• 한국환경과학회:학술대회논문집
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• 한국환경과학회 2005년도 봄 학술발표회지 제14권(제1호)
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• pp.267-271
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• 2005

This experiment was carried out at 450"C, which is relatively lower than the temperature for supercritical water oxidation (600-650$^{\circ}C$). In this experiment, the decomposition rates of various incombustible organic substances were very high. In addition, it was confirmed that hetero atoms existed in organic compounds and chlorine was neutralized by sodium(salt formation).However, to raise the decomposition rate, relatively large amount of sodium nitrate(3-4 times the equivalent weight) was required. When complete oxidation is intended as in the case with PCB, the amount of oxidizer and decomposition cost is important. But when vaporization reduction is required as in the case with nuclear wastes, the amount of radioactive wastes increases instead. But as can be seen in the result of XRD measurement, unreacted sodium nitrate remained unchanged. If oxidation reaction of organic substance simply depends on collision frequency, unreacted sodium nitrate can be recovered and reused, then oxidation equivalent weight would be sufficient. In the gas generated, toxic gas was not found. As the supercritical water medium has high reactivity, it is difficult to generate relatively low energy level SO$_{X}$, and NO$_{X}$.

• 방사성폐기물학회지
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• 제3권4호
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• pp.309-317
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• 2005

방사성 폐기물 핵종 재고량 평가에 필요한 핵종분석을 위하여 다양한 매질의 방사성 폐기물 시료로부터 $^{99}Tc,\;^{94}Ng,\;^{55}Fe,\;^{90}Sr$ 및 $^{59/63}Ni$의 분리에 관한 연구가 수행되고 있다. Ni은 음이온교환 수지와 Sr-Spec 추출 크로마토그래피 수지로 Re($^{99}Tc$의 대용물), Nb, Fe 및 Sr을 차례로 분리하는 과정에서 Ca, Mg, Al, Cr, Ti, Mn, Ce, Na, K 및 Cu와 함께 회수되었다. 본 연구에서는 Ni의 선택적 분리기술을 확립하기 위하여 Ni-Spec 추출 크로마토그래피 및 양이온교환수지법으로 이들의 분리거동을 비교하였다. 또한 Ni의 정제와 기체비례계수법으로 방사능을 측정하기에 적합한 계측시료 준비를 위하여 ammonium $citrate/ethanol-H_2O$ 및 tartaric $acid/acetone-H_2O$에서 dimethylglyoxime(DMG)에 의한 Ni의 침전거동을 조사하였다 원자력발전소로부터 채취한 폐이온교환수지 시료 용해용액의 화학조성을 모사하여 만든 모의 폐이온교환수지 용액을 사용하여 Re, Nb, Fe 및 Sr 분리과정을 거쳐 최종적으로 분리한 Ni의 회수율은 $92.1\%\;(RSD:\;0.9\%)$이었다. 또한 tartaric $acid/acetone-H_2O$에서 DMG에 의한 Ni의 회수율은 $85.6\%\;(RSD:\;1.9\%)$이었다.

• 한국방사성폐기물학회:학술대회논문집
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• 한국방사성폐기물학회 2005년도 춘계 학술대회
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• pp.32-39
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• 2005

원자력연구시설의 핫셀 내 바닥이나 장치표면에 부착된 방사성 오염입자의 제거를 위해서 PFC 제염기술을 적용한다. 고가인 PFC 제염용액의 재사용을 위해서는 여과장치의 개발이 필요하고 제염종료 후 이차폐기물의 양을 최소화할 필요가 있다. 여과막을 이용한 입자의 제거효율 측면에서 보면 Ceramic, PVDF, PP 막 모두가 $95\%$ 이상의 높은 여과 성능을 보였다. 기공 크기가 같은 동일 여과막에서는 입자가 크거나 공급되는 압력이 높을수록 좀더 성공적인 입자의 제거효율을 나타내었다. 투과 성능은 PVDF 막이 가장 높은 수준을 나타내었고 Ceramic과 PP 막에서는 다소 낮은 성능을 보였다. PVDF 막은 낮은 압력과 짧은 여과시간으로 최대(한계) 투과량에 도달함을 확인하였다. Ceramic 막은 모의입자의 제거효율은 높지만 다소 낮은 투과 성능을 나타냈다. 또한, 막 자체의 비싼 가격과 쉽게 부서지는 성질의 단점을 지니고 있지만 무기화합물의 재질로 되어있기 때문에 알파방사능 환경에서 $H_2$ 가스를 발생하는 고분자 막인 PVDF, PP 막과 비교하여 훨씬 안정적이므로 실제 핫셀에 적용 가능함을 알 수 있었다.

• 방사선산업학회지
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• 제10권4호
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• pp.173-179
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• 2016

Coals and coal ashes, raw materials and by-products, in coal-fired power plants contain naturally occurring radioactive materials (NORM). They may give rise to internal exposure to workers due to inhalation of airborne particulates containing radioactive materials. It is necessary to characterize radioactivity concentrations of the materials for assessment of radiation dose to the workers. The objective of the present study was to analyze radioactivity concentrations of coals and by-products at four coal-fired plants in Korea. High purity germanium detector was employed for analysis of uranium series, thorium series, and potassium 40 in the materials. Radioactivity concentrations of $^{226}Ra$, $^{228}Ra$, and $^{40}K$ were $2{\sim}53Bq\;kg^{-1}$, $3{\sim}64Bq\;kg^{-1}$, and $14{\sim}431Bq\;kg^{-1}$ respectively in coal samples. For coal ashes, the radioactivity concentrations were $77{\sim}133Bq\;kg^{-1}$, $77{\sim}105Bq\;kg^{-1}$, and $252{\sim}372Bq\;kg^{-1}$ in fly ash samples and $54{\sim}91Bq\;kg^{-1}$, $46{\sim}83Bq\;kg^{-1}$, and $205{\sim}462Bq\;kg^{-1}$ in bottom ash samples. For flue gas desulfurization (FGD) gypsum, the radioactivity concentrations were $3{\sim}5Bq\;kg^{-1}$, $2{\sim}3Bq\;kg^{-1}$, and $22{\sim}47Bq\;kg^{-1}$. Radioactivity was enhanced in coal ash compared with coal due to combustion of organic matters in the coal. Radioactivity enhancement factors for $^{226}Ra$, $^{228}Ra$, and $^{40}K$ were 2.1~11.3, 2.0~13.1, and 1.4~7.4 for fly ash and 2.0~9.2, 2.0~10.0, 1.9~7.7 for bottom ash. The database established in this study can be used as basic data for internal dose assessment of workers at coal-fired power plants. In addition, the findings can be used as a basic data for development of safety standard and guide of Natural Radiation Safety Management Act.

• 방사성폐기물학회지
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• 제18권2_spc호
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• pp.327-336
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• 2020

HANARO (High-flux Advanced Neutron Application Reactor)는 우라늄의 핵분열 연쇄반응에서 생성된 중성자를 이용하여 다양한 연구개발을 수행하는 열출력 30 MW 규모의 연구용 원자로이다. 탈기탱크는 HANARO의 부속시설에 설치되어 있다. 탈기탱크는 내부환경요인으로 인해 기체오염물질을 발생시킨다. 탈기탱크는 기체오염물질을 허용 가능한 수준 이하로 유지하기위해 필요하며 기체시료채취판넬의 분석기에 의해 모니터링 된다. 응축수가 발생하여 기체시료채취판넬의 분석기 내부로 유입된다면, 분석기의 측정 챔버 내부에 부식이 발생하여 고장을 야기한다. 응축수의 생성 원인은 탈기탱크에 존재하는 기체가 분석기로 유입되는 과정에서 탈기탱크와 분석기사이 온도 차이다. 응축수 생성을 억제하고 계통 내부에 생성된 응축수를 효율적으로 제거하기 위해 탈기탱크와 기체시료채취판넬 사이에 히팅시스템이 설치되었다. 이 연구에서 우리는 히팅시스템의 효율성을 알고자 한다. 또한 Wall Condensation Model을 이용하여 유체 입구온도, 외부온도 및 히팅 케이블 설정온도 변화에 따른 파이프 온도와 평균응축량의 변화를 모델링하였다.

• 방사성폐기물학회지
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• 제5권3호
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• pp.213-220
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• 2007

유리화공정 고온영역에서의 방사성 배기체 유동해석을 해석하기 위하여 상용 수치해석 범용 툴인 FLUENT를 이용하여 적용성을 검토하여 보았다. 수치해석을 통하여 유리화공정 원형설비에 영향을 미치는 인자를 파악하였는데, 저온용응로, 배관냉각기 및 고온필터 등의 세 단계로 나누어 해석을 수행하였다. 저온용융로의 경우 폐기물 처리용량에 따른 해석과 저온용융로 내부 과잉산소 공급 비에 따른 연소지연 가능성에 대한 수치해석을 수행하였다. 배관냉각기의 경우에는 각종 수치 모델 및 외벽 열전달계수를 확보하였으며 또한 방사성 핵종의 거동을 모사할 수 있는 수치적 기업을 검토하였다. 이러한 방법론을 적용하여 핵종의 열교환기 내부에서의 응고 특성에 대하여 고찰하였다. 수평 유입형식의 인입관이 있는 일반적인 형상과 유입구가 필터 내부에 수직으로 있는 고온필터의 수치해석을 통하여 인입관의 위치에 따른 고온필터의 작동 특성을 비교하였다.

• 방사성폐기물학회지
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• 제18권3호
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• pp.355-362
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• 2020

The corrosion behavior of the Inconel X-750 alloy was investigated for its potential application under a Cl₂-O₂ mixed gas flow in an Ar atmosphere. The corrosion rate was found to be negligible at temperatures up to 400℃ under a flow rate of 30 mL·min^-1 Cl₂ + 170 mL·min^-1 Ar, whereas an exponential increase was observed in the corrosion rate at temperatures greater than 500℃. The suppression of the corrosion reaction due to the presence of O₂ was verified experimentally at flow rates of 30 mL·min^-1 Cl₂ (4.96 g·m^-2·h^-1), 20 mL·min^-1 Cl₂ + 10 mL·min^-1 O₂ (2.02 g·m^-2 ·h^-1), and 10 mL·min^-1 Cl₂ + 20 mL·min^-1 O₂ (1.34 g·m^-2·h^-1) under a constant Ar flow rate of 170 mL·min^-1 at 600℃ for 8 h. The surface morphology analysis results revealed that porous surfaces with tunnel-type holes were produced under the Cl₂-O₂ mixed-gas condition. Furthermore, the effects of the Cl₂ flow rate on the corrosion rate were investigated, indicating that its impact was negligible within the range of 5-30 mL·min^-1 Cl₂ at 600℃.

• 한국철도학회:학술대회논문집
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• 한국철도학회 2011년도 춘계학술대회 논문집
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• pp.1306-1312
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• 2011

Underground Subway station's air pollutants are introduced from the indoor or outdoor. And Radon is a major pollutant in the subway station. Radioactive substances Radon is occuring naturally in granite tunnel wall and underground water. Especially inert gas Radon that causes lung cancer in human is anywhere but 5678 S.M.R.T. tunnels deep and pass through the granite plaque have a lot of Radon. The Radon concentration is determined by the following reasons : radon content of soil and concrete, underground water, ventilation, pressure difference, building structure, temperature, etc. So Radon concentration is hard to predict. And we can't only ventilate owing to era of high oil prices. This study focuses on our efforts for the reduction of Radon concentration. And the purpose is to provide basically datas of specially managed 15 subway station's Radon concentration.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제45권5호
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• pp.597-604
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• 2013

Containment Filtered Vent Systems (CFVSs) have been mainly equipped in nuclear power plants in Europe and Canada for the controlled depressurization of the containment atmosphere under severe accident conditions. This is to keep the containment integrity against overpressure during the course of a severe accident, in which the radioactive gas-steam mixture from the containment is discharged into a system designed to remove the radionuclides. In Korea, a CFVS was first introduced in the Wolsong unit-1 nuclear power plant as a mitigation measure to deal with the threat of over pressurization, following post-Fukushima action items. In this paper, the overall features of a CFVS installation such as risk assessments, an evaluation of the performance requirements, and a determination of the optimal operating strategies are analyzed for the Wolsong unit 1 nuclear power plant using a severe accident analysis computer code, ISAAC.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제39권6호
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• pp.683-690
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• 2007

Because of increasing concerns regarding global warming and the longevity of oil and gas reserves, the importance of nuclear energy as a major source of sustainable energy is gaining recognition worldwide. To make nuclear energy truly sustainable, it is necessary to ensure not only the sustainability of the fuel supply but also the sustained availability of waste repositories, especially those for high-level radioactive waste (HLW). From this perspective, the effort to maximize the waste loading density in a given repository is important for easing repository capacity problems. In most cases, the loading of a repository is controlled by the decay heat of the emplaced waste. In this paper, a comparison of the decay heat characteristics of HLW is made among the various fuel cycle options. It is suggested that, for a future fast breeder reactor (FBR) cycle, the removal and burning of minor actinides (MA) would significantly reduce the heat load in waste and would allow for a reduction of repository size by half.