• 방사성폐기물학회지
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• 제7권2호
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• pp.93-100
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• 2009

본 연구는 12 성분의 모의 FP-산화물 (simulated fission products oxide)을 대상으로 하여 $(NH_4)_2CO_3-H_2O_2$ 탄산염 용액에서 U을 산화 용해할 때 U과 함께 용해되는 FP의 산화 용해특성을 규명하였다. FP-산화물의 산화용해 시 FP의 최소 용해를 위한 산화제로는 $H_2O_2$가 가장 우수하였다. 0.5 M $(NH_4)_2CO_3-0.5$ M $H_2O_2$ 계에서 U과 함께 산화 용해되는 원소로는 Re, Te, Cs, Mo 등이고, 2시간 용해에서 Re과 Te은 각각 98${\pm}$2%, Cs은 94${\pm}$2%, Mo는 29${\pm}$2%가 용해되었다. Re, Te 및 Cs의 용해는 각각 $(NH_4)_2CO_3$ 용액에서의 높은 용해도에 기인하여 $H_2O_2$ 함유 여부에 관계없이 매우 빠르게 일어나고, $(NH_4)_2CO_3$ 농도 및 $H_2O_2$의 농도증가에 거의 영향을 받지 않았다. 반면에 $H_2O_2$에 의한 Mo의 산화 용해는 $(NH_4)_2CO_3$ 농도에 무관하게 매우 느리게 일어나고, 4시간 용해에서 약 33%가 용해되었다. 그리고 용액 내 pH는 FP-산화물의 용해에 가장 큰 영향을 미치는 요인으로 U의 산화 용해 시 FP의 공용해를 방지하기 위해서 pH 9${\sim}$10에서 수행하는 것이 효과적이었다.

• 방사성폐기물학회지
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• 제3권1호
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• pp.41-47
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• 2005

Cs$^{+}$ 이온에 대해 선택성을 갖는 ferrocyanide-음이온 교환수지를 제조하여 모의 제 염폐액 내에 존재하는 Cs$^{+}$ 이온에 대한 흡착실험을 수행하였다. 제조된 이온교환 수지가 citric acid를 주제염제로 하는 제염폐액 내에 존재하는 Cs+ 이온에 대한 흡착능력은 상용 양이온교환수지에 비해 4배 이상 효과적인 것으로 나타났다. 모의 제염폐액과 선택성 이온교환수지를 접촉시킨 후 360분이 경과하면 금속이온에 대한 흡착반웅이 평형에 도달하였다. 본 연구범위에서 Co$^{2+}$ 이온농도가 필요이상 증가하게 되면 Cs$^{+}$ 이온의 흡착율은 감소하였다. 과산화수소와 히드라진을 사용한 선택성 폐 이온교환수지의 재생실험 결과 전기중성화조건을 만족시키기 위해 Cs$^{+}$ 이온이 수지로부터 용출됨을 확인하였고 열화없이 재 사용가능성을 확인하였다.

• 한국지하수토양환경학회지:지하수토양환경
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• 제21권6호
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• pp.67-79
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• 2016

Gaussian process regression (GPR) is proposed as a tool of long-term groundwater quality predictions. The major advantage of GPR is that both prediction and the prediction related uncertainty are provided simultaneously. To demonstrate the applicability of the proposed tool, GPR and a conventional non-parametric trend analysis tool are comparatively applied to synthetic examples. From the application, it has been found that GPR shows better performance compared to the conventional method, especially when the groundwater quality data shows typical non-linear trend. The GPR model is further employed to the long-term groundwater quality predictions based on the data from two domestically operated groundwater monitoring stations. From the applications, it has been shown that the model can make reasonable predictions for the majority of the linear trend cases with a few exceptions of severely non-Gaussian data. Furthermore, for the data shows non-linear trend, GPR with mean of second order equation is successfully applied.

• 방사성폐기물학회지
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• 제16권3호
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• pp.315-330
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• 2018

미임계 시설은 정상 또는 사고상태에서 핵임계안전성이 확보되어야 한다. 이를 위해선 계산된 임계도가 바이어스와 불확실도로 결정된 미임계상한치(USL)를 초과하지 않는다는 것을 검증하는 절차가 반드시 필요하다. 하지만 핵임계안전성 검증방법론은 여러 가지가 존재하며, 방법론이 달라지면 USL도 달라지므로 가장 적절한 한가지의 방법론으로 평가하는 것이 중요하다. 본 연구에서는 핵임계안전성 검증 방법론이 기술된 두 개의 문서를 비교 분석하여 한 가지 방법론으로 정립하였고, SCALE6.1 코드를 이용한 용기 설계에서의 미임계상한치 결정에 적용하였다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제41권8호
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• pp.1079-1086
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• 2009

A great volume of radioactive concrete is generated during the operation and the decommissioning of nuclear facilities. The washing-electrokinetic technology in this study, which combined an electrokinetic method and a washing method, was developed to decontaminate the concrete generated in nuclear facilities. The results of only an electrokinetic decontamination for the concrete showed that cobalt was removed to below 1% from the concrete due to its high pH. Therefore, the washing-electrokinetic technology was applied to lower the pH of the concrete. Namely, when the concrete was washed with 3 M of hydrochloric acid for 4 hours (0.17 day), the $CaCO_3$ in the concrete was decomposed into $CO_2$ and the pH of the concrete was reduced to 3.7, and the cobalt and cesium in the concrete were removed by up to 85.0% and 76.3% respectively. Next, when the washed concrete was decontaminated by the electrokinetic method with 0.01M of acetic acid in the 1L electrokinetic equipment for 14.83 days, the cobalt and the cesium in the concrete were both removed by up to 99.7% and 99.6% respectively. The removal efficiencies of the cobalt and cesium by 0.01M of acetic acid were increased more than those by 0.05M of acetic acid due to the increase of the concrete zeta potential. The total effluent volume generated from the washing-electrokinetic decontamination was 11.55L (7.2ml/g).

• 전자공학회논문지
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• 제51권4호
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• pp.193-200
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• 2014

본 논문에서는 방사성 의약품의 자동합성장치에 사용되는 단채널 감마선 분광기를 보드 형태로 설계, 제작하고 그 특성을 측정 분석하였다. 감마선 검출을 위해 CZT (CdZnTe) spear 검출기를 이용하였고 아날로그 방식을 적용한 신호처리 보드의 형태로 감마선 분광기를 제작하였다. 측정을 위하여 방사성 물질인 Co-60을 시료로 사용하였으며, 최대 1173keV까지의 감마선 에너지 스펙트럼을 얻을 수 있었다. 아날로그 보드는 CZT spear 검출기에서 감마선을 검출하여 출력하는 신호를 적절히 변화시켜주기 위한 SF (shaping filter) 및 PHA (peak and hold amplifier)와 수치화된 감마선 신호 데이터를 계산하기 위한 ADC(analog to digital converter)와 FPGA (field programmable gate array)로 구성되었다.

• 대한전자공학회:학술대회논문집
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• 대한전자공학회 2001년도 The 6th International Symposium of East Asian Resources Recycling Technology
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• pp.586-591
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• 2001

This research investigated the feasibility of the accelerated carbonation of cement waste forms with carbon dioxide in a supercritical state. Hydraulic cement has been used as a main solidification matrix for the immobilization of radioactive and/or hazardous wastes. As a result of the hydration reaction for major compounds of portland cement, portlandite (Ca(OH)$_2$) is present in the hydrated cement waste form. The chemical durability of a cement form is expected to increase by converting portlandite to the less soluble calcite (CaCO$_3$). For a faster reaction of portlandite with carbon dioxide, SCCD (supercritical carbon dioxide) rather than gaseous $CO_2$, in ambient pressure is used. The cement forms fabricated with an addition of slated lime or Na-bentonite were cured under ambient conditions for 28days and then treated with SCCD in an autoclave maintained at 34$^{\circ}C$ and 80atm. After SCCD treatment, the physicochemical properties of cement matrices were analyzed to evaluate the effectiveness of accelerated carbonation reaction. Conversion of parts of portlandite to calcite by the carbonation reaction with SCCD was verified by XRD (X-ray diffraction) analysis and the composition of portlandite and calcite was estimated using thermogravimetric (TG) data. After SCCD treatment, tile cement density slightly increased by about 1.5% regardless of the SCCD treatment time. The leaching behavior of cement, tested in accordance with an ISO leach test method at 7$0^{\circ}C$ for over 300 days, showed a proportional relationship to the square root of the leaching time, so the major leaching mechanism of cement matrix was diffusion controlled. The cumulative fraction leached (CFL) of calcium decreased by more than 50% after SCCD treatment. It might be concluded that the enhancement of the characteristics of a cement matrix by an accelerated carbonation reaction with SCCD is possible to some extent.

• 비파괴검사학회지
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• 제14권4호
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• pp.228-236
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• 1995

본 연구에서는 비파괴검사 방법의 하나인 gamma scanning test에 의한 대단위 차폐체의 결함을 평가하는 방법을 제시하고 방사선 차폐를 해석하는 유용한 방법중의 하나인 Monte Carlo 코드로 이에 대한 검증을 하였다. Gamma scanning test로 차폐체의 결함을 평가하기 위한 모델은 원통형 차폐체를 대상으로 하였다. 먼저 방사성물질 운반용기에 대한 설계기준에 따라 기준차폐체를 설치하여 Co-60 선원과 섬광계수기로 기준치를 측정하고, 그 다음 실물의 원통형 차폐체를 측정하였다. 기준치로 원통형 차폐체의 납두께를 환산한 결과 결함두께는 최대 12mm로 평가되었다. 이를 검증하기 위한 MCNP 코드의 계산에서는 결함두께가 실험적 결과에 비해 4.1%에 해당하는 최대 11.6mm를 나타내었으며, 두 결과가 만족할 정도로 일치함을 보여주고 있다. 따라서 이러한 평가방법은 방사성물질을 사용하는 시설에 설치되는 대단위 방사선 차폐체나 대용량의 운반용기 차폐능 검사시 현장에서 적용시킬 수 있으며 측정치의 신뢰도를 제고할 수 있다. 앞으로 보다 정확한 측정을 위하여 차폐체의 두께 측정결과가 화면에 직접 표시되는 측정장치의 연구 개발이 요구된다.

• 방사성폐기물학회지
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• 제12권2호
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• pp.171-178
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• 2014

원전 해체 시 원자력설비는 안전하게 해체되어야 한다. 고리 1호기나 월성 1호기와 같은 노후화된 원전의 경우 곧 원전 해체를 계획하고 있는 대상 원전이지만, 이 원전들의 가동 중단 후 해체 시 선원항 평가 기준, 제염 및 해체 기술 등의 독자적인 국내 기술 확보는 미흡한 실정이다. 본 연구의 목적은 원전 선원항 평가 기술 중 하나로 In-Situ 기법을 이용하여 대형 원전 기기를 직접 측정하여 측정대상체에 대한 선원항 평가방법을 개발하는 것이다. 원자로 헤드를 별도의 해체 없이 이동형 감마핵종분석기를 이용하여 직접 측정법으로 분석하고 간접 측정을 병행하여 측정 결과를 보완하였다. 그리고, 표면오염시료는 방사화학분석을 수행하였다. 분석 결과를 확장하여 원자로의 핵종 재고량을 계산하였다. 본 연구 결과를 토대로 각 핵종별 방사능량 변화에 따라 해체 시점을 결정할 수 있으며, 원전 해체 시 작업자의 피폭 저감에 도움이 될 것으로 기대한다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제23권4호
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• pp.374-386
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• 1991

시멘트 고화체내 Cs-137의 침출에 영향을 미치는 여러 새로운 인자들에 대해 조사하였다. 조사된 인자들은 가압 상태 및 진동 상태에서의 시멘트 경화, 압력하에서의 침출, 여러 종류의 점토 첨가, 이온 교환 수지(IRN-77)의 첨가, 그리고 $CO_2$또는 공기 주입의 영향이다. 침출실험은 IAEA가 제시한 방법에 의해 수행되었고, 실험 결과를 해석하기 위해 시멘트 고화체에 대한 기공 구조를 BET방법으로 분석했다. 처분장에 처분된 고화 드럼 주위에는 뒷채움재가 채워져 있기 때문에 시멘트 고화체가 직접 지하수와 접촉할 가능성은 매우 희박하다. 그래서 뒷채움재가 침출능에 미치는 영향을 예측하였다. 잘 알려진 확산 이론을 이용하여 뒷채움재를 고려했을 때 Cs-137 또는 비방사능 물질의 장기 침출율과 누적 침출량을 예측하였다.