• 방사성폐기물학회지
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• 제16권1호
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• pp.83-91
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• 2018

우라늄 토양 및 콘크리트 폐기물의 동전기 제염 후 방사성폐기물의 시멘트 고화특성을 분석하기 위하여, 시멘트 고화 유동성 시험을 수행하고 시멘트 고화 시료를 제작하였다. 시멘트 고화시료에 대하여 압축강도, pH, 전기전도도, 방사선조사 효과 및 부피증가를 분석하였다. 방사성폐기물의 시멘트 고화의 작업 적정도는 175~190% 정도였다. 시멘트 고화시료의 방사선 조사 후 압축강도는 방사선 조사 전 압축강도 보다 약 15% 감소하였으나, 한국원자력환경공단 인수기준 ($34kgf{\cdot}cm^{-2}$)을 만족하였다. 동전기 제염 후 방사성폐기물의 시멘트 고화 시료에 대한 SEM-EDS 분석결과, 알루미늄상은 시멘트와 잘 결합한 형상을 나타낸 반면, 칼슘상은 시멘트와 분리된 형상을 나타내었다. 방사성폐기물의 시멘트 고화 부피는 시멘트에 대한 폐기물의 배합과 수분량에 따라 다르게 나타났다. 방사성폐기물의 시멘트 고화 부피(C-2.0-60)는 약 30% 증가였으며 동전기 제염 후 생성된 방사성폐기물의 영구처분은 적절하다고 판단되었다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제52권10호
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• pp.2204-2220
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• 2020

An open-pool type research reactor is designed and operated considering the accessibility around the pool top area to enhance the reactor utilization. The reactor structure assembly is placed at the bottom of the pool and filled with water as a primary coolant for the core cooling and radiation shielding. Most radioactive materials are generated from the fuel assemblies in the reactor core and circulated with the primary coolant. If the primary coolant goes up to the pool surface, the radiation level increases around the working area near the top of the pool. Hence, the hot water layer is designed and formed at the upper part of the pool to suppress the rising of the primary coolant to the pool surface. The temperature gradient is established from the hot water layer to the primary coolant. As this temperature gradient suppresses the circulation of the primary coolant at the upper region of the pool, the radioactive primary coolant rising up directly to the pool surface is minimized. Water mixing between these layers is reduced because the hot water layer is formed above the primary coolant with a higher temperature. The radiation level above the pool surface area is maintained as low as reasonably achievable since the radioactive materials in the primary coolant are trapped under the hot water layer. The key to maintaining the stable hot water layer and keeping the radiation level low on the pool surface is to have a stable flow of the primary coolant. In the research reactor with a downward core flow, the primary coolant is dumped into the reactor pool and goes to the reactor core through the flow guide structure. Flow fields of the primary coolant at the lower region of the reactor pool are largely affected by the dumped primary coolant. Simple, circular, and duct type discharge headers are designed to control the flow fields and make the primary coolant flow stable in the reactor pool. In this research, flow fields of the primary coolant and hot water layer are numerically simulated in the reactor pool. The heat transfer rate, temperature, and velocity fields are taken into consideration to determine the formation of the stable hot water layer and primary coolant flow. The bulk Richardson number is used to evaluate the stability of the flow field. A duct type discharge header is finally chosen to dump the primary coolant into the reactor pool. The bulk Richardson number should be higher than 2.7 and the temperature of the hot water layer should be 1 ℃ higher than the temperature of the primary coolant to maintain the stability of the stratified thermal layer.

• 방사성폐기물학회지
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• 제8권2호
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• pp.159-166
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• 2010

핀란드 Okiluoto 섬 중앙부에 방사성폐기물 처분장으로 예정된 부지에서 블록 규모 지하수 유동 모의를 수행하였다. 현장에 설치된 심부 관측공에서 관찰된 단열대에 관한 자료를 이용하여 단열망을 구성하였다. 이 단열망을 이용하여 3차원 유한 요소 격자망의 수리전도도장를 생성하고, 이를 지하수 유동 모의에 이용하였다. 현장에서 이루어진 양수시험 전과 후에 심부 관측공에서 측정된 수위와 구간별 유입, 유출량을 이용하여 시추공과 교차하는 단열대의 투수량계수와 부지의 함양률을 조절하며 지하수 유동 모형을 보정하였다. 양수 시험 전과 후를 순차적으로 보정해가며 모의한 결과, 보정된 지하수 유동 모형으로 계산한 지하 수위는 관측 자료와 비교적 일치하지만, 관측공에서의 지하수 유입, 유출량은 상당한 차이를 보이는 구간도 있는 것으로 확인되었다. 이런 불일치는 지하수 유동로가 될 수 있는 구조가 지하수 유동 모의를 위한 개념모형에 충분히 반영되지 않아 생기는 것으로 생각되며, 이에 배경단열과 같은 국지적인 유동로 구조가 개념모형에 반영되어야 할 것으로 판단되었다.

• 방사성폐기물학회지
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• 제7권2호
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• pp.109-114
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• 2009

1.0m 길이의 광 경로를 가진 액체 광도파 모세관 셀(LWCC, Liquid Waveguide Capillary Cell)을 이용하여 악티나이드 원소 중 몰흡광계수가 작은 우라늄 6가 (U(VI)) 및 플루토늄 5가 (Pu(V)) 이온의 흡수스펙트럼을 측정하고, 검출한계를 조사하였다. 방사성 동위원소인 플루토늄을 분석하기 위하여 LWCC를 글로브 박스 내부에 설치하였고, 광섬유를 이용하여 상용의 분광광도계에 연결하였다. 이 분광장치를 이용하여 측정한 U(VI), Pu(V)의 몰흡광계수는 각각 8.14${\pm}$0.07 (414 nm), 17.00${\pm}$0.16 (569 nm) $M^{-1}cm^{-1}$이고, 검출한계는 각각 0.74, 0.35 ${\mu}$M이다. 측정한 검출한계는 분광광도계에 일반적으로 장착할 수 있는 1.0 cm 광 경로의 석영 셀을 이용하는 경우와 비교하여 30 배 이상 개선된 값이다. 이 분광장치를 Pu(VI)의 가수분해 반응 측정에 적용하여 Pu(VI)의 환원에 의해 생성되는 미량의 Pu(V)을 검출할 수 있었고, 미량으로 존재하는 Pu(V) 화학종이 Pu(VI) 가수분해 화학종의 형성상수를 측정할 때 오차의 원인으로 작용할 수 있음을 확인하였다.

• 방사성폐기물학회지
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• 제6권2호
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• pp.129-139
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• 2008

본 연구에서는 국내산 경주벤토나이트를 이용하여 제조한 벤토나이트 콜로이드에 대한 산화환원 반응에 대체적으로 안정한 다가 핵종인 Eu(III)와 Th(IV)의 실험적 수착 연구를 수행하였다. 수착실험에 대한 공시험을 수행하여 반응용기 벽면에 의해, 침전에 의해, 콜로이드 형성에 의해 손실된 핵종들의 양을 평가하였다. 그리고 이러한 손실들을 반영한 Eu(III)와 Th(IV)의 벤토나이트 콜로이드에 대한 수착분배계수 $K_d$값을 구하고 조사하였다. 세 종류의 손실양을 반영한 벤토나이트 콜로이드의 순수한 수착분배계수 $K_d$ 값은 pH 변화에 따라 Eu(III)의 경우 $10^6-10^7mL/g$ 정도의 값을 가지고, Th(IV)의 경우 $7{\times}10^6-10^7\;mL/g$ 정도의 값을 가지는 것으로 관측되었다. 특히 Eu(III)의 경우엔 pH 5 이상에서 침전의 영향이 크게 나타났고, Th(IV)의 경우엔 pH 3 이후에 콜로이드 형성과 침전의 영향이 크게 나타났다. 따라서 주어진 농도에서 콜로이드 형성 및 침전 영향이 커지는 pH 이후에는 Eu(III) 및 Th(IV)과 같은 다가 핵종들의 정확한 수착분배계수를 구하기 위해서는 이러한 침전 및 콜로이드 형성과 같은 영향이 반영되어야 할 것이다.

• 방사성폐기물학회지
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• 제14권3호
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• pp.297-305
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• 2016

본 연구에서는 방사성폐기물 처분장이 건설 운영되고, 폐쇄 후 제도적 관리기간이 끝나게 되어 그 곳에 처분장이 존재한다는 사실과 위해(hazard)의 정도가 잊혀 지면서 무의식적인(inadvertent) 처분장 인간침입이 일어날 경우 이를 어떻게 평가할 것인지에 대해 기술하였다. 처분장 인간침입을 평가하기 위한 전제조건을 국내 또는 국제적으로 권고한 사항에 근거하여 설정하고 처분장 인간침입 평가방법론에 대해 기술하였다. 처분장 인간침입 평가 방법론에서는 사회적요인, 인간침입 시나리오, 방지대책 도출시 상호 관계에 대해 언급하였으며, 시나리오 도출절차에 대해서도 언급하였다. 인간침입 방지대책을 도출하기 위한 절차를 네 단계로 구분하여, 기본 정보를 도출하는 방법, 일반방지대책을 도출하는 방법, 후보방지대책을 도출하는 방법, 정형화된 시나리오를 고려하여 최종적으로 인간침입 방지대책을 도출하는 방법 등에 대해 체계적으로 기술하였다. 본 연구에서 도출된 인간침입 평가 방법론은 향후 인간침입의 가능성을 감소시키고 인간침입 발생 시 위해를 줄이기 위한 방지대책 마련 시 유용하게 활용될 것으로 판단된다.

• 방사성폐기물학회지
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• 제11권3호
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• pp.207-212
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• 2013

2011년 3월 발생한 일본의 후쿠시마 원전 사고는 원전의 안전성 문제를 넘어 경제성까지 논란을 불러일으키고 있으며, 이러한 문제는 원전 확대에 대한 비판적 시각을 전 세계적으로 확대시키고 있다. 따라서 원전이 안전성을 충분히 유지하면서도 타 전원에 비해 경제성이 있다는 것을 입증한다면 현재는 물론 지속가능한 전원으로서의 원전의 역할을 기대할 수 있을 것이다. 후쿠시마 원전사고 이후 국민들이 실제로 느끼는 '사회적 안전성' 정도를 알아보기 위해 안전성 대신 일반국민의 수용성을 지표로 삼아 안전에 대한 비용을 얼마나 지불할 수 있느냐를 알아보기 위해 비용편익분석의 하나인 조건부가치측정법(CVM: contingent valuation method)을 이용하였다. 경제성과 안전성의 trade-off값을 설문조사를 통해 알아본 결과 발전원가 4.75원/kWh 인상효과를 가져왔다. 이를 현재 원전발전단가 39.11 원/kWh에 반영하면 43.86 원/kWh으로 석탄화력 발전원가 67 원/kWh과 비교해 여전히 경쟁력이 있는 것으로 나타났다. 이러한 결과는 2013년 말 수립예정인 제2차 에너지기본계획[1] 등에 기초자료로 중요한 정책적 시사점을 가져다 줄 것이다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제50권3호
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• pp.356-367
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• 2018

A series of tests dedicated to station blackout (SBO) accident scenarios have been recently performed at the $Prim{\ddot{a}}rkreislauf-Versuchsanlage$ (primary coolant loop test facility; PKL) facility in the framework of the OECD/NEA PKL-3 project. These investigations address current safety issues related to beyond design basis accident transients with significant core heat up. This work presents a detailed analysis using the best estimate thermal-hydraulic code TRACE (v5.0 Patch4) of different SBO scenarios conducted at the PKL facility; failures of high- and low-pressure safety injection systems together with steam generator (SG) feedwater supply are considered, thus calling for adequate accident management actions and timely implementation of alternative emergency cooling procedures to prevent core meltdown. The presented analysis evaluates the capability of the applied TRACE model of the PKL facility to correctly capture the sequences of events in the different SBO scenarios, namely the SBO tests H2.1, H2.2 run 1 and H2.2 run 2, including symmetric or asymmetric secondary side depressurization, primary side depressurization, accumulator (ACC) injection in the cold legs and secondary side feeding with mobile pump and/or primary side emergency core coolant injection from the fuel pool cooling pump. This study is focused specifically on the prediction of the core exit temperature, which drives the execution of the most relevant accident management actions. This work presents, in particular, the key improvements made to the TRACE model that helped to improve the code predictions, including the modeling of dynamical heat losses, the nodalization of SGs' heat exchanger tubes and the ACCs. Another relevant aspect of this work is to evaluate how well the model simulations of the three different scenarios qualitatively and quantitatively capture the trends and results exhibited by the actual experiments. For instance, how the number of SGs considered for secondary side depressurization affects the heat transfer from primary side; how the discharge capacity of the pressurizer relief valve affects the dynamics of the transient; how ACC initial pressure and nitrogen release affect the grace time between ACC injection and subsequent core heat up; and how well the alternative feeding modes of the secondary and/or primary side with mobile injection pumps affect core quenching and ensure stable long-term core cooling under controlled boiling conditions.

• 산업식품공학
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• 제13권4호
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• pp.308-313
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• 2009

국내 벼 건조기간의 기상조건에 적합한 열펌프를 설계, 제작하여 기본 성능을 측정하고, 건조온도 20-50${^{\circ}C}$ 범위에서 벼 건조실험을 통하여 건조특성 및 소요에너지를 분석하였다. 열펌프는 건압축 냉동 사이클에서 냉동효과는 173.8 kJ/kg이었으며, 냉매순환량은 49.6 kg/hr이었다. 따라서, 성능계수는 5.5로 표준냉동사이클에서 냉매 R-22의 성능계수 4.0에 비해 높은 값을 나타내었으며, 목표 건조공기의 온도 30${^{\circ}C}$ 및 상대습도 40%에 도달하는 시간은 6분 및 7분으로 만족할 만한 수준이었다. 건조온도와 곡온과의 온도차이는 건조온도 21.9${^{\circ}C}$에서는 약 1.5${^{\circ}C}$, 건조온도 48.7${^{\circ}C}$에서는 약 8.5${^{\circ}C}$로서, 건조실에서 상승한 곡온은 템퍼링실에서 충분한 냉각이 이루어지는 것으로 판단되었다. 건조온도 21.9, 30.7 38.8 및 48.7${^{\circ}C}$에서 건조속도는 0.29, 0.61, 0.85 및 1.25%/hr로 나타나 상용건조기와 유사한 수준이었다. 건조온도 21.9${^{\circ}C}$에서 소요에너지는 325 kJ/kg, 건조온도 30.7, 38.8 및 48.7${^{\circ}C}$에서는 667, 692 및 776 kJ/kg로 나타나 외기조건에 따라 건조소요에너지의 차이가 발생했지만, 화석연료를 사용하는 상용 화력건조기의 벼 건조소요에너지 4,000-5,000 kJ/kg에 비해 평균 86% 절감되는 것으로 나타났다.

• 방사성폐기물학회지
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• 제17권2호
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• pp.127-137
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• 2019

삼불화알루미늄($AlF_3$)이 포함된 염화물-불화물 혼합 용융염에서 ZIRLO 튜브를 이용한 지르코늄 전해정련공정을 실증하였다. 순환 전압전류실험 결과, $AlF_3$의 농도가 증가함에 따라 금속환원의 개시 전위가 일정하게 증가하고 지르코늄-알루미늄 합금형성과 관련된 추가적인 peak의 크기가 점차 증가하는 것으로 나타났다. 전류조절 전착법과 달리, -1.2 V의 일정전위에서 수행한 지르코늄 전해정련에서 방사형 판 구조의 지르코늄 성장이 염의 상단 표면에서 확연하게 나타났으며, 전착물 지름의 크기는 $AlF_3$의 농도에 따라 점차 증가하는 것으로 나타났다. 주사전자현미경(SEM)과 에너지 분산 X선 분광기(EDX)와 X선 광전자 분광기(XPS)를 이용하여 판 구조의 지르코늄 전착물을 분석한 결과, 극미량의 알루미늄이 지르코늄-알루미늄 합금 형태로 존재하며, 전착물의 상단과 하단 간에 서로 다른 화학성분구조를 갖는 것으로 나타났다. $AlF_3$의 첨가는 전착물 내 잔류염 양을 줄이고, 지르코늄 회수를 위한 전류효율을 향상시키는 데 효과적인 것으로 나타났다.