• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 1997년도 추계학술발표회논문집(1)
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• pp.387-391
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• 1997

냉각재중의 방사능을 띤 성분 중에는 이온교환기에서 제거가 가능한 이온성분과 함께 필터에 의해서 주로 제거되는 입자성 물질로 존재한다. 운전중의 냉각재내 방사성 부식생성물의 물리적 조성 분포 측정 결과에 따르면 90%이상이 0.45$mu extrm{m}$필터에 의해 제거되는 입자성 물질로 구성되어 있다. 이로 인해 새수지 충전후 얼마 사용하지 않은 탈염기의 제염계수가 탈염기에서 완벽한 제거가 어려운 입자성 부식생성물로 인해 10이하를 나타낼 수 있다. 1차계통에 쓰이는 수지의 성능검사를 위해 사용하고 있는 현재의 제염계수 측정법은 다음과 같은 두가지 이유로 완벽하지 않음을 알 수 있다. 첫째, 냉각재중의 방사능을 띤 성분중에는 이온교환기에서 제거가 가능한 이온성분과 함께 필터에 의해 제거되는 입자성 물질도 함께 존재하므로 탈염기의 제염계수 측정 절차는 입자성 물질을 배제한 후 측정해야 하며, 특히 수치 교체를 결정하기 위한 제염계수 측정시에는 여과된 여액으로 방사능 농도를 측정하는 것이 바람직하다. 둘째 운전중인 냉각재의 시료중에는 핵분열 수율이 높고 핵연료봉 손상부위로 유출이 용이한 불활성 기체핵종들이 많이 존재하며, 탈염기 후단에서 채취한 시료중에도 많이 존재하고, 시료 이송과 방사능 측정동안의 짧은 시간동안에도 계속 붕괴반응함으로서 새로 생긴 핵종으로 인해 마치 탈염기의 제거능이 낮은 것으로 오판될 수 있다. 이러한 측정 오차인자를 고려하여야 1차계통 탈염기의 교환능력을 정확히 판정할 수 있다.

• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 1996년도 춘계학술발표회논문집(3)
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• pp.519-525
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• 1996

원자력발전소에서 발생하는 중·저준위 폐기물의 처분에 있어 안전성을 확보하기 위하여 폐기물내의 방사성물질의 이력 및 특성을 파악하여야 한다. 본 연구에서는 발전소에서 주기적으로 측정하는 냉각수내 핵종농도와 정화장치별 제염계수를 이용하여 방사성폐기물내의 핵종농도를 예측하였다. 본 방법은 순간제염계수 계산을 통하여 발전소 운전상황 변화를 반영하였으며, 최종정화장치 후단부 방출량을 통한 검증에 있어 평균제염계수를 사용한 경우보다 정확한 핵종누적량을 예측하였다.

• Journal of Radiation Protection and Research
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• 제22권3호
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• pp.183-193
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• 1997

원전 작업자 피폭관리와 안전성 평가 및 최종적으로 처분허가를 위하여 폐기물 내의 핵종 및 농도를 파악하여야만 한다. 이온교환 수지 및 필터는 그 부피는 작으나 원전 운전중 발생하는 폐기물 내 방사능의 대부분을 차지하고 있다. 본 연구의 목적은 냉각수 정화 계통내의 수지 및 필터 내에 누적되어 있는 방사성 핵종의 양을 예측할 수 있는 방법을 개발하는 것이다. 핵종누적량을 계산하기 위하여 평균제염계수 대신 순간제염계수를 사용하였으며 포트란언어를 사용하여 프로그램을 작성하여 누적량을 계산하였다. 본 예측기법의 검증을 위하여 미국 Rancho-Seco 발전소의 측정자료를 이용하였으며 실험을 통한 계측자료를 검증에 이용하였다. 순간제염계수를 이용한 본 방법의 계산이 평균제염계수를 이용한 것보다 오차가 작았다. 이 방법을 실제 적용하기 위해서는 운전지침에 의하여 주기적으로 계측한 제염제수와 핵종농도 자료만으로도 핵종누적량 계산이 가능하다. 그러나, 특히 발전소 운전상황이 급격하게 변할 때에는, 정확한 누적량 평가를 위하여 제염계수 및 방사성 핵종농도의 측정주기가 짧아져야 한다.

• Journal of Radiation Protection and Research
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• 제23권1호
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• pp.7-15
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• 1998

몇 종류의 제염제에 대한 제염효과를 평가하기 위해 $^{60}Co$과 $^{137}Cs$에 의한 피부오염의 제염실험을 수행하였다. 본 연구에서는 인체피부 대신에 돼지피부를 활용하였으며, 피부오염용액으로는 $^{60}CoCl_2$와 $^{137}CsCl$ 용액을 사용하였다. 그리고 제염제로는 현재 사용되고 있는 비눗물, EDTA 외에 오염된 구조물의 표면오염 제거를 위해 원자력연구소에서 개발한 KAERICON과 본 연구를 통해 제조한 IOCON, TRICON 및 CHARCON 등을 이용하여 피부오염에 대한 제염을 실시하여 각 제염제의 제염효과를 평가하였다. 방사성물질의 피부침투정도를 파악하기 위하여 16시간동안 방사성물질을 시료표면에 점착시킨 후 감마선 측정을 통해 침투율을 평가하였으며, 이 실험에서 $^{137}Cs$의 경우 11.5%, $^{60}Co$의 경우 3.2% 정도가 피부로 침투됨을 알 수 있었다. 각 제염제의 제염효과를 평가해본 결과 KAERICON은 $^{137}Cs$에 대하여 최고 52.1%(제염계수 2.1)의 제염율을 나타내었으며, IOCON도 $^{137}Cs$에 대하여 비교적 좋은 제염율(제염계수 1.9)을 나타내었다. 그러나 $^{60}Co$에 대해서는 IOCON, CHARCON 모두 20%(제염계수 1.2) 미만의 제염율을 나타내었으며, KAERICON도 $^{60}Co$에 대해 낮은 제염율(제염계수 1.1)을 나타내었다. TRICON은 $^{137}Cs$에 대해 $1.6{\sim}1.8$의 제염계수를 나타내었으며, $^{60}Co$에 대해서는 $1.0{\sim}1.2$의 제염계수를 나타내었다.

• 한국방사성폐기물학회:학술대회논문집
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• 한국방사성폐기물학회 2004년도 학술논문집
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• pp.243-244
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• 2004

금속성 방사성폐기물을 제염하는 설비의 조건으로는 제염계수, 2차 폐기물 발생량, 모재의 회수가능성, 작업자의 안전성(원격조정) 등을 고려하여야 한다. 금속성 방사성폐기물의 오염제거 방법으로 습식제염 방법을 손쉽게 생각할 수 있으나 습식제염은 모재로부터 오염 물질을 선택적으로 제염이 불가능하고 강산 용액을 사용하므로 제염후 발생되는 2차 액체폐기물로 인해 최근 그 적용이 제한되고 있다.(중략)

• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 1996년도 추계학술발표회논문집(2)
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• pp.590-595
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• 1996

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.

• 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.

• 한국산학기술학회:학술대회논문집
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• 한국산학기술학회 2002년도 추계학술발표논문집
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• pp.306-308
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• 2002

원자로냉각재계통(Reactor Coolant System) 및 사용 후 저장조정화계통(Spent Fuel Pool Purification System)에는 양ㆍ음이온 교환수지가 충진된 혼상 이온교환수지탑을 설치하여 계통수에 존재하는 방사성 핵종을 제거하고 있으며, 정화율을 나타내는 제염계수(Decontamination Factor)가 특정값 이하이면 수지를 교체하고 있다. 그러나 특정 핵종에 대한 제염계수가 수지 사용기간에 관계없이 기준값 이하로 나타나고 있고, 수지탑의 성능을 예측하고 있지 못하는 실정이다. 원자력발전소 1차 계통에 설치되어 불순물을 제거하는 이온교환 수지탑에 대한 연속화학평형모델에 적용한 결과 수지탑에서 이온 용출은 수지에 대한 이온 선택도 순서와 동일하고 냉각재계통에는 붕산이 주성분이므로 음이온수지에서 붕산이 가장 먼저 누출된다. 그리고 붕산으로 포화된 음이온수지의 음이온 불순물 제거능력은 저하되지 않으며, 리튬으로 포화된 양이온수지의 양이온 불순물 제거능력은 저하된다.

• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 1995년도 춘계학술발표회논문집(2)
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• pp.827-832
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• 1995

한국원자력연구소 실증소각시설의 성능 및 운전성을 입증하기 위하여 방사성동위원소를 포함한 모의폐기물 및 원자력발전소 발생 방사성폐기물에 대한 시험소각을 실시하였다. 비휘발성인 $^{60}$Co 및 $^{54}$Mn의 거동은 비산재의 거동과 거의 유사하였으며 각각의 제염계수는 4.7 x $10^{5}$및 6.2 x $10^{5}$이었다. 반휘발성인 $^{137}$Cs의 경우에는 8$50^{\circ}C$ 및 $700^{\circ}C$의 다른 소각온도에서 각각 2.8 $\times$ $10^4$, 2.6 $\times$ $10^3$으로 소각온도의 의존성을 보여주었다. 원자력발전소에서 운반된 건조 방사성폐기물(DAW)에 대한 시험소각은 성공적으로 수행되었다. 총 베타/감마 방사능에 대한 제염계수가 1.1 $\times$ $10^{5}$이었으며 결과적인 연돌에서의 배출농도는 0.019 Bq/N㎥으로 기체상 배출물에 대한 최대허용농도를 만족시킬 수 있었다.수 있었다.

• 한국방사성폐기물학회:학술대회논문집
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• 한국방사성폐기물학회 2012년도 춘계학술논문요약집
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• pp.231-232
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• 2012