• 한국세라믹학회지
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• 제41권1호
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• pp.24-29
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• 2004

Te(Tellurium) 미립자를 $SiO_2$ 박막에 분산시켜 비선형 광학재료, 선택흡수막 및 투과막 등 새로운 기능성 재료로 활용하기 위하여 Te/$SiO_2$ 나노 목합체 박막을 제조하였다. 가수분해 조건을 변화시켰을 때 박막표면에 분산시킨 입자의 크기와 형상이 재료의 물성에 미치는 영향을 열처리 후의 시차중량분석과 엑스선 회절분석, 분광분석, 원자력간 현미경 그리고 전자현미경 관찰 등을 통하여 조사하였다. 제조된 박막의 광흡수 스펙트럼에스 Te 미립자의 플라즈마 공명에 의한 550nm 부근의 흡수피크가 관찰되어 비선형 광학성을 확인할 수 있었다. 박막의 표면 거칠기는 약 2.5nm 내외였고, Te 미립자의 크기는 약 5~10nm였다.

• 방사성폐기물학회지
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• 제2권4호
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• pp.245-251
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• 2004

원전의 정상운전이나 해체시 발생될 수 있는 토양의 제염을 위한 토양제염장치를 개발하였으며 실증 실험을 수행하였다. 제염장치를 이용한 제염실험을 종합해본 결과 제염조건에 큰 상관없이 $80{\%}$이상의 제염율을 얻을 수 있었다. 방사능 준위 및 토양입도에 의한 실험결과를 보면 낮은 방사능 농도 및 고입도의 제염율이 다소 높음을 알 수 있었다. 제염용액과 토양질량의 비에 따른 제염율은 제염제 부피를 두배로 높였을 경우 방사능 농도가 높은 경우에 큰 것으로 나타났다. 반복 제염은 $0.5{\sim}2.0mm$의 다소 작은 입자에 더욱 효과적으로, 제염이 어려운 작은 입자의 반복제염시 방사능 저감 효과가 비교적 크게 나타났다. 본 오염토양 제염장치를 활용하면 원전에서 발생되는 오염토양의 방사능 농도를 줄일 뿐 아니라 처분양을 줄여 저장공간의 확보에 기여할 뿐만 아니라 향후 원전의 해체시에도 유용하게 활용될 수 있으리라 생각된다.

• 방사성폐기물학회지
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• 제2권4호
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• pp.231-238
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• 2004

원자력 발전소에서 발생하는 고체 방사성 폐기물인 이온교환수지, 제올라이트, 활성탄 및 슬러지 에 포함된 성분 원소 분석을 위한 산분해 조건을 확립하였다. 방사성 폐기물의 분해 에는 흔합산을 이용한 밀폐형 극초단파 산분해법을 사용하였으며, 제안한 방법에 따른 산분해 후의 용액은 맑고 색이 없는 투명한 상태임을 확인할 수 있었다. 또한, 산분해 과정을 거친 각각의 용액 시료는 ICP-AES와 AAS를 사용하여 분석하였고, 모의 방사성 폐기물에 첨가한 5종의 금속 원소들은 $94{\%}$ 이상의 높은 회수율을 보여주었다. 화학적 특성을 고려하여 제안된 산분해 조건에 의해 용액화된 중${\cdot}$저준위 방사성 폐기물의 성분 원소 분석은 최적의 유리화 기술 개발을 위한 기초 자료로 유용하게 사용될 수 있을 것으로 판단된다.

• 방사성폐기물학회지
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• 제12권1호
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• pp.79-88
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• 2014

원자력이용시설에서 발생한 작은 크기의 금속 조각들을 효과적으로 제염하는 스마트 장치를 개발하였다. 이 장치는 자성연마재를 포함한 영역의 자속밀도를 연속적으로 변화시키는 방법과 초음파를 이용하는 다중 제염장치이다. 한편, 제염 효율을 높이기 위해 제염 장치가 제염 대상 전체에 작용하도록 장치들의 구성을 수정하였다. 개발된 장치들의 최적 작동조건을 도출하여 샘플로 선정한 소형의 금속방사성페기물에 대하여 자기장과 초음파제염을 각각 15분간 실시하였다. 그 결과 제염계수의 범위는18~56으로 크게 향상되었으며 제염 후 모든 샘플은 백그라운드(BKG)값 이하로 확인되었다.

• 방사성폐기물학회지
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• 제12권1호
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• pp.45-57
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• 2014

이온성 액체 기술에서의 학문적 연구들은 원자력 산업으로 확대되어 왔으며 많은 연구자들에 의해 방사성 물질의 처리에 이온성 액체의 활용이 연구되어 왔다. 다수의 연구들에 의해 사용 후 핵연료에 포함되어 있는 금속 원소들의 분광학적, 전기화학적 거동에 대한 흥미로운 결과들이 보고되었다. TBP(tri-butyl phosphate)를 용해시킨 이온성 액체에서 측정되고 관찰된 금속 이온들의 물성들은 전통적인 수용성 공정에 대한 대안 기술 개발을 유발시켰다. 한편, 수용성 및 비수용성 공정에서의 활용을 위해 이온성 액체에서 금속 이온의 전기화학적 전착이 연구되었다. 본 연구에서는 이온성 액체 연구에서 주목할 만한 내용들을 분류하고 정리하여 핵연료주기에서 이온성 액체의 활용에 대해 고찰하였다.

• 방사성폐기물학회지
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• 제16권1호
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• pp.93-105
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• 2018

향후 원자력시설 해체 시 막대한 양의 해체 콘크리트 폐기물이 발생할 수 있음을 감안하였을 때, 방사성 콘크리트 폐기물의 최적 처리기술에 대한 면밀한 검토와 향후 기술개발 방향에 대한 논의는 반드시 필요하다. 본 논문에서는 방사성 콘크리트 폐기물의 국내외 발생 사례를 종합해 보고, 처리 대상이 되는 방사성 콘크리트 폐기물의 특성을 검토하였다. 또한, 종래의 방사성 콘크리트 처리기술로써 기계적 제염기술, 화학적 제염기술, 부피감용기술, 재활용 및 고화기술에 대한 국내외 적용사례를 정리하고 기술 개발 동향을 살펴봄으로써 기존 기술의 한계점을 파악하고 기술 고도화 방향을 고찰해 보고자 한다.

• 방사성폐기물학회지
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• 제16권1호
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• pp.107-122
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• 2018

국내 최초의 상업원전인 고리1호기가 2017년 6월에 영구 정지되었다. 고리1호기 해체를 시작으로 한국은 원전 해체시장에 본격적으로 발을 내딛는다. 원자력발전소 해체를 위해서는 고려해야 할 사항들이 많으며, 방사선환경영향평가 또한 그 중 하나이다. 방사선환경영향평가의 목적은 주변주민의 건강과 안전을 도모하기 위해, 해체 전 및 해체 중에 해당 시설에서 방출되는 방사성물질로부터 주변주민이 받는 피폭방사선량이 규제 제한치를 초과하지 않음을 확인하는 것이다. 현재 국내에는 해체시 방사선환경영향평가서를 작성하는데 필요한 세부지침이 미비한 상황으로, 다수의 원전 해체 경험을 보유한 미국의 해체시 방사선환경영향평가서를 비교 분석하여 국내 상황에 맞는 해체시 방사선환경영향평가 방안을 개발하였다.

• 한국자기학회지
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• 제14권6호
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• pp.207-212
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• 2004

전자기학의 분야에서 와전류를 이용한 응용 분야는 매우 다양하다. 예를 들면, 핵을 이용한 원자력 발전소의 증기 발생 튜브 또는 비행기의 엔진이나 날개 부분의 결함 등을 자기적 특성을 이용하여 비파괴 검사를 하는 등의 일이다. 와전류의 특성을 결정짓는 가장 중요한 인자 중 하나가 바로 센서 측정 거리 (lift-off)인데 이것은 와전류를 측정한 센서와 피검사 물체간의 물리적인 공간거리를 뜻한다. 이 인자는 와전류 신호의 특성을 정확하게 분석해내는데 매우 중요함에도 불구하고 실제 필드에서는 모든 경우마다 그 정확한 값을 측정해내기가 힘들 뿐더러 일정한 거리를 상시 유지 하기도 어렵다. 따라서 자기적 신호의 하나인 와전류로 하여금 다양한 상황에서의 lift-off로 변화에도 영향을 받지 않고 일정한 특성을 유지하게끔 해주는 기술이 필요하다. 이 논문은 다양한 lift-off로부터 얻어진 와전류를 보상하여 일정한 성질을 유지하도록 하는 기법을 설명하고 있다. 다양한 lift-off로 부터 얻어진 와전류들은 신호 획득 거리가 0인 이상적 상태의 신호들로 보상 변환 되어 다음 단계인 피검사 시료상의 결함 또는 흠집의 물성이나 특성 파악에 계속해서 쓰이게 된다.

• 한국가스학회지
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• 제19권5호
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• pp.81-86
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• 2015

배관설계에 있어 스트레스에 기반한 결정론적 방법이 전통적으로 사용되어 왔다. 한편, 신뢰도기반 설계 및 평가(RBDA) 방법론은 해양 또는 원자력 구조물에 대해 적용되어 왔다. 최근 들어 배관의 한계상태법에 기반한 신뢰도에 대해 ISO 규격 즉, ISO 16708의 출간은 RDBA 방법론이 천연가스배관 설계의 최신방향 중에 하나라는 것을 보여준다. 본 논문은 부식결함을 가진 배관의 시간 의존적 파손 확률을 예측하는 절차에 대한 사례연구를 보여준다. 여기서 전통적인 부식 배관의 신뢰도를 추정하는 데 crude Monte Carlo (CMC) 법을 사용하는 대신에 separable Monte Carlo (SMC) method 적용한다. 그 결과 SMC 방법은 신뢰도 계산에 효율을 향상시키는 장점을 보여준다.

• 한국안전학회지
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• 제27권6호
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• pp.192-204
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• 2012

For a severe accident of nuclear power plant, an approach to estimation of the radiological source term using a severe accident code(MELCOR) has been proposed. Although the MELCOR code has a capability to estimate the radiological source term, it has been hardly utilized for the radiological consequence analysis mainly due to a lack of understanding on the relevant function employed in MELCOR and severe accident phenomena. In order to estimate the severe accident source term to be linked with the radiological consequence analysis, this study proposes 4-step procedure: (1) selection of plant condition leading to a severe accident(i.e., accident sequence), (2) analysis of the relevant severe accident code, (3) investigation of the code analysis results and post-processing, and (4) generation of radiological source term information for the consequence analysis. The feasibility study of the present approach to an early containment failure sequence caused by a fast station blackout(SBO) of a reference plant (OPR-1000), showed that while the MELCOR code has an integrated capability for severe accident and source term analysis, it has a large degree of uncertainty in quantifying the radiological source term. Key insights obtained from the present study were: (1) key parameters employed in a typical code for the consequence analysis(i.e., MACCS) could be generated by MELCOR code; (2) the MELOCR code simulation for an assessment of the selected accident sequence has a large degree of uncertainty in determining the accident scenario and severe accident phenomena; and (3) the generation of source term information for the consequence analysis relies on an expert opinion in both areas of severe accident analysis and consequence analysis. Nevertheless, the MELCOR code had a great advantage in estimating the radiological source term such as reflection of the current state of art in the area of severe accident and radiological source term.