• 공업화학
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• 제34권2호
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• pp.199-205
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• 2023

Arsenic is a highly toxic element, and its contamination is widespread around the world. The natural materials with high selectivity and efficiency toward pollutants are important in wastewater treatment technology. In this study, the mesoporous synthetic hectorite was synthesized by facile hydrothermal crystallization of gels comprising silica, magnesium hydroxide, and lithium fluoride. Additionally, the naturally available clay was modified using zirconium at room temperature. Both synthetic and modified natural clays were employed in the removal of arsenate from aquatic environments. The materials were fully characterized by scanning electron microscope (SEM), X-ray diffraction (XRD), and Fourier transform-infrared (FT-IR) analyses. The synthesized materials were used to remove arsenic (V) under varied physicochemical conditions. Both materials, i.e., Zr-bentonite and Zr-hectorite, showed high percentage removal of arsenic (V) at lower pH, and the efficiency decreased in an alkaline medium. The equilibrium-state sorption data agrees well with the Langmuir and Freundlich adsorption isotherms, and the maximum sorption capacity is found to be 4.608 and 2.207 mg/g for Zr-bentonite and Zr-hectorite, respectively. The kinetic data fits well with the pseudo-second order kinetic model. Furthermore, the effect of the background electrolytes study indicated that arsenic (V) is specifically sorbed at the surface of these two nanocomposites. This study demonstrated that zirconium intercalated synthetic hectorite as well as zirconium modified natural clays are effective and efficient materials for the selective removal of arsenic (V) from aqueous medium.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제55권2호
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• pp.516-522
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• 2023

The co-precipitation process plays a key role in the decontamination of radionuclides from low and intermediate levels of liquid waste. For that reason, the removal of Cs ions from waste solution by the co-precipitation method was carried out. A simulated liquid waste (¹³³Cs) was prepared from a 0.1 M CsCl solution, while wastewater generated by washing steel ash served as a representative of radioactive cesium solution (¹³⁷Cs). By co-precipitation, potassium ferrocyanide was applied for the adsorption of Cs ions, while nickel nitrate and iron sulfate were selected for supporting the precipitation. The amount of residual Cs ions in the CsCl solution after precipitation and filtration was determined by ICP-OES, while the radioactivity of ¹³⁷Cs was measured using a gamma-ray spectrometer. After cesium removal, the amount of cesium appearing in both XRD and SEM-EDS was analyzed. The removal efficiency of ¹³³Cs was 60.21% and 51.86% for nickel nitrate and iron sulfate, respectively. For the ash-washing solution, the removal efficiency of ¹³⁷Cs was revealed to be more than 99.91% by both chemical agents. This implied that the co-precipitation process is an excellent strategy for the effective removal of radioactive cesium in waste solution treatment.

• 한국정보통신학회:학술대회논문집
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• 한국정보통신학회 2013년도 춘계학술대회
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• pp.1031-1033
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• 2013

후쿠시마와 같은 방사선 누출 사고 시 방사선원의 위치를 찾는 일은 방사선 방호 뿐만 아니라 원전 사고의 조속하고 안전한 처리를 위해서도 중요하다. 방사선원의 3차원 위치 탐지는 기존에 방사선 탐지기의 2차원적 방사선 위치 탐지기능에 방사선원의 거리정보까지 추가 제공할 수 있어 방사선 오염원의 제거 및 제염작업에 결정적 역할을 할 수 있다. 본 연구에서는 반도체 센서에 기반한 듀얼(Dual) 방사선 탐지기를 이용한 방사선원 3차원 가시장치 개발 연구의 일환으로 방사선 센서부의 효율적 차폐체 구조설계에 관한 결과를 논하였다. 고하중의 텅스텐 또는 납 차폐체를 MCNP기반으로 최적구조로 설계함으로써 경량의 고효율 방사선원 위치탐지기 구현을 시도하였고, 이를 위해 차폐체의 구조와 두께, 그리고 콜리메이터에 형상의 다양한 변수모델에 대한 방사선 차폐시뮬레이션을 수행하였다. 본 연구의 결과는 향후 실리콘 센서기반의 소형 경량의 3차원 방사선원 탐지 및 가시화 연구에 활용될 예정이다.

• 멤브레인
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• 제27권1호
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• pp.104-107
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• 2017

역삼투막 운영에 있어서 유기물 오염에 대한 문제들을 해결하기 위해 많은 연구를 하고 있다. 현재 가성소다(NaOH)를 사용하여 유기물 오염 제거를 하고 있다. 본 연구는 지속적인 막오염 증가 문제를 해결하기 위한 물리/화학적 세정 기법으로서 기존에 사용하던 가성소다와 Micro-bubble를 이용하여 유기물 오염 제거 실험을 수행되었다. 멤브레인 강제 오염을 위해 Humic acid sodium, Bovine serum albumin, Sodium alginate 약품을 사용하여 유기물 오염을 시켰다. 유기물 오염에 따른 Flux를 관찰하였고, 가성소다와 Micro-bubble를 이용한 유기물 오염 제거 실험은 가성소다로만 사용했을 때보다 향상된 것을 관찰했다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제9권2호
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• pp.75-81
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• 1977

원자력 발전소에서 나오는 방사성 핵종이 clay 속에 고정되는 반응기구를 분석하기 위해서 clay의 양이온 교환능을 Sawhney 방법으로 측정했다. Clinoptilolite, vermiculite 및 sodalite들의 PH dependent CEC를 측정한 결과 총 양이온 교환능의 약 70% 정도가 영구 고정되어진다고 생각되는 neutral salt CEC에 의해 일어나고 나머지는 가역과정인 clay 속의 유기물질과 다른 급속(Al, Mg)의 치환에 의해서 일어난다는 결론을 얻었으며, pH 9 이상에서 clay에 의한 방사성 핵종의 제거는 이온 교환 기구에 의한 고정보다 오히려 중금속 이온의 침전에 의해서 더 많이 일어난다는 것도 밝혀냈다. 그리고 연속 치환에 의해서 처리된 Na-clay는 방사성 핵종제거에 상당히 향상된 제거 효율을 나타내고 있다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제31권5호
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• pp.506-511
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• 1999

The pilot system for radioactive liquid laundry waste was developed with treatment capacity, 1ton/hr and set up in the Yong Kwang unit #4. The system is composed of tank module, RO systems and a UV/$H_2O$$_2$photo-oxidation unit. The RO system consists of the BW unit (low-pressure RO for brackish water desalination) and the SW unit (high-pressure RO for seawater desalination). The BW unit possesses 4 RO membranes and it can reduce the feed water volume down to 1/10. This concentrated feed water can be reduced again up to 1/10 in its volume in the SW unit composed of 4 RO membranes. The UV/$H_2O$$_2$ photo-oxidation process unit was used for the detergent degradation. The operation of the pilot system was carried out and verified in its capability through the continuous operation and concentration operation using the actual liquid waste from the power plant. The design criteria and data for industrialization were yielded. The efficiency of the UV/$H_2O$$_2$ photo-oxidation process and the optimum operational procedure were evaluated. The decontamination factors for radioactive cobalt and cesium were measured. This on-site test showed the experimental result in the DF$\geq$300 and volume reduction factor$\geq$100.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제53권4호
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• pp.1210-1217
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• 2021

The analysis of ⁴¹Ca in concrete generated from the nuclear facilities decommissioning is critical for ensuring the safe management of radioactive waste. An analytical method for the determination of ⁴¹Ca in concrete is described. ⁴¹Ca is a neutron-activated long radionuclide, and hence, for accurate analysis, it is necessary to completely extract Ca from the concrete sample where it exists as the predominant element. The decomposition methods employed were the acid leaching, microwave digestion, and alkali fusion. A comparison of the results indicated that the alkali fusion is the most suitable way for the separation of Ca from the concrete sample. Several processes of hydroxide and carbonate precipitation were employed to separate ⁴¹Ca from interferences. The method relies on the differences in the solubility of the generated products. The behavior of Ca and the interfering elements such as Fe, Ni, Co, Eu, Ba, and Sr is examined at each separation step. The purified ⁴¹Ca was measured by a liquid scintillation counter, and the quench curve and counting efficiency were determined by using a certified reference material of known ⁴¹Ca activity. The recoveries in this study ranged from 56 to 68%, and the minimum detectable activity was 50 mBq g^-1 with 0.5 g of concrete sample.

• 한국압력기기공학회 논문집
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• 제20권1호
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• pp.1-6
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• 2024

Crud is a corrosion deposit that forms in equipments and piping of nuclear reactor's primary systems. When crud circulates through the reactor's primary system coolant and adheres to the surface of the nuclear fuel cladding tube, it can lead to the Axial Offset Anomaly (AOA) phenomenon. This occurrence is known to potentially reduce the output of a nuclear power plant or to necessitate an early shutdown. Consequently, worldwide nuclear power plants have employed ultrasonic cleaning methods since 2000 to mitigate crud deposition, ensuring stable operation and economic efficiency. This paper details the system configuration of ultrasonic nuclear fuel cleaning equipment, outlining the function of each component. The objective is to contribute to the local domestic production of ultrasonic nuclear fuel cleaning equipment. Additionally, the paper introduces a method for accurately measuring the weight of removed crud, a crucial factor in assessing cleaning effectiveness and providing input data for the BOA code used in core safety evaluations. Accurate measurement of highly radioactive filters containing crud is essential, and weighing them underwater is a common practice. However, the buoyancy effect during underwater weighing may lead to an overestimation of the collected crud's weight. To address this issue, the paper proposes a formula correcting for buoyancy errors, enhancing measurement accuracy. This improved weight measurement method, accounting for buoyancy effects in water, is expected to facilitate the quantitative assessment of filter weights generated during chemical decontamination and system operations in nuclear power plants.

• 방사성폐기물학회지
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• 제17권4호
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• pp.419-427
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• 2019

APR 1400 액체방사성폐기물관리계통 효율성 증가와 계통의 성능 개선을 위한 방안으로 핵종 이온 광물화 처리기술을 적용하는 것을 고려하였다. 핵종 이온 광물화 처리기술은 현재까지 발전소에 실제적으로 적용되진 않았지만 원자력발전소의 액체방사성폐기물에 존재하는 다양한 핵종 이온을 최소 95% 이상 선택적으로 제거 가능 하다는 것을 실험적으로 증명한 바 있다. 본 논문은 핵종 이온 광물화 처리기술의 제염율을 반영하여 기존 설계에 적용 가능성을 확인하였으며, 기존 설계를 개선할 수 있는 방안을 마련하였다. 핵종 이온 광물화 처리기술의 제염 특성과 기존의 액체방사성폐기물관리계통 설계 및 운전 경험을 고려하여 최적의 적용 위치를 결정하였다. 원자력발전 운영에 따라 발생하는 액체방사성물질이 수집되는 수집탱크에 핵종 이온 광물화 처리기술을 적용하는 것이 기존 설계의 영향이 가장 적을 것이며, 개선 효과도 가장 큰 것으로 해석되었다. 핵종 이온 광물화 처리기술이 현재의 APR 1400 발전소 또는 신규 원전에 적용될 경우 액체방사성폐기물관리계통의 운전 효율성 증가와 계통의 성능 개선이 기대된다.

• Journal of Radiation Protection and Research
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• 제23권2호
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• pp.109-114
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• 1998

모의 및 실폐기물 시험소각 결과를 기준으로 한국원자력연구소 소각시설의 상용운전을 위한 방사학적 위해성을 평가하였다. 연간 정상운전을 통해 배출되는 방사성 물질로 인한 환경영향은 물론 가상된 사고시의 단기(2시간 기준) 배출로 인한 환경적 영향은 무시할 수 있을 것으로 평가되었으나 정상운전시에 배출되는 주배출원인 반휘발성 방사성 세슘의 농도는 공기중 허용농도의 10%를 약간 상회하는 것으로 평가되었다. 비방사능 세슘추적자를 포함하는 모의폐기물의 시험소각을 통하여 포대 여과기의 응축상 세슘성분에 대한 제거특성을 고찰하였다. 포대여과장치를 통과하기전 배기체내에 확산과 관성의 전이영역에 분포하는 입자상 세슘성분은 5%에 불과하였다. 포대여과기의 세슘성분에 대한 총괄제거효율이 99.9% 이상이어서 방사성폐기물 소각설비의 저온 배기체처리계통의 일차 여과장치로서 충분한 제염성능을 가짐을 보였다.