• 방사성폐기물학회지
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• 제12권1호
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• pp.45-57
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• 2014

이온성 액체 기술에서의 학문적 연구들은 원자력 산업으로 확대되어 왔으며 많은 연구자들에 의해 방사성 물질의 처리에 이온성 액체의 활용이 연구되어 왔다. 다수의 연구들에 의해 사용 후 핵연료에 포함되어 있는 금속 원소들의 분광학적, 전기화학적 거동에 대한 흥미로운 결과들이 보고되었다. TBP(tri-butyl phosphate)를 용해시킨 이온성 액체에서 측정되고 관찰된 금속 이온들의 물성들은 전통적인 수용성 공정에 대한 대안 기술 개발을 유발시켰다. 한편, 수용성 및 비수용성 공정에서의 활용을 위해 이온성 액체에서 금속 이온의 전기화학적 전착이 연구되었다. 본 연구에서는 이온성 액체 연구에서 주목할 만한 내용들을 분류하고 정리하여 핵연료주기에서 이온성 액체의 활용에 대해 고찰하였다.

• 방사성폐기물학회지
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• 제11권3호
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• pp.193-198
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• 2013

일반적으로 역삼투압 공정에 의해 중성 pH 조건에서 40~90%의 붕소를 회수할 수 있다.정삼투공정은 새로운 선진 기술로 폐수처리 및 담수화 분야에서 관심이 높아지고 있다. 본 연구의 목적은 정삼투공정으로 방사성 액체 폐기물의 붕소제거 가능성을 고찰하고자 하는데 있다. 액체폐기물에서의 붕소 제거를 위한 정삼투공정의 성능을 평가하기 위해 pH, 삼투압, 용액의 이온강도 등을 고려하였다. 폐액의 붕산분리능을 좌우하는 주 조업변수인 pH 조건은 pH 7 이하에서 80% 이상의 붕소분리를 달성할 수 있었다. 약 1,000 mg/L 정도의 염농도에서는 막의 물의 플럭스는 거의 영향이 없었으나 붕소 투과율은 약간 감소하는 경향을 나타내었다. 공급액 내 붕소 농도 증가에 따라 붕소플럭스는 선형적으로 증가하였으며, 붕소의 투과율은 약 80% 정도로 일정하였다.

• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 2004년도 추계학술발표회 발표논문집
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• pp.1275-1276
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• 2004

• 한국방사성폐기물학회:학술대회논문집
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• 한국방사성폐기물학회 2005년도 Proceedings of The 6th korea-china joint workshop on nuclear waste management
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• pp.51-59
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• 2005

The long-lived fission product $^{99}Tc$ is present in large quantities in nuclear wastes and its chemical behavior in aqueous solution is of considerable interest. Under oxidizing conditions technetium exists as the anionic species $TcO_4^-$ whereas under the reducing conditions it is generally predicted that technetium will be present as $TcO_2{\cdot}nH_2O$. Technetium oxide was prepared by reduction of a technetate solution with $Sn^{2+}$. The concentration of total technetium and Tc(IV) species in the solutions were periodically determined by separating the oxidized and reduced technetium species using a solvent extraction procedure and counting the beta activity of the $^{99}Tc$ with a liquid scintillation counter. The experimental results show that the rate of oxidation of Tc(IV) in simulated groundwater and redistilled water is about $(1.49{\~}1.86){\times}10^{-9} mol/(L{\cdot}d$) under aerobic conditions, but Tc(IV) in simulated groundwater and redistilled water is not oxidized under anaerobic conditions. Under aerobic or anaerobic conditions the solubility of Tc(IV) oxide in simulated groundwater and redistilled water is equal on the whole.

• 한국방사성폐기물학회:학술대회논문집
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• 한국방사성폐기물학회 2003년도 가을 학술논문집
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• pp.455-462
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• 2003

원자력법에 의해 국내 모든 가동원전은 10년마다 주기적안전성평가를 이행하고 있다. 원자력법 시행규칙 제19조의 2에 제시된 환경영향 분야의 평가는 원자로시설의 환경영향 감시계획이 적절히 수립되어 이행되고 있는지를 확인하는 것이다. 평가결과 월성 1호기 가동에 따른 환경영향은 전반적으로 기술기준을 만족하였으며, 평가기준일까지 월성 1호기 운영으로 인해 주변 주민이 받는 방사선량은 제한치 이내에서 안전하게 관리되는 것으로 확인하였다.

• 한국방사성폐기물학회:학술대회논문집
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• 한국방사성폐기물학회 2005년도 추계 학술대회 논문집
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• pp.321-331
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• 2005

과학기술부고시 2003-12호 "원자로시설부지 수문 및 해양특성 조사평가 기준" 이 신규 제정되어, 원전 액체 방사성 유출물에 대한 삼차원적인 해양확산 평가 필요성이 커지고 있다. 한국수력원자력(주)와 전력연구원은 신고리, 신월성, 신울진 원 전등 다수의 신규원전 건설이 계획 또는 추진되고 있는 동해안을 대상으로 광역 및 부지별 입지특성을 반영한 해양확산 평가기술을 개발하고 있다. 동해안의 해수유동은 동해 해수순환에 의해 영향을 받기 때문에 원전 주변의 방사성 물질의 해양확산을 보다 정확히 평가하기 위해서는 동해 해수순환에 대한 이해가 선행되어야한다. 따라서 본 연구에서는 일본 큐슈대학교 응용역학연구소에서 개발한 RIAMOM 모델을 근간으로 동해 해수순환 모델링을 수행하였다. 모델 영역은 $126.5^{\circ}E{\~}142.5^{\circ}E$ $33^{\circ}N{\~}52^{\circ}N$, 수직층은 20개로 나누었다. 이 모델은 JODC, KNFRDI, 그리고 ECMWF로 부터 구하였다. 모델링 결과, 동해 해수순환을 비교적 잘 모의하고 있는 것으로 나타났다. 향후 모델링 결과를 정량적으로 평가하기 위해 인공위성 추적 부이를 이용하여 확산 검증 실험을 실시할 예정이다.

• 한국방사성폐기물학회:학술대회논문집
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• 한국방사성폐기물학회 2017년도 춘계학술논문요약집
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• pp.83-83
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• 2017

Electrorefining is a key step in pyroprocessing. The electrorefining process is generally composed of two recovery steps - the deposit of uranium onto a solid cathode and the recovery of the remaining uranium and TRU elements simultaneously by a liquid cadmium cathode. The solid cathode processing is necessary to separate the salt from the cathode since the uranium deposit in a solid cathode contains electrolyte salt. Distillation process was employed for the cathode processing. It is very important to increase the throughput of the salt separation system due to the high uranium content of spent nuclear fuel and high salt fraction of uranium dendrites. In this study, a mesh-covered crucible was investigated for the sat distillation of electrorefiner uranium deposits. A liquid salt separation step and a vacuum distillation step were combined for salt separation. The adhered salt in uranium deposits was efficiently removed in the mesh-covered crucible. The salt distiller was operated simply since repeated cooling - heating step was not necessary for the change of the crucible. The operation time could be reduced by the use of the mesh-covered crucible and the combined operation of the two steps. A method to preserve a vacuum level was proposed by double O-rings during the operation of the distiller with the mesh-covered crucible. After the salt distillation, the salt content was measured and was below 0.1wt% after the salt distillation. The residual salt after the salt distillation can be removed further during melting of uranium metal.

• 분석과학
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• 제15권1호
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• pp.20-25
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• 2002

추출크로마토그래피와 액체섬광계수기를 이용하여 기존의 방사성 스트론튬 분석법 단점을 해결하는 신속하고 신뢰성 있는 $^{89}Sr$ 과 $^{90}Sr$ 분석법을 개발하였다. 옥살산 공침혹은 양이온 교환수지로 방해원소를 제거한 후 Sr-spec 컬럼을 사용하여 스트론튬만을 순수분리한 후, 액체섬광계수기를 사용하여 $^{89}Sr$에서 방출하는 첼렌코프광을 측정하였고 spectrum unfolding 방법으로 $^{90}Sr$을 정량하였다. 본 연구에서 개발된 방사성 스트론튬 분석법을 환경 표준시료 (IAEA-375, Soil) 및 액체 폐기물시료에 적용하여 분석법의 유효성을 검증하였다.

• 대한방사성의약품학회지
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• 제8권2호
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• pp.95-101
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• 2022

Microfluidic radioimmunoassay (RIA) platform called µ-RIA spends less reagent and shorter reaction time for the analysis compared to the conventional tube-based radioimmunoassay. This study reported the design of µ-RIA chips optimized for the gamma counter which could measure the small samples of radioactive materials automatically. Compared with the previous study, the µ-RIA chips developed in this study were designed to be compatible with conventional RIA test tubes. And, the automatic gamma counter could detect radioactivity from the ¹²⁵I labeled anti-PSA attached to the chips. Effects of the multi-layer microchannels and two-phase flow in the µ-RIA chips were investigated in this study. The measured radioactivity from the ¹²⁵I labeled anti-PSA was linearly proportional to the number of stacked chips, representing that the radioactivity in µ-RIA platform could be amplified by designing the chips with multi-layers. In addition, we designed µ-RIA chip to generate liquid-gas plug flow inside the microfluidic channel. The plug flow can promote binding of the biomolecules onto the microfluidic channel surface with recirculation in the liquid phase. The ratio of liquid slug and air slug length was 1 : 1 when the ¹²⁵I labeled anti-PSA and the air were injected at 1 and 35 µL/min, respectively, exhibiting 1.6 times higher biomolecule attachment compared to the microfluidic chip without the air injection. This experimental result indicated that the biomolecular reaction was improved by generating liquid-gas slugs inside the microfluidic channel. In this study, we presented a novel µ-RIA chips that is compatible with the conventional gamma counter with automated sampler. Therefore, high-throughput radioimmunoassay can be carried out by the automatic measurement of radioactivity with reduced radiowaste generation. We expect the µ-RIA platform can successfully replace conventional tube-based radioimmunoassay in the future.

• 콘크리트학회논문집
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• 제25권3호
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• pp.321-329
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• 2013

방사성 폐기물 최종 매립장이 완공됨으로써 그동안 원자력 발전소 내에서 관리하고 있던 중 저준위 방사성 폐기물은 최종 처분장으로 이송하여 관리해야 한다. 주로 액상의 이온교환수지로 구성된 중 저준위 방사성 폐기물은 플라스틱 또는 강제용기 안에서 시멘트계 재료로 고화처리 되고 있다. 시멘트계 재료는 취성적이므로 이송 중 낙하, 충돌 등에 의해 붕괴될 경우, 방사성 물질이 유출될 수 있는 가능성이 있다. 안전성이 있는 이송장비를 설계하기 위해서는 현재의 고화체가 어느 정도의 강도를 발현하고 있는지를 확인할 필요가 있다. 그러나 방사성 물질을 포함하고 있는 폐기물의 강도를 직접법에 의해 측정하는 것은 위험하므로 불가능하기 때문에 동탄성계수와 같은 비파괴시험을 통해 간접적으로 강도를 파악하여야 한다. 따라서 방사성 폐기물의 압축강도와 동탄성계수의 관계를 규명할 필요가 있다. 폐기할 시점에서 이온교환수지 처리용 고화체의 압축강도는 3.44 MPa (500 psi)이다. 이론적으로 시멘트는 시간의 경과에 따라서 강도가 증진되기 때문에 폐기된 후 수년에서 수십년이 경과한 현 시점에서 고화체의 강도는 기준치를 크게 상회할 가능성이 있다. 이와 같은 배경에서 이 연구에서는 중 저준위 방사성 폐기물 처리용시멘트 고화체의 재료구성을 유지하면서 3~30 MPa 범위의 다양한 강도 수준을 갖는 시멘트 고화체를 제조하고 이를 대상으로 압축강도와 동탄성계수의 관계를 도출하고자 하였다. 실험 결과, AE제 첨가율의 변화에 의해 목표로 설정하였던 3~30 MPa 범위를 만족하는 고화체의 제조가 가능하였다. 또한 미리 기포를 제조하여 혼입하는 방법보다 AE제를 배합수에 직접 혼합하는 방법이 단위용적질량 및 강도를 보다 정확히 조절하는데 유리한 것으로 나타났다. AE제 첨가율에 의한 단위용적질량과 공기량은 첨가율이 낮은 범위에서 급격하게 변화하였으며 첨가율이 증가할수록 변화량은 감소하였다. 이온교환수치 처리용 시멘트 고화체의 동탄성계수는 4.1~10.2 GPa 범위로 나타났으며, 일반콘크리트 보다 약 20 GPa 정도 낮고 그 차이는 강도의 증가에 따라 증가하는 것으로 나타났다. 이온교환수지 처리용 시멘트 경화체에서도 압축강도와 동탄성계수는 선형적인 관계를 보이고 있다.