• Nuclear Engineering and Technology
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• 제39권1호
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• pp.31-42
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• 2007

Energy supply is increasingly showing up as a major issue for electricity supply, transportation, settlement, and process heat industrial supply including hydrogen production. Nuclear power is part of the solution. For electricity supply, as exemplified in Finland and France, the EPR brings an immediate answer; HTR could bring another solution in some specific cases. For other supply, mostly heat, the HTR brings a solution inaccessible to conventional nuclear power plants for very high or even high temperature. As fossil fuels costs increase and efforts to avoid generation of Greenhouse gases are implemented, a market for nuclear generated process heat will be developed. Following active developments in the 80's, HTR have been put on the back burner up to 5 years ago. Light water reactors are widely dominating the nuclear production field today. However, interest in the HTR technology was renewed in the past few years. Several commercial projects are actively promoted, most of them aiming at electricity production. ANTARES is today AREVA's response to the cogeneration market. It distinguishes itself from other concepts with its indirect cycle design powering a combined cycle power plant. Several reasons support this design choice, one of the most important of which is the design flexibility to adapt readily to combined heat and power applications. From the start, AREVA made the choice of such flexibility with the belief that the HTR market is not so much in competition with LWR in the sole electricity market but in the specific added value market of cogeneration and process heat. In view of the volatility of the costs of fossil fuels, AREVA's choice brings to the large industrial heat applications the fuel cost predictability of nuclear fuel with the efficiency of a high temperature heat source tree of Greenhouse gases emissions. The ANTARES module produces 600 MWth which can be split into the required process heat, the remaining power drives an adapted prorated electric plant. Depending on the process heat temperature and power needs, up to 80% of the nuclear heat is converted into useful power. An important feature of the design is the standardization of the heat source, as independent as possible of the process heat application. This should expedite licensing. The essential conditions for success include: ${\bullet}$ Timely adapted licensing process and regulations, codes and standards for such application and design ${\bullet}$ An industry oriented R&D program to meet the technological challenges making the best use of the international collaboration. Gen IV could be the vector ${\bullet}$ Identification of an end user(or a consortium of) willing to fund a FOAK

• 미생물학회지
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• 제34권4호
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• pp.200-206
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• 1998

암모니아와 아민류가 주된 악취원인 실가동 분뇨처리장의 악취가스를 생물탈취탑에서 처리하기위한 연구의 일환으로 다양한 비율의 소나무 껍질, 분변토, 퇴비로 구성된 생물여재를 적용하는 탈취탑 여재내의 세균 분포 및 특성을 조사하였다. 153일간 사용한 탈취탑내 여재(이하 사용후)와 악취처리에 사용하지 않은(이하 사용전) 여재 각각을 대상으로 하였다. 그 결과 사용전 여재는 질산화한천 배지, 황산화한천 배지, 표준한천 배지 상에서 g당 $10^7{\sim}10^8$ 수준의 세균이 존재하였고 사용후 여재 역시 $10^5{\sim}10^7$에 이르는 다량의 세균이 존재하였다. 또한 질산화한천 배지에서 사용전 여재와 사용후 여재 모두 큰 차이 없이 간균과 구균이 존재하였다. 종속영양 세균 총 45주를 분리하여 동정한 결과 Pseudomonas, Bacillus, Flavobacterium, Alcaligenes속 등이 분리되었으며, 그 중 21주는 질산화한천 배지 상에서 집락을 형성한 것을 표준한천 배지에서 재 분리하여 동정하였는데 표준한천 배지 상에서 직접 분리한 분리주보다 Alcaligenes가 특징적으로 많이 분리되었다. Alcaligenes는 사용후 여재에서 높은 비중으로 검출되었고, 처리가 우수한 분변토 혼합여재에서의 검출비중이 소나무껍질여재보다 높아 생물탈취처리의 기여도가 높은 것으로 사료되었다.

• 생명과학회지
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• 제29권11호
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• pp.1294-1303
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• 2019

퍼클로레이트는 물에 용해도가 높고 안정되어 잔류하는 음이온성 오염물이다. 이 오염물은 토양/지하수는 물론 지표수, 먹는물, 식품, 어류, 농작물에도 검출이 되었다. 퍼클로레이트는 갑상선에 요오드가 흡수되는 것을 방해함으로써 대사조절에 중요한 갑상선 호르몬 생산을 감소시키는 것으로 알려졌다. 오염된 환경으로부터 퍼클로레이트를 제거하기 위한 다양한 기술이 개발되었으나 미생물에 의한 생분해가 가장 환경 친화적이고 경제적인 것으로 알려졌다. 그러나 염수와 같은 염이 있는 환경에서의 퍼클로레이트 생분해에 대한 정보는 비교적 제한적이다. 본 논문에서는 미생물을 이용한 염수의 퍼클로레이트 제거와 이와 관련된 미생물에 대해 기술하였다. 대부분 염수의 퍼클로레이트 생분해 연구는 acetate와 같은 유기물을 전자공여체로 사용하는 종속영양방식으로 이루어졌으며 폐재생액(염수) 내의 퍼클로레이트 처리에 중점을 두었다. 폐재생액은 퍼클로레이트로 오염된 지하수를 정화하는데 주로 사용되는 이온교환법에서 발생한다. 내염성 미생물을 농화배양하여 식종한 생물반응기를 통해 최고 10% NaCl 농도에서도 퍼클로레이트의 연속제거가 가능한 것으로 보고되었으나 장기적으로 안정적인 제거는 제시되지 않았다. 염수 내의 퍼클로레이트 제거에 사용된 생물반응기에는 주로 ${\beta}$-와 ${\gamma}$-Proteobacteria가 우세한 것으로 나타났다. 본 논문에서 기술한 이러한 정보는 생물공학기술 개발을 위해 염수의 퍼클로레이트 생분해에 대한 이해를 하는데 도움을 줄 것이다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제1권2호
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• pp.91-101
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• 1969

인원자첨가농도가 6.4$\times$$10^{14}$ 부터 1.25$\times$$10^{17}$ ㎤까지인 n 형씰리콘 단결정들을 (1) 1 MeV 전자선과 (2) 두가지 연구용원자로와 (3) $Co^{6o}$ 감마선원으로 조사하고 이에 따르는 비저항의 변화를 측정하였고 이 측정결과를 Buehler가 제의한 실험식을 적용하여 분석했다. 이 지수실험식은 조사량이 적은 범위내에서는 대부분의 경우 잘 적용되나 1 MeV원자선조사에서는 측정결과와 잘 맞지 않으며 경우에 따라서는 선형변화식이 오히려 더 잘 적용된다는 것이 밝혀졌다. 특히 전자선조사 시료에서 조사량이 많을때 carrier 제거율에 큰 변화가 나타나는데 이것을 결함준위와 Fermi level과의 교환효과로 보고 자세히 살펴보았다. 위의 실험식이 적용되는 범위안에서 손상계수를 계산하고 손상계수에 의해서 n형 씰리콘의 비저항 변화에 미치는 여러가지 방사선원의 상대적효과를 비교하였다. 예컨대 TRIGA Mark II 연구로내의 중성자조사는 1 MeV 전자선 조사에 비하여 약 40배나 더 효과적으로 비저항 변화를 일으킨다는 것이 알려졌다. 조사전의 carrier농도와 손상계수와의 관계도 조사하였고 또 지수실험식의 물리적근거와 조사량이 많을때의 결함준위와 Fermi level와의 교차가 비저항변화에 미치는 효과도 아울러 고찰하였다.다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제53권10호
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• pp.3367-3378
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• 2021

The design phase and safety assessment of Generation IV liquid metal-cooled fast reactors calls for the improvement of fuel pin performance codes, in particular the enhancement of their predictive capabilities towards uranium-plutonium mixed oxide fuels and stainless-steel cladding under irradiation in fast reactor environments. To this end, the current capabilities of fuel performance codes must be critically assessed against experimental data from available irradiation experiments. This work is devoted to the assessment of three European fuel performance codes, namely GERMINAL, MACROS and TRANSURANUS, against the irradiation of two fuel pins selected from the SUPERFACT-1 experimental campaign. The pins are characterized by a low enrichment (~ 2 wt.%) of minor actinides (neptunium and americium) in the fuel, and by plutonium content and cladding material in line with design choices envisaged for liquid metal-cooled Generation IV reactor fuels. The predictions of the codes are compared to several experimental measurements, allowing the identification of the current code capabilities in predicting fuel restructuring, cladding deformation, redistribution of actinides and volatile fission products. The integral assessment against experimental data is complemented by a code-to-code benchmark focused on the evolution of quantities of engineering interest over time. The benchmark analysis points out the differences in the code predictions of fuel central temperature, fuel-cladding gap width, cladding outer radius, pin internal pressure and fission gas release and suggests potential modelling development paths towards an improved description of the fuel pin behaviour in fast reactor irradiation conditions.

• 방사성폐기물학회지
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• 제16권4호
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• pp.455-472
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• 2018

국내의 사용후핵연료가 증가함에 따라 사용후핵연료 저장조는 곧 포화가 될 것으로 예상된다. 따라서 사용후핵연료 건식저장 운영 및 관리 방안에 대해 연구하는 것은 매우 중요하다. 미국에서는 오랜 기간 건식저장을 운영해왔으며 이를 바탕으로 사용후핵연료 건식저장 운영 및 관리 방안에 대해 많은 연구가 수행되고 있다. 그러나 우리나라에서는 경수로 사용후핵연료건식저장 경험이 없으며 관련 관리방안 및 구체적인 기준이 매우 부족한 현실이다. 건식저장기간 동안 주요한 이슈중의 하나는 건식저장용기 열화현상이며 대표적으로 응력부식균열에 의한 부식현상이 있다. 미국에서는 U.S. DOE, U.S. NRC, 그리고 EPRI 주관 아래 건식저장 캐니스터에서의 염화물 응력부식균열에 관한 많은 연구들을 수행하고 있다. 또한 건식저장 캐니스터의 염화물 응력부식균열 현상을 설명하기 위해 SNL에서는 확률론적 응력부식균열 모델을 제시하였다. 본 논문에서는 SNL에서 제시한 확률론적 응력부식균열 모델을 검토하였으며 모델에 제시된 주요인자들을 세세하게 분석하였다. 본 논문은 우리나라에서 스테인리스 스틸로 제작된 캐니스터를 경수로 사용후핵연료 건식저장으로 이용할 경우, 건식저장 운영 및 관리 방안을 구축하는 대에 좋은 참고문헌이 될 것이라 사료된다.

• Tuberculosis and Respiratory Diseases
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• 제82권4호
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• pp.306-310
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• 2019

Background: Tuberculosis (TB) is increasing in immigrants. We aimed to investigate the current status of latent tuberculosis infection (LTBI) treatment for North Korean Refugees (NKR) compared to South Koreans Contacts (SKC). Methods: TB close contacts in a closed facility of SKC and NKR who underwent LTBI screening in a settlement support center for NKR were analyzed retrospectively. Results: Among tuberculin skin test (TST) ${\geq}10mm$ (n=298) reactors, the males accounted for 72.2% in SKC (n=126) and 19.5% in NKR (n=172) (p<0.01). The mean age was higher in South Korea ($42.8{\pm}9.9years$ vs. $35.4{\pm}10.0years$, p<0.01). Additionally, the mean TST size was significantly bigger in NKR ($17.39{\pm}3.9mm$ vs. $16.57{\pm}4.2mm$, p=0.03). The LTBI treatments were initiated for all screened NKR, and LTBI completion rate was only 68.0%. However, in NKR, LTBI treatment completion rate was significantly increased by shorter 4R regimen (odds ratio [OR], 9.296; 95% confidence interval [CI], 4.159-20.774; p<0.01) and male (OR, 3.447; 95% CI, 1.191-9.974; p=0.02). Conclusion: LTBI treatment compliance must be improved in NKR with a shorter regimen. In addition, a larger study regarding a focus on LTBI with easy access to related data for NKR should be conducted.

• Korean Chemical Engineering Research
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• 제57권3호
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• pp.420-424
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• 2019

포항산업과학연구원(RIST, Research Institute of Industrial Science & Technology)-고등기술연구원(IAE, Institute for Advanced Engineering)에서 제안한 합성천연가스(Synthetic Natural Gas, SNG) 제조공정(3개의 단열반응기와 1개의 등온반응기로 구성됨)에서, 합성가스와 함께 스팀을 공급함으로써 메탄화반응과 수성가스전환반응을 동시에 반응시켜 촉매층의 온도와 촉매 비활성화를 제어하였다. SNG 공정개발을 위해 본 연구에서는, 포항산업과학연구원에서 제조한 니켈계 촉매를 사용하여 낮은 $H_2/CO$ 비($CO_2$ 22% 포함) 조건에서의 메탄화반응 특성을 평가하였다. 운전조건(1차 단열반응기의 $H_2O/CO$ 비, 4차 등온반응기의 운전온도 범위 등)은 이전의 연구 결과를 반영하였으며, 동일한 조건을 유지하면서 파일럿 규모의 SNG 공정을 운전하였다. 그 결과, 파일럿 규모의 SNG 공정은 안정적으로 운전되었으며, CO 전환율 100%, $CH_4$ 선택도는 96.9% 그리고 $CH_4$ 생산성은 $660ml/g_{cat}{\cdot}h$의 값을 얻었다.

• 환경영향평가
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• 제29권6호
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• pp.403-413
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• 2020

최적의 염소 소독 전략을 구축하기 위해 8개의 연립 준선형 편미분방정식으로 구성된 수학적 모형이 제안되었다. 다차원 수치 프로그램을 개발하기 위해 상류 가중 유한요소법을 사용하였다. 프로그램은 세 가지 유형의 반응기에서 측정된 농도에 대해 검증되었다. 16개의 실험 결과에 대해 경계 조건 및 반응 속도를 보정하여 측정된 값을 재생시켰다. 모델링 결과로부터 8개의 반응 속도계수가 추정되었다. 반응 속도계수는 pH 및 온도로 표현되었다. 반응 속도계수를 추정하기 위해 수치 오차의 제곱의 합을 최소화하는 자동 최적 알고리즘의 프로그램을 개발하고 모형에 결합하였다. 최종 사용지에서 염소 및 오염물의 농도를 최소화하기 위해서는 정수장의 염소소독공정으로부터 최종 사용지까지의 수질 변화를 모형에 의해 예측하고 이를 기반으로 유입수 수질에 따라 염소소독공정을 운영하는 실시간 예측 제어 시스템이 필요하다. 본 모형을 이용하여 정수장에 이러한 시스템을 구축할 수 있을 것이다.

• 시스템엔지니어링학술지
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• 제17권1호
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• pp.65-75
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• 2021

When the decommissioning of South Korea nuclear power plants is promoted in earnest with the permanent shutdown of Kori Unit 1 in 2017, a large amount of various types of radioactive waste will be generated. For minimal generation and safe management of decommissioning waste, the waste should be made by appropriate classification of the dismantling waste characteristics in accordance with physical, chemical and radiological characteristics to meet the acceptance criteria of disposal facilities. Replacing the preliminary inspection at the site for the compliance of the waste acceptance criteria (WAC) of medium and low-level radioactive waste with the generator's own radioactive waste certification program (WCP), from the perspective of disposal, the optimization of waste management at the national level contributes to the efficient availability of disposal, such as the processing of non-conforming radioactive wastes at the site. To this end, it is important to evaluate radioactivity in each system and area such as nuclear reactors before decommissioning is carried out in earnest, and the prior removal of harmful wastes is important. From waste collection to waste disposal, decommissioning waste should be managed at each stage in consideration of the acceptance criteria of disposal facilities to minimize the generation of non-conforming waste.