• Proceedings of the Korean Institute of Surface Engineering Conference
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• 2017.05a
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• pp.135-135
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• 2017

제염기술은 원자력발전소의 순환계통장치 및 기기류의 방사성 오염물질을 제거하는 기술이다. 현재 국내 원전의 설계 수명 및 유지보수 시기가 도래함에 따라, 작업 전 작업자의 방사선 피사량을 극소화하기 위한 제염 기술이 주목을 받고 있다. 제염 방법에는 크게 기계적 제염과 화학약품을 사용하는 화학제염이 있다. 그 중 화학제염은 복잡한 구조의 제염 대상물에 대한 큰 효과 및 간단한 공정 때문에 주로 사용되고 있다. 제염 시 방사성 산화물과 오염성분을 제거하기 위해 강산 또는 강알칼리의 화학용액이 사용된다. 강한 화학약품을 사용함으로써 큰 제염효과를 얻을 수 있는 반면, 금속 재료의 부식에 대한 구동력도 커지게 된다. 금속 재료의 경우, 강한 부식성 환경에서 공식(pitting corrosion) 및 입계부식(intergranular corrosion)형태의 손상이 크게 발생하기 때문에, 제염공정 시 사용되는 화학용액에 대한 재료의 건전성 검증이 반드시 필요하다. 본 연구에서는 원전기기용 재료인 니켈합금강 Inconel600의 화학제염 시 시험공정 3가지에 대한 부식손상 특성을 규명하였다. 산화공정은 $HMnO_4$ 실험용액을 공통으로 사용하였으며, 산화공정 종료 후 환원공정은 각 시험공정에 따라 환원공정 1은 2000ppm $H_2C_2O_4$, 환원공정 2는 1500ppm $H_2C_2O_4$ + 500ppm $H_8C_6O_7$, 그리고 환원공정 3은 3000ppm $H_2C_2O_4$ 실험용액을 각각 투입하여 수행하였다. 산화, 환원공정을 1Cycle로 하여 온도 $75^{\circ}C$로 유지된 용액에 각 2시간씩 침적하였다. 각 시험공정 별로 총 5Cycle을 실시하였다. 각 시험공정 Cycle종료 후 시험편을 취외하여 무게감량측정, SEM(Scanning electron microscope)분석, 3D현미경분석 그리고 타펠분극 실험을 실시하였다. 각 분석결과를 토대로 하여, 니켈합금 Inconel600에 대한 화학제염 시 시험공정에 따른 부식특성을 규명하였다.

• Proceedings of the Korean Institute of Surface Engineering Conference
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• 2017.05a
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• pp.136-136
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• 2017

화학제염 기술은 산화제, 환원제, 금속이온, 무기산등이 혼합되어 있는 화학용액을 사용하여 원전기기 계통 내부에 생성된 고방사능 준위의 산화막과 오염물질을 제거하는 기술이다. 원전의 해체 및 유지보수에 있어 방사능 피복저감을 위한 필수적인 기술이다. 현재 원전 해체 산업은 잠재성이 높은 고부가가치 창출 산업으로 주목을 받고 있다. 원전 보유국의 경우, 기존 상용 제염기술과는 차별성 있는 제염기술을 확보하고자 노력하고 있다. 기존의 공정과 비교하여 공정비용 및 시간을 감소시킬 수 있어야 할 뿐만 아니라, 화학용액에 의한 원전 계통 금속 부품의 부식 및 손상을 최소화해야 한다. 금속 부품이 화학약품에 의한 부식손상을 받는다면 금속 부품의 수명 및 재활용 가치가 감소하기 때문에, 화학제염 기술 적용에 있어 용액에 대한 재료의 건전성 평가가 사전에 필히 이루어져야 한다. 본 연구에서는 원전 냉각재 펌프용 재료로 주로 사용되는 Stainless 304강을 시험편으로 선정하여, 화학제염 시험공정 3가지에 대한 부식손상 특성을 규명하였다. 산화공정은 과망간산($HMnO_4$) 용액을 공통으로 사용하였으며, 산화공정 종료 후 환원공정은 각 시험공정에 따라 시험공정 1은 옥살산($H_2C_2O_4$) 2000ppm, 시험공정 2는 옥살산($H_2C_2O_4$)1500ppm + 시트르산($H_8C_6O_7$)500ppm, 그리고 시험공정 3은 옥살산($H_2C_2O_4$) 3000ppm 용액을 각각 투입하여 수행하였다. 산화, 환원공정을 1Cycle로 하여, 각 시험공정 별로 총 5Cycle을 실시하였다. 각 시험공정 Cycle종료 후 시험편을 취외하여 무게감량측정, SEM(Scanning electron microscope) 분석, 3D현미경분석 그리고 타펠분극 실험을 실시하였다. 각 분석결과를 토대로 하여, Stainless 304강에 대한 화학제염 시 모델별 시험공정에 따른 부식특성을 규명하였다.

• Journal of Nuclear Fuel Cycle and Waste Technology(JNFCWT)
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• v.12 no.3
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• pp.199-209
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• 2014

Crevice corrosion tests were conducted to examine the corrosion properties of HYBRID (HYdrazine Base Reductive metal Ion Decontamination) which was developed to decontaminate the PWR primary coolant system. To compare the corrosion properties of HYBRID with commonly existing decontamination agents, oxalic acid (OA) and citric oxalic acid (CITROX) were also examined. Type 304 Stainless Steel (304 SS) and Alloy 600 which are major components of the primary coolant system in Pressurized Water Reactor (PWR) were evaluated. Crevice corrosion tests were conducted under very aggressive conditions to confirm quickly the corrosion properties of primary coolant system structure components which have high corrosion resistance. Pitting and IGA were occurred in crevice surface under OA and CITROX conditions. But localized corrosion was not observed under HYBRID condition. Very low corrosion rate of less than $1.3{\times}10^{-3}{\mu}m/h$ was observed under HYBRID condition for both materials. On the other hand, under OA condition, Alloy 600 indicated comparatively uniform corrosion rate of $4.0{\times}10^{-2}{\mu}m/h$ but 304 SS indicated rapid accelerated corrosion in lower case than pH 2.0. In case of HYBRID condition, general corrosion and crevice corrosion were scarcely occurred. Therefore, material integrity of HYBRID in decontamination of primary coolant system in pressurized water reactor (PWR) reactor was conformed.

• Proceedings of the Korean Radioactive Waste Society Conference
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• 2003.11a
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• pp.105-108
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• 2003

The intervention area located at rear hot cell can be contaminated by hot cell maintenance work. For effective decontamination of the intervention floor a wet type decontamination device was developed. The device was assembled with a brush rotating part, a washing liquid supplying part, an intake part for recovering contaminated liquid and a device moving cart part. The device was made of stainless steel for easy decontamination and corrosion resistance. The function test carried out at intervention area of the PIE facility showed good performance.

• Journal of Radiation Protection and Research
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• v.25 no.2
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• pp.99-107
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• 2000

Through the results of off-gas analysis at 3 sampling points in Plasma Arc Melting vitrification pilot plant, it was evaluated the partitioning of spiked materials in off-gas and the decontamination characteristic of off-gas treatment system. Spiked materials are hazard_us heavy metals(Pb, Cd, Hg), radioactive surrogate(Co, Cs) and radioactive materials($^{60}Co,\;^{137}Cs$). Through the Trial burn tests, Decontamination factor of spiked materials in off-gas treatment system is calculated.

• Proceedings of the Korean Radioactive Waste Society Conference
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• 2004.06a
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• pp.242-242
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• 2004

원자력발전소의 운전과정에서 계획적 혹은 비계획적으로 방출되는 미량의 입자상 방사성 물질들은 대부분 원전 부지내 토양에 침적되게 된다. 이러한 과정 속에서 오염토양이 발생하게 되면 수거되어 단순 격리관리하고 있는 실정이지만 앞으로 원전의 해체과정 등으로 인한 오염토양이 상당량 발생할 것으로 예상되기 때문에 적절한 제염을 통하여 폐기물량을 최소화시킬 필요가 있다. 이를 위해 오염토양 제염공정으로 물을 이용한 토양세척법을 선정하여 제염장치를 제작하였으며 실증시험을 수행하였다.(중략)

• Journal of Nuclear Fuel Cycle and Waste Technology(JNFCWT)
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• v.17 no.4
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• pp.429-435
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• 2019

Decontamination wastewater generated from the HyBRID decontamination process of the primary system in a nuclear power plant contains impurities such as sulfate ions, metal ions containing radioactive nuclides, and hydrazine (carcinogenic agent). For this reason, it is necessary to develop a technology to remove these impurities from the wastewater to a safe level. In this study, it has been conducted to remove the impurities using a decontamination wastewater surrogate, and a treatment process of the HyBRID decontamination wastewater has been established. The performance and applicability of the treatment process have been verified through 1 L scale of replicates and a pilot scale (300 L/batch) test.

• Korean Journal of Soil Science and Fertilizer
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• v.43 no.1
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• pp.16-24
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• 2010

Effect of flooding on the desalting efficiency and the growth of sudan grass, barnyard grass, sesbania and corn was studied in a sandy soil of the Iweon reclaimed tidal land. Flooding plots were treated by 400 (one time flooding), 800 (two times flooding), and 1,200 mm(three times flooding) of water, respectively, and then soil salinities of the treated plots were compared with salinity of the control plot (not flooded) for estimation of desalting effect. Desalting ratio of 1,200 mm treatment was 78.3% for depth 0-20 cm, 70.5% for depth 20-40 cm and 60.8% for depth 40-60 cm, and then the soil salinity reached at 3~6 dS $m^{-1}$. Consequently, it was considered that sandy saline soil was satisfactorily desalted for upland crops to be cultivated by 1,200 mm flooding, but insufficiently desalted by 400 mm and 800 mm flooding because of high salinity ranged 5~14 dS $m^{-1}$ even after flooding treatment. In addition, it was estimated that soil salinity should be controled lower than 7.7 dS $m^{-1}$ in order to obtain more than 80%of crop emergence when four crops are simultaneously cultivated by inter- or mixed cropping in a field. Dry matter yields (kg $10a^{-1}$) was 1,068 for sudan grass, 696for barnyard grass, 1,426 for sesbania, and 1,164 for corn by 1,200 mm flooding treatment, but only 46.8~74.3% by 800 mm flooding treatment and 2.9~25.5% by 400 mm flooding treatment. Therefore, it is concluded that the flooding treatment more than 1,200 mm is necessary for satisfactory desalinization in order for the low salt tolerance crops to be cultivated in the sandy reclaimed tidal land.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1997.05b
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• pp.307-312
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• 1997

원자력시설의 콘크리트 표면제염 및 절단을 효과적으로 수행하기 위해서는 먼저 방사성물질이 제염구역의 외부로 누출되지 않도록 작업구역을 비방사성 구역과 분리하고, 국부적으로 오염된 콘크리트 표면을 제염하는 기술, 해체 절단하는 기술 및 경제적인 방법으로 방사성물질의 확산을 최소화하는 분진제거 기술 등이 개발되어야 한다. 따라서 본 논문에서는 원자력시설의 콘크리트 표면제염 및 절단시 발생되는 콘크리트 분진처리 필터시스템을 개발하기 위하여, 중량 및 고밀도 콘크리트 내부로의 세슘 및 스트론튬 핵종의 침투깊이 실험을 수행하였으며, 다중 사이클론을 이용하여 DOP 에어로졸 및 콘크리트 표면절단 장비인 scabbier에 의해 발생한 중량 및 고밀도 콘크리트 분진의 특성을 분석하고 포집효율 성능시험을 수행하였다. 또한 사이클론 성능평가 프로그램을 작성하여 사이클론의 포집효율을 예상하였으며 이를 실험값과 비교하였다.

• Proceedings of the Korea Water Resources Association Conference
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• 2020.06a
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• pp.177-177
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• 2020

새만금 간척지는 1989년 '새만금간척사업'이 발표된 이래 1991년에 방조제 공사를 시작으로 2006년 물막기 공사를 완료하였고, 2009년 이후 방조제를 완공하여 현재는 40,100ha의 간척지가 조성되었다. 하지만 간척지는 장기적으로 환경에 악영향을 미치며 특히 간척으로 인한 해안경관의 가치 상실, 생태계 파괴 및 교란에 따른 변화가 크기 때문에 이에 대한 대책이 필요하다. 적극적인 식생의 도입이 그 대책의 하나가 될 수 있는데 이는 자연적으로 식물천이를 유도하고 동물들을 유인하여 생태적으로 건강한 환경을 조성하는데 기여할 수 있다. 따라서 본 연구에서는 새만금간척지의 대표적인 수목생육 제한 요인으로 판단되는 염분, 배수 및 통기성에 대한 시험연구를 진행하고자 '09~'11까지 초기에 김제광활에서 2ha의 시험포를 운영하였고, '12부터는 군산옥구에서 2ha의 시험포를 운영하고 있다. 수목을 심을 포지를 구획하기 전에 토양의 염분값을 낮추기 위해서 군산옥구의 경우, 2ha의 시험포를 포함한 전체 묘목장 부지(100ha) 중에서 일부구간(38ha)을 '09 부터 자연강우 담수제염을 통해서 제염을 진행하였다. 이를 통해 초기 염분 값이 18ds/m~20ds/m에서 8ds/m~10ds/m로 낮아졌다. 이렇게 수목이 자랄 수 있는 정도의 제염이 이루어진 이후에는 배수 및 통기성 부분에 초점을 맞추어 포지를 구획하였다. 단지1의 경우, 사전제염작업을 하지 않고, 5M간격의 암거를 설치하였고, 단지2의 경우, 사전강우제염을 진행하고, 10M간격의 암거를 설치하였다. 단지3의 경우, 사전강우제염을 진행하고 그 위에 0.4M의 준설토를 성토하여 포지를 조성하고 일부구간에 5M, 10M암거를 설치하였다. 2년 간의 수목 생존률 및 생장 모니터링을 통해서 각 단지에서의 수목생장의 적합성의 정도를 간접적으로 판단할 수 있었다. 단지3이 암거설치 간격 및 설치유무에 관계없이 수목이 자라는데 가장 적합했다. 다음으로 단지2, 단지1 순으로 나타났다. 염분 값을 낮추기 위한 자연강우 담수제염의 경우에는 문제가 되지 않지만 배수 및 통기성 개선을 위한 암거설치의 경우는 새만금 전체 식재구역에 적용하기에는 경제성이 떨어지므로 배수 및 통기성을 위한 별도의 방안이 요구된다. 또한 각 단지에서의 수목 생장모니터링을 지속적으로 시행하여 보다 장기적인 측면에서의 식재기반 조성기법을 고려할 필요가 있다.