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정종헌(Chong-Hun Jung),원휘준(Hui-Jun Won),김선병(Seon-Byeong Kim) 한국열환경공학회 2019 한국열환경공학회 학술대회지 Vol.2019 No.춘계
고방사성 물질을 취급하는 시설은 허용된 방사성 준위를 유지해야하고 시설의 개·보수나 해체 시 작업자의 피폭저감을 위해서는 시설의 방사성 오염물질을 제거하는 제염공정이 필요하다. 이들 제염공정 중에서 화학제 등을 사용하는 습식제염공정은 제염 효과는 우수하지만 제염후 폐액이 발생하므로써 폐액과 관련된 화학적 처리공정이 필요하다. 이에 반해 물리적 방법에 의한 건식제염 공정은 폐액이 발생하지 않으므로 이와 관련한 추가 폐액처리가 불필요한 반면 제거된 미세 건식폐기물이 주변으로 비산함으로써 재오염 문제와 제염효과가 저하되는 문제가 있다. 따라서 비산으로 인한 오염확산을 억제하기 위해서는 제염과 동시에 여과매체에 의한 제염으로 제거된 미세 입자의 효과적 수거가 필요하다. 이와 관련하여 고방사능 건식제염 시 발생되는 나노크기의 미세입자를 효과적으로 포집할 수 있는 여과체에 의한 사전 포집특성을 조사하였다. 나노크기의 NaCl 분산체(0.2 M NaCl 수용액을 분무발생기에 채워 NaCl 액적을 분무 발생시킨 후 확산건조기를 거쳐 입자만 공급)를 HEPA filter(여지:PALL Model type A/E)에 통과시켜 포집 전후의 입자 수 농도를 UCPC(TSI model 3025A)와 electrostatic classifier(TSI model 3080)로 구성된 SMPS로 측정하여 포집효율을 평가하였다. 실험 결과, 약 110 nm 입자크기에서 포집효율이 약 97%로 가장 낮게 나타남을 알 수 있었다. 이는 입자크기에 따라 확산, 차단 및 관성충돌의 포집 메카니즘이 다른데 기인하여 주어진 필터와 면속도에서 최저 포집효율을 나타내는 입자크기와 면속도가 존재하기 때문이다. 큰 입경의 입자에 대한 포집효율 값이 변동이 있는 것은 NaCl 나노 입자의 낮은 농도에 기인한 것으로 보인다.
정관성,이동규,정종헌,이근우,Jeong, Kwan-Seong,Lee, Dong-Gyu,Jung, Chong-Hun,Lee, Kune-Woo 한국방사성폐기물학회 2006 방사성폐기물학회지 Vol.4 No.4
The estimated decommissioning cost of nuclear research reactor is calculated by applying a unit cost factor-based engineering cost calculation method on which classification of decommissioning works fitted with the features and specifications of decommissioning objects and establishment of composition factors are based. Decommissioning cost of nuclear research reactor is composed of labor cost, equipment and materials cost. Labor cost of decommissioning costs in decommissioning works are calculated on the basis of working time consumed in decommissioning objects. In this paper, the unit cost factors and work difficulty factors which are needed to calculate the labor cost in estimating decommissioning cost of nuclear research reactor are derived and figured out.
Ferrocyanide-음이온 교환수지에 의한 모의 토양제염 폐액 처리
원휘준,김민길,김계남,정종헌,박진호,오원진,Won Hui Jun,Kim Min Gil,Kim Gye Nam,Jung Chong Hun,Park Jin Ho,Oh Won Zin 한국방사성폐기물학회 2005 방사성폐기물학회지 Vol.3 No.1
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.
PFC 제염 시 발생된 PFC 폐액의 재사용을 위한 여과장치 개발 및 성능평가
김계남,정철진,원휘준,최왕규,정종헌,오원진,박진호,Kim Gye-Nam,Jeong Cheol-Jin,Won Hui-Jun,Choi Wang-Kyu,Jung Chong-Hun,Oh Won-Zin,Park Jin-Ho 한국방사성폐기물학회 2006 방사성폐기물학회지 Vol.4 No.2
PFC(Perfluorocarbon) decontamination process is one of best methods to remove hot particulate adhered on the inner surface of hot cell and surface of equipment in hot cell. It was necessary to develop a filtration equipment to reuse the PFC waste solution generated on PFC decontamination due to the high cost of PFC solution and for minimization of the volume of second waste solution. The filtration equipment was developed to remove hot particulate in PFC waste solution. It was made suitable size and weight in consideration of hot cell gate and crane. And it has wheels for easy movement. Flux of the filtration equipment decreased with particulate concentration increase. It consists of pre-filter($1.4{\mu}m$) and final-filter($0.2{\mu}m$) for protection of the flux decrease along filtration time. It treatment capacity of waste solution is 0.2 L/min.
Hot Cell 내의 고방사능 분진 제거를 위한 사이클론 적용 실험
김계남,이성열,원휘준,정종헌,오원진,Kim Gye Nam,Lee Sung Yeol,Won Hui Jun,Jung Chong Hun,Oh Won Zin 한국방사성폐기물학회 2005 방사성폐기물학회지 Vol.3 No.1
원자력시설 핫셀 (Hot Cell)내에서 핵종실험 시 발생하는 고방사능 분진(Hot Particulate)의 크기는 0.5300 ${\mu}m$이고 주 핵종은 UO$_2$였다. 핫셀 내의 고방사능 분진을 제거하기 위해 사이클론과 Bag/HEPA필터로 구성된 장치를 고안하였고, 이 장치의 사이클론에 의해 고방사능 분진을 최대로 포집할 수 있는 실험조건을 제시했다. 모의입자의 크기가 클수록 입자의 포집효율은 높았다. 모의 입자의 크기가 5${\mu}m$ 이상일 때, 입자의 포집효율은 $80\%$보다 높았다. 모의 입자의 크기가 1.0 ${\mu}m$ 보다 작을 때, 포집효율은 $70\%$ 보다 작았다. 모의 입자의 유입속도가 12 m/sec보다 클 때, 포집효율은 $70\%$보다 높았다. 그러나 유입속도가 17 m/sec 보다 클 때 포집효율의 증가율은 크지 않았다. 모의입자의 포집효율은 Vortex Finder의 길이가 7.2 cm이하일 때, 길이의 증가와 함께 높아졌지만 7.2 cm 이상일 때는 낮아지기 시작했다. 그러므로 Vortex Finder의 길이가 7.2 cm 일 때, 최대포집효율을 나타냈다. 사이클론 밑에 보조콘 부착 시 모든 속도 범위에서 약 평균 $2\%$ 정도 포집효율이 증가하므로 보조콘 부착효과가 크지 않았다.
송평섭,최왕규,민병연,김학이,정종헌,오원진,Song Pyung-Seob,Choi Wang-Kyu,Min Byung-Youn,Kim Hak-I,Jung Chong-Hun,Oh Won-Zin 한국방사성폐기물학회 2005 방사성폐기물학회지 Vol.3 No.2
Effects of the aluminum melting temperature, melting time and a kind of flux agents on the distribution of surrogate nuclide were investigated in the electric furnace at the aluminum melting including surrogate radionuclides(Co, Cs, Sr) in order to establish the fundamental research of the melting technology for the metallic wastes from the decommissioning of the TRIGA research reactor. It was verified that the fluidity of aluminum melt was increased by adding flux agent but it was slightly varied according to the sort of flux agents. The results of the XRD analysis showed that the surrogate nuclides move into the slag phase and then they were combined with aluminum oxide to form more stable compound. The weight of the slag generated from aluminum melting test increased with increasing melting temperature and melting time and the increase rate of the slag depended on the kind of flux agents added in the aluminum waste. The concentration of the cobalt in the ingot phase decreased with increasing reaction temperature but it increased in the slag phase up to 90$\%$according to the experimental conditions. The volatile nuclides such as Cs and Sr considerably transferred from the ingot phase to the slag and dust phase.
방사성 금속폐기물의 용융시 방사성 핵종(<sup>60</sup>Co, <sup>137</sup>Cs)의 분배특성
민병연,최왕규,오원진,정종헌,강용,Min, Byung Youn,Choi, Wang Kyu,Oh, Won Zin,Jung, Chong Hun,Kang, Yong 한국화학공학회 2007 Korean Chemical Engineering Research(HWAHAK KONGHA Vol. No.
원자력 시설 해체시 발생되는 금속성 폐기물의 용융 제염을 위한 기초 연구를 위해 아크 용융로를 사용하여 스테인레스강과 탄소강의 금속 폐기물 용융시 슬래그 종류, 농도, 염기도에 따라 $^{60}Co$, $^{137}Cs$ 핵종의 주괴, 슬래그, 분진 상으로 분배 특성을 살펴보았다. $^{60}Co$은 90% 이상 주괴상에 균질하게 분포되었으며, 슬래그 상에는 약 10% 미만으로 잔존하며 슬래그 조성에 따라 분배특성이 크게 영향을 받지 않았으나, 유동성이 좋은 염기성 슬래그 형성제가 포함된 슬래그에서는 영향을 받음을 알 수 있었다. $^{137}Cs$는 스테인레스강과 탄소강의 용융체로부터 완전히 제거되어 슬래그상과 분진상 상으로 분배됨을 알 수 있었다. A fundamental study on the melt decontamination of metal wastes generated by dismantling the nuclear facility, the melting of metal wastes such as stainless steel and carbon steel have been carried out to investigate the distribution phenomena of the radioisotopes such as $^{60}Co$ and $^{137}Cs$ into the ingot, slag and dust phases by using the various slag types, slag concentration and basicity in an arc furnace. The $^{60}Co$ remained homogeneously in the ingot phase above 90 % and it was barely present in the slag below 10 %. The effect of the slag composition on the distribution for Co-60 was not considerable, but a basic slag former with high fluidity showed effective. $^{137}Cs$ was completely eliminated from the melt of the stainless steel as well as the carbon steel and distributed to the slag and the dust phase.