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김광락,강희석,백승우,이성호,안도희,이한수,정흥석 ( Kwang Rag Kim,Hee Suk Kang,Seung Woo Paek,Sung Ho Lee,Do Hee Ahn,Han Soo Lee,Hong suk Chung ) 한국공업화학회 1997 한국공업화학회 연구논문 초록집 Vol.1997 No.0
N/A In the fields of operation and handling of the hydrogen isotope facility, and of management technology for the nuclear fusion source, gas chromatography has been used as one of the practical techniques for the separation and the enrichment of hydrogen isotopic gases including tritium. Chromatographic separation experiments of the hydrogen isotope mixture (hydrogen, deuterium and tritium) were carried out by use of a commercially available gas chromatograph. An aliquot of the gas sample was injected with a specially designed vacuum sampler into the stream of inert carrier gas which goes through the separation column at liquid nitrogen temperature. The complete separation of hydrogen isotopic molecules was observed with an alumina adsorbent partially deactivated by coating with 10% manganese chloride. In addition, fairly good separation conditions without appearance of the nuclear spin isomers in a shorter retention time, which would be useful for the practical applications of the hydrogen isotope separation and enrichment, were obtained.
비활성 알루미나 고정상을 이용한 수소동위원소의 크로마토그래피 분리
김광락,이성호,강희석,정흥석,성기웅 ( Kwang Rag Kim,Sung Ho Lee,Hee Suk Kang,Hongsuk Chung,Ki Woung Sung ) 한국공업화학회 1998 공업화학 Vol.9 No.1
삼중수소를 함유하는 수소동위원소 시설의 운용이나 취급 또는 핵융합소재의 관리기술분야에서는 기체크로마토그래피 분리법이 중요한 분석 및 농축기술중의 하나로 활용되고 있다. 수소, 중수소 및 삼중수소의 수소동위원소 혼합기체시료를 상용 기체크로마토그래피를 사용하여 분리하였다. 기체시료는 특별히 제작된 진공-시료주입장치를 통해 액체질소온도의 분위기로 유지된 분리컬럼을 통과하는 비활성 캐리어 기체의 흐름에 주입하였다. 10% 함량의 염화망간으로 부분-비활성화한 산화알루미늄 고정상에서 수소동위원소들이 완전히 분리됨을 확인할 수 있었다. 그리고 이성질체피크의 억제와 분리 ·용리시간이 단축되어 실제 수소동위원소의 분리 및 농축기술에 유용하게 적용할 수 있는 비교적 우수한 분리조건을 얻었다. In fields of operating or handling a hydrogen isotope facility, and of the technology for nuclear fusion source management, gas chromatography has been used as one of the practical techniques for separation and enrichment of hydrogen isotopic gases including tritium. Chromatographic separation experiments of the hydrogen isotope mixture (hydrogen, deuterium and tritium) were carried out by use of a commercially available gas chromatograph. An aliquot of gas sample was injected by a specially designed vacuum sampler into the stream of inert carrier gas which went through the separation column under liquid nitrogen temperature. The complete separation of hydrogen isotopic molecules was observed with an alumina adsorbent partially deactivated by coating with 10% manganese chloride. In addition, fairly good separation conditions were obtained without any appearance of nuclear spin isomers with shorter retention time, which would be available for the practical applications of the hydrogen isotope separation and enrichment.
포스터 발표 - 무기재료분과 / 전기화학분과 / 촉매분과 : 비활성 알루미나 충전컬럼에서의 수소동위원소 분리특성
김광락,강희석,백승우,이성호,안도희,이한수,정흥석 ( Kwang Rag Kim,Hee Suk Kang,Seung Woo Paek,Sung Ho Lee,Do Hee Ahn,Han Soo Lee,Hong suk Chung ) 한국공업화학회 1997 한국공업화학회 연구논문 초록집 Vol.1990 No.3
N/A In the fields of operation and handling of the hydrogen isotope facility, and of management technology for the nuclear fusion source, gas chromatography has been used as one of the practical techniques for the separation and the enrichment of hydrogen isotopic gases including tritium. Chromatographic separation experiments of the hydrogen isotope mixture (hydrogen, deuterium and tritium) were carried out by use of a commercially available gas chromatograph. An aliquot of the gas sample was injected with a specially designed vacuum sampler into the stream of inert carrier gas which goes through the separation column at liquid nitrogen temperature. The complete separation of hydrogen isotopic molecules was observed with an alumina adsorbent partially deactivated by coating with 10% manganese chloride. In addition, fairly good separation conditions without appearance of the nuclear spin isomers in a shorter retention time, which would be useful for the practical applications of the hydrogen isotope separation and enrichment, were obtained.
김유환,김광락,배윤영,성기웅,배성렬 ( Yu Hwan Kim,Kwang Rag Kim,Yoon Yeong Bae,Ki Woung Sung,Seoug Youl Bae ) 한국공업화학회 1995 공업화학 Vol.6 No.4
원자로계통수 조건(300℃, 160㎏/㎠)에서 방사성 부식생성물 중 ^(60)Co를 제거하기 위한 원전계통수정화용 고온흡착제의 흡착메카니즘 및 제조방법을 알아 보았고, Fe-Ti-O, TiO₂, ZrO₂ 등의 흡착제를 공침법, 금속알콕사이드가수분해법, 졸겔법에 의해 제조하였다. 고온수에서 이들 흡착제의 Co^(2+) 흡착특성을 Autoclave를 이용한 회분식 흡착실험으로 살펴 보았으며, Fe-Ti-O 흡착제 제조시 소결온도 변화에 따른 Co^(2+) 흡착용량과 TiO₂ 흡착제 제조시 pH 변화에 따른 흡착용량 및 비표면적 등을 알아 보았다. To remove the solube corrosion products, mainly ^(60)Co under PWR reactor coolant conditions(300℃, 160㎏/㎠), the adsorption mechanism and preparation method of high-temperature adsorbents for reactor water purification were studied. Fe-Ti-O, TiO₂ and ZrO₂ adsorbents were prepared by coprecipitation, hydrolysis of metal alkoxide and sol-gel method. The Co^(2+) adsorption characteristic of these adsorbents in high temperature water were investigated in batch adsorption experiment by a stirred autoclave. The effect of sintering temperature on Co^(2+) adsorption capacity of Fe-Ti-O adsorbent and the effect of preparation pH on Co^(2+) adsorption capacity and specific surface area of TiO₂ adsorbent are reported.
이민수,백승우,김광락,안도희,임성팔,정홍석,최희주,최종원,손순환,송규민,Lee, Min-Soo,Paek, Seung-Woo,Kim, Kwang-Rag,Ahn, Do-Hee,Yim, Sung-Paal,Chung, Hong-Suk,Choi, Heui-Joo,Choi, Jeong-Won,Son, Soon-Hwan,Song, Kyu-Min 한국방사성폐기물학회 2007 방사성폐기물학회지 Vol.5 No.2
월성 원자력 발전소의 TRF 시설에서 수집된 트리튬을 metal hydride 형태로 보관하고 있는 500 kCi급 트리튬 1차 저장용기를 발전소 밖의 폐기물 저장고로 안전하게 운반하기 위하여 트리튬 운반용기를 개발하였다. B형 운반용기의 기술기준을 적용하여 구조평가, 열평가, 방사선차폐평가, 격납평가 등을 수행하여 운반용기의 안전성을 분석하였다. 트리튬 운반용기는 정상운반조건 및 사고운반조건에서도 격납 경계가 손상되지 않는다고 평가되었다. 붕괴열로 인한 운반용기 내부 저장용기의 온도상승은 수치해석 결과, 원통형 모델에서는 $134.8^{\circ}C$로 나타났다. 운반사고 조건에 대한 열 평가로서 $800^{\circ}C$ 외부환경에 30분간 노출되었을 경우에는 단열재만의 열차폐를 고려하여 계산한 결과, 약 $405^{\circ}C$로 나타났으며, 내부 온도 상승은 1차 격납 경계인 1차 저장용기의 허용 온도인 $550^{\circ}C$에도 미치지 못하였다. 격납 차폐 평가에서도 사고조건인 $800^{\circ}C$의 외부 환경에 노출된 경우에서도 충분히 운반용기의 격납 성능을 유지할 수 있다고 판단되었다. 방사선에 대한 차폐 특성을 조사한 결과, 트리튬에서 발생된 ${\beta}-ray$ 선량은 1차 저장용기 외부 표면에서 0으로 계산되었다. 이상과 같이 500 kCi 급 트리튬 운반용기에 대한 안전성을 평가한 결과, 운반사고조건에서도 트리튬 운반용기는 전혀 이상이 없는 것으로 나타났다.
소듐분위기에서 물 누출로 인한 Ferrite Steel 에서의 반응현상
정경채,김병호,권상운,김광락,황성태 ( Kyung chai Jeong,Byung ho Kim,Sang woon Kwon,Kwang rag Kim,Sung tai Hwang ) 한국공업화학회 1998 공업화학 Vol.9 No.2
액체금속로 냉각재인 액체 소듐에서 시편의 누출특성을 소듐-물 반응 실험에 의해 조사하였다. 소듐-물 반응 현상의 확인은 물 누출 실험 전후에 Fe, Cr 및 Ni 등과 같은 시편의 조성 변화로 확인하였다. 100 kg/7㎠의 누출 압력으로 4시간 동안 시편의 누출 경로를 통해 물을 누출시킨 결과, 누출경로에서 소듐-물 반응생성물들이 침적되어 있는 것을 확인하였으나, 부식에 의해 누출경로가 완전 파열되어 다량의 수중기가 액체 소듐속으로 빠져나가는 re-openning 현상은 관찰되지 않았다. 시편의 누출경로가 막히는 self-plugging 현상은 소듐-물 반응에 의한 반응생성물과 시편의 부식에 의한 부식 생성물이 주 원인으로 추정되고, re-openning 현상은 시편의 누출경로에서 열적인 transient로 추정되었다. Water leak phenomena in the liquid sodium, which is a coolant of liquid metal reactor, were investigated by carrying out sodium-water reaction experiment. It was that sodium and water react each other by the analysis of material composition of aspecimen at the end of experiment. When steam of 100 Kg/㎠ was passed through the leak path of the specimen for 4 hours, reaction products from sodium-water reaction were observed on the leak site. However, re-openning phenomena were not observed at this condition. It was interpretted that the reaction product precipitated on leak path and thermal transient caused self-plugging and re-openning phenomena, respectively.