• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 1996년도 춘계학술발표회논문집(2)
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• pp.141-147
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• 1996

1979년 3월 Three Mile Island 2 (TMI-2) 발전소에서 사고가 발생했을 때 원자로용기내에 생성된 수소기체로 인하여 운전원은 원자로용기의 수위를 정확히 측정할 수 없었으며, 이로 인하여 사고상태를 신속히 파악하지 못하였다. TMI 사고이후 미국 원자력규제위원회 NRC는 이 같은 문제점을 해결하고자 미국내 모든 원전에서 사고 또는 비정상 조건이 발생할 경우에 원자로 용기 수위에 대하여 운전원이 신뢰성을 갖을 수 있는 후속조치를 수행토록 요구하였다. 또한 미국의 대표적인 전력연구소인 EFRI에서는 개량형 경수로 (Advanced Light Water Reactor : ALWR) 설계 요건으로 이러한 설계가 반영되도록 요건화 하였다.［1］. 본 논문에서는 2,825 MWt급 한국형 표준원전을 대상으로 EPRI에서 요구한 설계요건에 따라 TMI 2 발전소에서와 같은 사고로 인하여 수소기체가 발생했을 경우와 발전소가 비정상 상태로 인하여 증기가 발생했을 경우에, 이를 신속히 제거하여 운전원이 원자로용기의 수위를 정확히 감지할 수 있도록 하는 설계 방안을 검토하였다. 따라서, 설계방안으로 원자로용기에 모인 증기 또는 수소기체를 계통중 가장 높은 위치에 있으며, 계통구성 기기중 유일하게 2상을 유지하고 있는 가압기로 배출시키고자 두 기기간에 연결관을 설치하는 방안에 대해서 분석하였다. 원자로용기 상부해드와 가압기를 연결하는 방안은 여러가지가 있으나, 검토한 결과 한국형 표준원전에서는 연결관을 가압기 상부해드보다 4m 높게하여 원자로용기 상부해드와 연결하는 방안이 EPRI의 설계요건을 만족하면서 기존설계에 영향을 가장 적게 미치는 적합한 설계방안으로 분석되었다.크다는 단점이 있다.TEX>$_2$O$_3$ 흡착제 제조시 TiO$_2$ 함량에 따른 Co$^{2＋}$ 흡착량과 25$0^{\circ}C$의 고온에서 ZrO$_2$와 $Al_2$O$_3$의 표면에 생성된 코발트 화합물을 XPS와 EPMA로 부터 확인하였다.인을 명시적으로 설명할 수 있다. 둘째, 오류의 시발점을 정확히 포착하여 동기가 분명한 수정대책을 강구할 수 있다. 셋째, 음운 과 정의 분석 모델은 새로운 언어 학습시에 관련된 언어 상호간의 구조적 마찰을 설명해 줄 수 있다. 넷째, 불규칙적이며 종잡기 힘들고 단편적인 것으로만 보이던 중간언어도 일정한 체계 속에서 변화한다는 사실을 알 수 있다. 다섯째, 종전의 오류 분석에서는 지나치게 모국어의 영향만 강조하고 다른 요인들에 대해서는 다분히 추상적인 언급으로 끝났지만 이 분석을 통 해서 배경어, 목표어, 특히 중간규칙의 역할이 괄목할 만한 것임을 가시적으로 관찰할 수 있 다. 이와 같은 오류분석 방법은 학습자의 모국어 및 관련 외국어의 음운규칙만 알면 어느 학습대상 외국어에라도 적용할 수 있는 보편성을 지니는 것으로 사료된다.없다. 그렇다면 겹의문사를 [-wh]의리를 지 닌 의문사의 병렬로 분석할 수 없다. 예를 들어 누구누구를 [주구-이-ν가] [누구누구-이- ν가]로부터 생성되었다고 볼 수 없다. 그러므로 [-wh] 겹의문사는 복수 의미를 지닐 수 없 다. 그러면 단수 의미는 어떻게 생성되는가\ulcorner 본 논문에서는 표면적 형태에도 불구하고

• Journal of Radiation Protection and Research
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• 제24권2호
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• pp.73-86
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• 1999

현재 경수로형 원자력발전소의 일차계통 냉각수 정화를 위해 사용되는 이온교환방법은 제염효과가 우수하고 공정이 단순하며 조작이 간편하기 때문에 광범위하게 활용되고 있으나 비금속성분도 함께 제거하여 수지의 수명이 단축되고 폐이온교환수지가 발생되는 단점이 있다. 본 연구에서는 일차계통 냉각수 정화를 위해 사용되는 이온교환수지의 대체공정으로서 전기투석과 이온교환이 결합된 전기탈이온법의 사용가능성을 조사하기 위해 모의 용액을 이용하여 다양한 실험조건하에서 수행하였다. 실험결과 유입유량이 증가할수록 제거율은 증가하고 전력소모는 감소하였다. 금속성분 제거율에서 제염계수 1000으로 일정한 경향을 나타내었으며 전력소모 면에서는 TDS 3 ppm이하를 기준으로 유입유량이 $2.0{\ell}/min$일 때 $40.3mWh/{\ell}$ 이었다. 유입유속이 동일한 조건에서는 희석실에 채운 이온 교환수지의 함량이 증가할수록 금속성분 제거율과 전력소모에서 효과적인 것으로 평가되었다. 이온 교환수지를 채운 전기탈이온 공정은 이온교환수지 자체에 의한 수리적 저항과 현탁질에 의한 수지의 오염으로 인해 운전이 계속될수록 유량이 감소하게 된다. 이러한 단점을 극복하기 위해 이온교환수지 대신 이온전도성 스페이서를 설치하여 실험한 결과 유입유량 문제는 해결할 수 있었으나 전력소모와 금속성분 제거율 및 전류효율 면에서 비효율적인 것으로 평가되었다. 전기탈이온 공정의 연속운전에서도 금속성분 제거율에서 제염계수가 1000으로 안정적인 수준을 유지하였다.

• 한국방사성폐기물학회:학술대회논문집
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• 한국방사성폐기물학회 2005년도 춘계 학술대회
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• pp.335-343
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• 2005

차폐형 성분분석기(Shielded EPMA)를 이용하여 한국형 경수로발전소에서 연소된 35,000 MWd/MTU, U-235의 농축도 $3.2\%$인 $UO_2$ 사용후핵연료의 연소도 측정 방법을 제시하였다. 원자로의 출력과 핵연료의 특성 및 중성자속 분포 등 중요한 핵공학적 정보를 제공하는 사용후핵연료의 연소도는 U-235의 감손에 따른 무거운 핵종의 변화를 측정하거나 사용후핵연료 내에 생성된 핵분열생성물을 측정하는 방법 등이 있다. 이러한 방법은 비파괴시험으로도 하고 있으나 파괴시험인 화학적 분석방법이 보다 정확한 것으로 인식되고 있다. 그러나 화학분석법은 분석시간이 많이 걸리며, 방사선시료의 취급으로 인한 시험자의 피폭 등의 어려움이 따른다. 화학적 분석방법에 의한 연소도 측정방법 대신 분석시료의 제작 및 분석시간이 화학적 분석방법에 비해 상당히 짧고, 또한 국부적인 연소도 측정이 요구되는 사고 핵연료나 고연소 핵연료의 위치별 연소도 측정이 가능한 EPMA를 사용한 연소도 측정기술이 개발되고 있다. 시험결과 ORIGEN2코드로 계산한 연소도에 따른 Nd의 농도와 EPMA 분석에 의한 Nd의 농도는 거의 일치하였다. EPMA로 분석한 Nd의 조성과 ORIGEN-2 코드로 계산한 Nd의 조성 분포를 이용하여 사용후핵연료의 연소도를 예측하는 일차 실험식을 유도하였으며, 그 결과가 화학분석에 의한 연소도와 거의 일치함을 확인하였다.

• 한국산학기술학회논문지
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• 제10권11호
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• pp.3260-3268
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• 2009

냉각재상실사고이후 원전의 원자로건물집수조 여과기에서 화학적 영향을 고려한 수두손실을 종합적으로 평가하기 위한 시험장치를 개발하였다. 시험장치에서 원자로건물집수조와 시험장치에서 물 부피에 대한 여과기 면적의 비가 일치하도록 시험조건을 설정하고 시험을 수행하였다. TSP pH 조절제 조건에서 칼슘실리케이트는 시험 초기에 수두손실을 급격히 상승시켰기 때문에 원자로건물에서 모든 칼슘실리케이트를 제거하여야 함을 확인하였다. 비상노심냉각계통 살수지속시간의 차이에 따른 시험결과는 장기살수조건이 단기살수조건에 비해 12배 정도 높은 수두손실을 보였다. 살수조건 시험결과를 화학적 영향이 없는 수두손실과 비교하면 단기살수와 장기살수의 각 조건에서 5.6배 및 60.8배 수두손실이 증가하는 결과를 보였다. 화학적 영향은 재순환수에 노출된 물질의 양에 따라 초기의 일정기간 동안 알루미늄 및 아연도금 판의 부식에 의해 급격히 증가하고 이들이 부동피막을 형성한 이후에는 NUKONTM 및 콘크리트 등에서 침출된 화학종의 침전에 기인하여 증가율이 감소하는 경향을 보였다. 실험결과는 TSP에 의한 알루미늄의 부동피막 형성이 살수시간이 길어지고 알루미늄의 양이 많을 경우 효과적이지 않다는 것을 보였다.

• Journal of Radiation Protection and Research
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• 제34권3호
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• pp.129-136
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• 2009

국내 원전의 계획예방정비기간 중에 원자로계통의 개방과정에서 원자로건물내 공기 중으로 누설된 $^{131}I$의 체내 흡입으로 원전종사자의 내부피폭이 발생하였다. 이에 따라 원전에서 보유하고 있는 전신계측기(Whole body counter)를 이용하여 내부방사능을 측정하였다. 이들 측정값을 근거로 국제방사선방호위원회(ICRP)의 내부피폭 선량평가 지침을 적용하여 섭취량을 산정하고, 내부 피폭 방사선량을 평가하였다. $^{131}I$은 체내에서 섭취와 배설이 빠르고 갑상선으로 재축적이 일어나기 때문에 섭취 후 측정시점에 따라 섭취량이 차이를 보였다. 또한 ICRP 간행물에서 $^{131}I$의 전선에 대한 섭취잔류분율 자료를 제공하고 있지 않아 갑상선 섭취잔류분율 자료를 이용함으로써 섭취량 평가에서 오차를 나타내었다. 이에 따라 수계산과정으로 섭취량을 산정하고 예탁유효선량을 평가하였다. 한편 전선에 대한 섭취잔류분율을 새로 계산하였으며, 이 결과를 검증하였다. 또한 국제적으로 이용되고 있는 내부 피폭 선량평가 전신코드들 이용하여 섭취량 산정과 내부피폭 선량평가 평가결과에 대한 비교 계산이 병행하여 이루어졌다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제5권1호
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• pp.44-54
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• 1973

방사성 $^{38}$ CL로 표지된 유기 하로겐 화합물의 제조방법을 가려내기 위하여서 Phenyl halides(7종), thloro nitrobenzene(6종), Chloro nitroanisole(2종), Chloro aniline (3종), Chloro anisidine(3종), Chloro toluene(3종), Benzyl chloride 유도체(4종) 및 기타 대조 화합물 3종 등을 원자로 내에서 조사하고 생성물을 알카리 수용액으로 주출하고 각각의 무기 $^{38}$ CL 수율을 조사시간 별로 검토하였다. 그 결과 화합물의 구조 보다도 표적물의 상태에 따라서 무기물 수율에 변화가 있고 고체상의 표적물의 경우에는 수율이 일반적으로 얕고 변화가 고르다는 것을 화인 하였다. 화학구조에 따르는 무기 $^{38}$ CL0의 생성수율의 감소는 현재까지의 결과로 보아서 Phenyl chlorides$^{38}$ CL 수율간에 Linear relationship가 있었으며 염소원자수가 많을수록 그 수율이 얕았다. 실험 결과를 논의하였으며 교지 반응에 대한 본 실험 결과의 응용성가능 여부를 고찰하였다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제27권3호
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• pp.301-316
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• 1995

아래를 향한 가열 수평 평판이 있는 수조에서의 자연대류 현상을 규명하기 위한 실험적, 해석적인 연구를 수행하였다. 이는 압력용기 하부에 용융물이 있을때 캐비티내에서의 열수력현상을 규명하기 위한 간단화된 모델에 관한 연구이다. 압력 용기는 하부에 가열평판이 부착된 직육면체 단열 상자로 모의하고 이 상자는 물이 차 있는 수조에 설치된다. 냉각기는 정상상태의 유동 조건을 만들기 위해 상자와 수조사이의 U자 형태의 유동 영역에 설치된다. 실제 압력용기 하부에서는 다상 유동이 발생할 확율이 크나본 연구는 복잡한 다상 유동의 열수력 현상을 규명하기 위한 첫 단계 시도로서 단상유체를 사용한 실험 및 해석 연구이다. 본 연구에서는 가열 평판 아래에서의 자연대류현상특성을 더욱 잘 이해하기 위해 LDV와 열전대를 사용하여 속도와 온도를 측정하였다. 또한 입자가 부상된 유동장을 사진 찍어 유동을 가시화 하였다. 실험결과는 다음과 같다. 유체는 가열판과 냉각기가 작동할 때 매우 효과적으로 전 유동장에 걸쳐 순환한다. 가열판 하부에서 유동이 정체된 영역이 있고 매우 얇은 열 경계층을 갖는 두드러진 온도의 성층현상이 관찰되었다. FLUTAN Code를 이용한 해석은 속도를 합리 적으로 예측할 수 있다는 결과를 보여 주었다.

• Journal of Radiation Protection and Research
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• 제34권4호
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• pp.184-189
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• 2009

중수로원전의 방사선작업종사자는 방사선작업 종료 후에 뇨시료를 제출하여 공기중 삼중수소의 섭취에 따른 내부피폭 선량을 평가하고 있다. 이 경우 종사자가 제출한 뇨시료는 삼중수소가 체내에서 평형에 도달한 대표시료(Representative sample)라는 전제를 필요로 한다. 국제방사선방호위원회(ICRP)의 간행물과 삼중수소의 인체평형에 대한 캐나다의 실험결과에 의하면 체내로 유입된 삼중수소는 약 2-3시간 후에 평형에 도달한다고 기술하고 있다. 그런데 원전에서는 계획예방정비기간 동안 일시에 많은 작업이 진행되고 빈번한 종사자의 출입으로, 방사선작업 종료 후 제출하는 뇨시료는 섭취 후 평형에 도달하는 약 2시간 경과 이전에 제출하거나, 지연하여 제출하는 경우가 발생할 수 있다. 따라서 이 논문에서는 방사선작업 종료 후 종사자가 제출하는 시간대별 뇨시료 중의 삼중수소 농도를 측정하였고, 이를 근거로 체내 삼중수소의 농도에 대한 변화추이와 선량평가에 미치는 영향을 분석하였다. 그 결과 종사자의 뇨시료는 대부분 삼중수소 섭취 후 2시간 정도에 신체 내에서 평형에 도달하는 것으로 확인되었다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제17권4호
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• pp.290-301
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• 1985

600MW(e)급 CANDU형 원자로의 1차 냉각재계통은 2개의 “8자” 모양 루프로 구성되며 정상운전중 원자로 출구헤더 (ROH)의 설계 quality는 4%이다. 이러한 루프내 2부분에 압축성 유체의 존재 및 유동-quality-기포율의 정궤환 효과는 1차 냉각재계통 유동 불안정의 주요인이 된다. 계통의 안정을 위하여 설계 변경사항으로서 같은 루프의 ROH-HOH간 interconnect가 설치되었다. 본 논문은 정상운전시 1차 냉각재계통의 유동 불안정현상을 조사연구하며, 또한 interconnect가 유동 안정성에 미치는 영향 및 계통 고유의 유동 안정성에 대한 연구를 수행한다. 시간 영역의 안정성 분석은 ATHER코드로부터 보완된 ATHER/MOD-I 코드를 사용하여 분석한다. 가장 보수적인 계통 모형, 즉 대칭형 루프의 유동은 발산하며, interconnect를 설치함으로써 계통의 유동 안정성은 크게 향상되어 안정된다. 그러나 보수적인 가압기 모델을 사용 분석하였을 경우라도 계통의 유동 안정성은 보장됨을 알 수 있다. 실제적인 계통 즉 가압기와 interconnect를 모사한 경우의 계통 안정성은 크게 보장된다. 결론적으로 비록 interconnect는 계통의 안정성을 크게 향상시키나 가압기 등 계통 고유의 유동 안정성은 매우 커서 interconnect가 설치되지 않았더라도 1차 냉각재 계통의 유동 안정성을 보장함을 알 수 있다.

• 대한기계학회논문집B
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• 제41권8호
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• pp.531-536
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• 2017

최근들어 고체 표면의 젖음성을 향상시키기 위해 표면에 나노/마이크로 기술을 적용하는 연구가 진행되고 있다. 이러한 연구를 통하여 나노 구조가 표면 젖음성을 향상 시킬 수 있고, 액체 퍼짐은 실 모세관(Capillary wicking)에 의해 형성된다는 것을 확인하였다. 그러나 대부분의 연구는 나노 구조의 작은 스케일때문에 분석하는데 어려움이 있어서 퍼짐현상을 정성적으로 분석하고 있다. 본 연구에서는 마이크로/나노/마이크로-나노 구조를 갖는 실리콘 표면에서의 액적 계면 거동을 정량적으로 분석하였으며, 계면의 거동은 방사광 X선 영상법으로 직접 측면가시화를 진행하였다. 그 결과 모든 구조 표면에서 퍼짐 현상이 발생하였고, 액체 계면의 거동이 서로 다르게 나타났다. 마이크로구조의 경우 일정한 액막 두께를 유지하며 퍼졌고, 나노구조는 완만한 경사를 갖는 것으로 나타났다. 마이크로-나노 구조의 경우 두 가지가 결합된 형태의 퍼짐현상을 보였다. 또한 액체의 퍼짐은 마이크로-나노 구조에서 가장 증진됨을 확인하였다.