 CANDU 노심격자 모델은 동일한 핵자료와 핵종농도를 사용한 WIMS-IAEA 모델과 비교할 때, 초기 노심의 임계도 오차 약 3.51mk가 연소 진행에 따라 $7.5\times10^{-4}mk$/MWD/teU의 비율로 감소하는 것으로 나타났다. 또한 MCNP-4C 예측기포반응도는 초기노심에서 기포율 50% 및 100%에 대해 각각 8.38 및 15.96mk, 평형노심에서 7.68 및 14.72mk로 계산된다. 이는 월성 2, 3, 4 FSAR의 초기노심 및 평형노심에서 100% 기포상태에 대한 값, 약15.0 및 10.6mk와 비교할 때, 초기노심은 약 1.0mk 평형노심은 약4, 1mk 보수적이지만, 다른 연구결과들과는 최대오차 ${\pm}1{\sim}2mk$ 이내에서 잘 일치하는 것으로 평가되었다. 본 연구는 CANDU 노심의 기포반응도 불확실성 요인의 규명 및 영향평가를 위한 노력의 일부로서 앞으로 감속재의 붕산농도 변화, 감속재 및 냉각재의 중수 순도 변화, 기기노화에 의한 격자 구조 및 물성 변화, 중성자속 및 출력 분포 불균형, 반응도조절장치의 위치, 등 주요 설계변수의 변화에 대한 반응도영향 분석연구를 계속할 계획이다.
본 논문에서는 초광대역 마이크로스트립-coplanar stripline(CPS) 발룬의 평형도 해석을 이용한 광대역 특성을 가지는 소형화된 quasi-Yagi 안테나를 제안하였다. 기존 구조의 밑면의 반사기를 제거하고, 접지면을 반사기로 사용하여 안테나 크기를 줄였다. 그리고 마이크로스트립 선로에서 평형 선로인 CPS로 변환해 주는 평면형 발룬의 특성을 확인하기 위해 CPS 출력 포트에서 크기 및 위상 불평형 특성을 조사하고 분석하여 광대역 안테나 급전에 적합함을 보였다. 해석 결과, 7~20 GHz 이상까지 각각 1 dB 이하, $180{\pm}5^{\circ}$ 이내의 크기 및 위상 불평형 특성을 얻었다. 제안된 발룬을 적용하여 최종 설계한 안테나는 6.9~15.1 GHz(74.5 %)의 넓은 주파수 대역폭을 가졌고, 이득은 3.7~5.5 dBi, 10 dB 이상의 전후방비, 그리고 방사 효율은 전 대역에서 평균적으로 94 %의 우수한 특성을 가졌다.
본 연구에서는 방사성폐기물의 화학처리공정에 자주 사용되는 유동관식 장치 중 튜브형 반응기, 다단식 용매추출 장치, 흡착탑 등 물질전달이 수반되는 장치에 있어 각종 매개변수들이 반응수율이나 물질전달수율에 미치는 영향과 민감도를 살펴보았다. 먼저 각 장치에 대한 거동을 묘사하기 위하여 수학적 모델링을 수행하였고 전산모사를 통하여 해당 장치의 거동을 예측하였다. 그리고 그 결과로부터 해당 공정의 고유한 매개변수들이 반응수율 또는 물질전달수율에 미치는 영향과 민감도를 분석하였다. 튜브형 반응기에서는 확산계수, 반응속도상수 등이 반응수율에 미치는 영향을, 다단식 용매추출 장치에서는 연속상과 분산상의 분배계수, 연속상 흐름의 역혼합 등이 추출수율 및 장치 내 농도 분포에 미치는 영향을 고찰하였다. 또 흡착탑에 있어서는 흡착평형상수 및 유체-흡착재간 물질전달계수 등이 흡착 속도에 미치는 영향을 조사하였다.
삼중수소는 중수로형 원전에서 방사선작업종사자의 내부피폭을 일으키는 주요 방사성핵종 중의 하나이다. 이 핵종은 계통에서 HTO 형태로 비교적 쉽게 누설되며, 호흡과정을 통해 작업종사자의 신체내부로 유입된다. 이러한 삼중수소는 신체 내에서 약 2시간 후에 평형에 도달하며, 약 10일의 유효반감기를 가지고 신체로부터 제거된다. 신체내의 삼중수소는 체액을 따라 유동하기 때문에 전신이 피폭을 받게 된다. 원전의 운영경험에 의하면 원전종사자의 전체 피폭방사선량의 약 20$\sim$40% 정도가 삼중수소에 의한 내부피폭으로 발생하고 있다. 따라서, 원전의 방사선안전관리 측면에서 볼 때 중요하게 관리되는 방사성핵종이다. 본 논문에서는 중수로 원전에서 삼중수소의 흡입에 따른 뇨시료 중의 삼중수소 방사능 측정 자료를 이용하여 삼중수소의 인체 대사모델을 수립하고, 이를 근거로 피폭방사선량 평가의 중요 인자인 유효반감기를 분석하였다. 이 결과에 따르면 국내 원전 종사자의 유효반감기는 국제방사선 방호위원회에서 제시한 10일보다 짧은 것으로 나타났다.
우라늄($^{238}U$)의 붕괴과정에서 생성되는 방사성기체인 라돈($^{222}Rn$)은 발생원 중 토양에서 85 % 이상으로 토양의 공극률이 클수록 토양 밖으로 방출할 수 있는 가능성이 많은 동위원소이다. 라돈으로부터 인체를 보호하기 위해서 적절한 대책을 세우는데 무엇보다도 정확한 측정기술의 개발이 선행되어야 한다. 이에 본 연구는 고순도게르마늄(HPGe) 검출기를 이용한 감마선 분광분석법으로 라돈을 측정할 경우에는 불안정한 자연방사능의 백그라운드 문제를 줄일 수 있고, 라듐과 라돈의 딸 핵종들을 방사평형에 이르게 한 후 라돈 농도를 측정하였으며, 토양시료에서의 감마선 방출핵종 및 에너지 스펙트럼을 분석하였다.
Cs$^{+}$ 이온에 대해 선택성을 갖는 ferrocyanide-음이온 교환수지를 제조하여 모의 제 염폐액 내에 존재하는 Cs$^{+}$ 이온에 대한 흡착실험을 수행하였다. 제조된 이온교환 수지가 citric acid를 주제염제로 하는 제염폐액 내에 존재하는 Cs+ 이온에 대한 흡착능력은 상용 양이온교환수지에 비해 4배 이상 효과적인 것으로 나타났다. 모의 제염폐액과 선택성 이온교환수지를 접촉시킨 후 360분이 경과하면 금속이온에 대한 흡착반웅이 평형에 도달하였다. 본 연구범위에서 Co$^{2+}$ 이온농도가 필요이상 증가하게 되면 Cs$^{+}$ 이온의 흡착율은 감소하였다. 과산화수소와 히드라진을 사용한 선택성 폐 이온교환수지의 재생실험 결과 전기중성화조건을 만족시키기 위해 Cs$^{+}$ 이온이 수지로부터 용출됨을 확인하였고 열화없이 재 사용가능성을 확인하였다.
10년 이상 된 방사능오염 토양에서 동전기적 방법에 의한 $^{137}$Cs과 $^{60}$Co의 제염효율을 높이기 위해 H$_2$SO$_4$과 시트르산을 첨가제로 사용했다. 동전기 토양복원 컬럼의 방출수 평균속도는 2.0${\times}$$10^{-2}$ cm/min이고, 10일 동안 방출된 토양폐액의 부피는 컬럼의 3.6 공극부피다. 10일간 $^{137}$Cs 의 제거효율이 54%에 불과한 반면에, $^{60}$Co는 97%나 제거되었다. 이것은 $^{137}$Cs의 흡착평형계수가 $^{60}$Co 보다 크기 때문이라고 생각된다. 본 연구에서 제시한 수학적 모델에 의한 컬럼 잔류 오염도는 실험 오차 범위에서 실험결과와 잘 일치하였다.
산화물 형태 사용후핵연료의 효율적 처분 혹은 재활용을 위한 연구 가운데, 고온의 LiCl 용융염 중에서 전해환원하여 금속으로 환원시킨 후, 환원된 금속을 고온의 LiCl-KCl 용융염에서 전해정련하는 연구가 국내외적으로 활발하게 진행되고 있다. 전해환원을 위해 일정 농도 $Li_2O$가 LiCl 용융염에 첨가되며 $Li_2O$ 농도가 높으면 반응 재질의 부식성이 크게 증가하므로 일반적으로 우라늄 산화물은 1wt% 이하의 $Li_2O$ 농도에서 전해환원 된다. 우라늄 산화물의 전해환원 전위는 $Li_2O$의 전해환원 전위 보다 표준 상태를 기준으로 공정온도인 650 $^{\circ}C$ 에서 약 70 mV 정도 낮기 때문에 전해환원 과정에서 $Li_2O$ 의 환원으로 Li 금속이 생성될 가능성이 있으며 우라늄 산화물은 대부분 직접 전해환원 되지만 일부 Li에 의해 화학적으로 환원되기도 한다. 전해환원 공정에서 환원되지 않은 희토류 산화물은 전해정련 공정에서 $UCl_3$와 반응하여 $UO_2$를 생성시켜 공정 효율을 떨어뜨린다. 따라서 전해환원 공정에서 가능하연 최대한 희토류 산화물을 금속으로 환원시키는 조건을 찾아내는 것이 바람직하고 이를 위해서 우선 전해환원 공정에서 희토류 산화물의 화학적 거동의 이해가 요구된다. 본 연구에서 열역학적 검토를 통하여 희토류 산화물의 환원 조건을 조사한 결과 희토류 산화물은 매운 낮은 $Li_2O$ 농도에서 Li에 의해 환원되고, 1wt% 이하의 $Li_2O$ 농도에서는 Sc와 Lu의 산화물이 $Li_2O$와 복합산화물을 형성하고 이들 복합산화물은 Li에 의해 환원되지 않는 것으로 나타났다. 또한 희토류 원소 별로 희토류 원소 산화물의 Li에 의한 환원 조건으로서 평형상태에서의 $Li_2O$ 농도 즉 환원 임계 $Li_2O$ 농도를 실험적으로 측정하였으며 1wt% $Li_2O$ 농도 이하에서 열역학적 해석과 동일하게 Sc와 Lu만이 복합산화물을 형성하여 Li에 의해 직접환원 되지 않는 것으로 관찰되었다.
국내 원전에서 공기 중 삼중수소 농도를 평가하기 위해 사용하는 삼중수소 버블러의 포집효율에 대하여 고찰하였다. 수증기 형태인 공기 중 삼중수소는 기포가 물을 통과하는 동안 평형농도에 도달하게 된다. 많은 양의 기체시료를 통과시킬 경우 포집수의 삼중수소 농도가 높아지고 포집수가 감소하거나 증가하는 현상이 발생하여 포집효율에 영향을 미치게 된다. 이러한 영향을 고려한 포집수의 예측농도는 실측값과 잘 맞았다. 통상적인 방식과 같이 초기 포집수량을 이용하여 삼중 수소 포집량을 평가할 경우 기체시료의 상대습도가 0.5보다 높으면 포집효율은 1보다 낮아지고 상대습도가 0.5보다 낮으면 포집효율은 1보다 높아진다. 상대습도가 0.5가 아니더라도 $\frac{포화수증기량\times기체통과량}{포집수량}$을 작게 하면 포집효율을 1에 가깝게 유지할 수 있다.
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[게시일 2004년 10월 1일]
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