• 방사성폐기물학회지
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• 제10권4호
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• pp.263-272
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• 2012

파이로처리 방사성 폐기물 처분 시스템에 대하여 골드심을 이용하여 개발된 확률론적 평가 프로그램을 이용하여 폐쇄후 방사선적 안전성 평가를 수행하였다. 처분장으로부터 핵종이 유출되어 다양한 처분 시스템 내 매질을 이동하는 것에 관련된 정상 시나리오에 대한 평가를 위하여, 평가 결과에 대한 민감도나 일반적으로 불확실성의 범위가 큰 입력자료 중 주요하다고 판단되는 파라미터를 9개로 선정하여 평가에 고려된 핵종 중 Tc, Sn, Pa, Cs 4개의 원소에 대하여 평가 결과를 논의해 보았다. 확률론적 안전성 평가와 함께 이들 각 입력 자료에 대한 최종 방사선 피폭선량에 대한 민감도도 분석하여 결과에 대한 각 입력 파라미터의 중요도도 비교하였다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제47권1호
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• pp.47-58
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• 2015

Four recycling scenarios involving pyroprocessing of spent fuel (SF) have been investigated for a 600-MWe transmutation sodium-cooled fast reactor (SFR), KALIMER. Performance evaluation was done with code system REBUS connected with TRANSX and TWODANT. Scenario Number 1 is the pyroprocessing of Canada deuterium uranium (CANDU) SF. Because the recycling of CANDU SF does not have any safety problems, the CANDU-Pyro-SFR system will be possible if the pyroprocessing capacity is large enough. Scenario Number 2 is a feasibility test of feed SF from a pressurized water reactor PWR. Thefsensitivity of cooling time before prior to pyro-processing was studied. As the cooling time sensitivity of cooling time before prior to pyro-processing was studied. As the cooling time increases, excess reactivity at the beginning of the equilibrium cycle (BOEC) decreases, thereby creating advantageous reactivity control and improving the transmutation performance of minor actinides. Scenario Number 3 is a case study for various levels of recovery factors of transuranic isotopes (TRUs). If long-lived fission products can be separated during pyroprocessing, the waste that is not recovered is classified as low- and intermediate-level waste, and it is sufficient to be disposed of in an underground site due to very low-heat-generation rate when the waste cooling time becomes >300 years at a TRU recovery factor of 99.9%. Scenario Number 4 is a case study for the recovery factor of rare earth (RE) isotopes. The RE isotope recovery factor should be lowered to ${\leq}20%$ in order to make sodium void reactivity less than <7$, which is the design limit of a metal fuel.

• 한국방사성폐기물학회:학술대회논문집
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• 한국방사성폐기물학회 2006년도 학술논문요약집
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• pp.178-178
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• 2006

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제50권7호
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• pp.1060-1067
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• 2018

A feasibility of reusing option of spent nuclear fuel in a fusion-fission hybrid system without partitioning was checked as an alternative option of pyro-processing with critical reactor system. Neutronic study was performed with MCNP 6.1 for this option, direct reuse of spent PWR fuel (DRUP). Various options with DRUP fuel were compared with the reference design concept; transmutation purpose blanket with (U-TRU)Zr fuel loading connected with pyro-processing. Performance parameters to be compared are transmutation performance of transuranic (TRU) nuclides, required fusion power and tritium breeding ratio (TBR). When blanket part is loaded only with DRUP, initial $k_{eff}$ level becomes too low to maintain a practical subcritical system, increasing the required fusion power. In this case, production rate of TRU nuclides exceeds the incineration rate. Design optimization is done for combining DRUP fuel with (U-TRU)Zr fuel. Reactivity swing is reduced to about 2447 pcm through fissile breeding compared to (U-TRU)Zr fuel option. Therefore, a required fusion power is reduced and tritium breeding performance is improved. However, transmutation performance with TRU nuclides especially $^{241}Am$ is degraded because of softening effect of spectrum. It is known that partitioning and transmutation should be accompanied with fusion-fission hybrid system for the effective transmutation of TRU.

• 방사성폐기물학회지
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• 제10권3호
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• pp.219-228
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• 2012

우리나라에서의 고준위폐기물 처분을 위한 연구는 1997년부터 시작하였으며, 국내에서 발생하는 경수로 사용후핵연료와 중수로 사용후핵연료를 처분대상으로 하여 2006년도에는 한국형 사용후핵연료 기준처분시스템(KRS) 개발을 완료하였다. 이후, 경수로 사용후핵연료로부터 재활용 가능물질을 회수하는 재순환주기를 고려하여 재활용을 위한 파이로공정 연구를 수행하고 있어, 이 공정으로부터 발생하는 고준위폐기물에 대한 처분연구를 수행하고 있다. 본 논문에서는 심지층 처분시스템 개념설정에 중요한 인자인 파이로공정으로부터 발생하는 처분대상 폐기물인 세라믹고화 폐기물과 금속폐기물에 대한 특성분석 결과와 폐기물별로 특성에 적합한 처분용기 개념을 기술하였다. 이를 바탕으로 처분대상 폐기물에서 발생하는 붕괴열의 특성을 고려한 열해석을 통하여 지하처분시설에서의 처분용기 간격과 처분동굴 간격을 결정하고, 이를 반영하여 심지층 처분 시스템(A-KRS) 개념을 도출하였다. 이렇게 도출된 처분시스템 입지를 검토하기 위하여 KURT 시설 부지를 대상으로 가상부지로 설정하고, 가상 부지에 대한 지질 및 수리특성을 이용하여 최적의 배치(안)을 제시하였다. 본 연구의 결과는 추후 실제 부지특성자료와 연계하여 처분장 설계 및 처분안전성 평가에 입력자료로 활용될 것이다.

• 자원리싸이클링
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• 제17권2호
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• pp.46-54
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• 2008

폐 컴퓨터나 OA기기 중 PCB (Printed Circuit Board)에는 귀금속을 포함한 많은 양의 금속성분이 함유되어 있으며, 본 연구에서는 이들을 분리회수하기 위한 건식처리 기술을 검토하였다. 폐 컴퓨터로부터 얻은 PCB 스크랩을 산화처리한 시료에 대해 정량분석을 실시하고, 함유된 산화물 종류에 대하여 적합한 슬래그계를 선정하여 유가금속을 분리회수하기 위한 산화물 성분의 슬래그화를 시도하였다. 용융작업을 위해 슈퍼칸탈 회전로를 사용하였으며, 이때 도가니 회전이 금속의 회수율에 미치는 영향을 조사하였다.

• Korean Chemical Engineering Research
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• 제57권2호
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• pp.259-266
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• 2019

Tuning of electro-optical properties of nano-structured $SnO_2:Ga$ powders in a micro drop fluidized reactor (MDFR) was highly effective to enhance the activities of powders to be used as sensor materials. The tuning was conducted continuously in a facile one-step process during the formation of powders. The microscopic hydrodynamic forces affected the band gap structure and charge transfer of $SnO_2:Ga$ powders through the oxygen and interfacial tin vacancies by providing plausible pyro-hydraulic conditions, which resulted in the decrease in the electrical resistance of the materials. The analyses of room-temperature photoluminescence (PL) spectra and FT-IR exhibited that the tuning could improve the surface activities of $SnO_2:Ga$ powders by adjusting the excitation as well as separation of electrons and holes, thus maximizing the oxygen vacancies at the surface of the powders. The scheme of photocatalytic mechanism of $SnO_2:Ga$ powders was also discussed.

• 융복합기술연구소 논문집
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• 제2권1호
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• pp.7-12
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• 2012

Spent fuels are discharged from nuclear reactors as a result of power generations. The spent fuels would be considered as a useful resources because the main constituent is uranium and some other actinides are included in them. In order to utilize the resources chemical processes should be developed to treat the spent fuels and obtain uranium and other actinides to be fueled in a fast reactor. The technologies are categorized into wet and dry processes. In this study, the current status of such technologies is summarized to give a insight and a deep understanding on nuclear fuel cycles.

• 한국정보처리학회:학술대회논문집
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• 한국정보처리학회 2009년도 추계학술발표대회
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• pp.297-298
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• 2009

우주나 심해지역과 같이 알려지지 않은 지역의 지형 정보는 알 수 없기 때문에 그 지역을 탐사할 때 시간을 단축하거나 효과적인 방법을 찾는 것은 중요하다. 본 논문에서는 군집 로봇을 통해 가상의 단순한 미로 상황에서 목표물을 운반하는 실험을 하였다. Pyro 시뮬레이션 환경에서 군집로봇을 이용해 미로를 탐색할 때 좌수법 알고리즘을 사용하였다. 단순한 미로 상황에서 하나의 리더 로봇으로 미로를 탐색하는 것과 두 개 이상의 로봇을 이용해 미로를 탐색할 때의 차이를 비교해보고 어떤 방법이 더 효율적인지 알아본다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제42권1호
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• pp.37-46
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• 2010

The development of advanced nuclear fuel cycle(ANFC) technology is essential to meet the national mission for energy independence via a nuclear option in Korea. The action target is to develop environmentally friendly, cost-effective measures to reduce the burden of long term disposal. The proper scenarios regarding potential radionuclide release from a repository have been developed in this study based on the advanced korean Reference Disposal System(A-KRS). To predict safety for the various scenarios, a new assessment code based on the GoldSim software has also been developed. Deterministic analysis indicates an environmental benefit from the ANFC as long as the solid waster from the ANFC act as a proper barrier.