본 연구는 감마스펙트럼 비율을 이용한 매립된 선원의 깊이 평가방법 개발 및 적용성 확인을 위해 진행되었다. 이를 위해 현장측정 HPGe 계측기 및 MCNP 전산모사를 이용하여 137Cs, 60Co, 152Eu 선원의 매질 내 깊이와 계측거리에 따른 Peak to Compton, Peak to Valley 비율(Q)의 변화를 평가하였다. 해당 결과를 이용해 계측거리 50 cm를 기준으로 PTV 및 PTC 비율(Q)과 매립 선원의 깊이 간의 상관 식을 도출하였다. 그리고 PTC 및 PTV 방법 이용 시 계측거리 변화에 따른 민감도를 평가한 결과, 50 cm 기준으로 계측거리가 20 cm로 감소할 경우 오차가 3 ~ 4 cm까지 증가하였다. 하지만 100 cm로 증가할 경우 계측거리에 의한 영향이 미미함을 확인하였다. 그리고 PTV 및 PTC 방법과 피크 영역의 계수율 변화를 통해 선원의 깊이를 평가하는 Two distance measurement 방법을 상호 비교하였다. 평가 결과 PTV 및 PTC 방법은 최대 1.87 cm의 오차, Two distance measurement 방법은 최대 2.69 cm의 오차를 나타내어 PTV, PTC 방법의 정확도가 비교적 높음을 확인하였다. 선원의 수평 방향 위치 변화 민감도 평가 결과 Two distance measurement 방법은 선원이 off-center 방향으로 30 cm 이동하였을 경우 최대 오차가 25.59 cm로 나타났다. 반면 PTV 및 PTC 방법은 최대 오차 8.04 cm로 현장 적용 시 높은 정확도를 나타낼 것으로 예상된다. 그리고 PTC 방법은 동일 시간 측정 시 다른 방법과 비교하여 낮은 표준편차를 나타내 신속한 평가가 가능할 것으로 기대된다.

원전 일차계통 HyBRID 제염공정에서 발생되는 제염폐액에는 황산이온과 방사성 핵종을 포함한 금속이온 및 발암성 물질의 하이드라진을 포함하고 있어 이를 안전한 수준으로 처리할 수 있는 기술개발이 필요하다. 본 연구에서는 모의 제염폐액 내 황산 및 금속이온의 제거와 하이드라진의 분해시험을 실시하여 황산이온, 금속이온 및 하이드라진을 효과적으로 제거할 수 있는 HyBRID 제염폐액 처리공정을 도출하였으며, 1 L 규모에서의 반복실험과 Pilot 규모(300 L/batch)에서의 평가시험을 통해 도출한 HyBRID 제염폐액 처리공정의 성능 재현성과 적용성을 검증하였다.

한국원자력연구원에서 개발 중인 해체기술 현황 및 전망에 대해 기술하였다. 특히, 해체의 핵심기술인 제염, 원격절단, 해체 폐기물처리 및 부지 복원 분야를 중점적으로 다루었다. 제염기술로는 부품제염과 원자력시스템제염 부분을 고찰하였고, 원격절단기술 관련해서는 절단기술, 원격제어 및 해체공정 모사기술이 다루어졌다. 해체 폐기물처리기술 관련해서는, 비록 해체 후 다양한 폐기물이 발생하지만, 주 폐기물인 금속, 가연성폐기물과 난처리성 특수 폐기물인 고염 고방사성 폐액, 유기혼 성폐기물 및 우라늄 복합폐기물 처리기술 등을 주로 기술하였다. 마지막으로, 해체부지 복원 분야에서는 방사선 측정, 부지 재이용의 안전성평가 그리고 부지 복원기술 등을 중점적으로 기술하였다.

본 연구에서는 하이드라진 기조의 환원성 제염제를 이용한 마그네타이트 산화물의 용해를 다루고 있다. 마그네타이트로부터의 Fe(Ⅱ) 및 Fe(Ⅲ)의 용해는 protonation, surface complexation 및 reduction에 의해 지배를 받는다. 하이드라진과 황산은 산소결합을 파괴하거나 Fe(Ⅲ)이온을 Fe(Ⅱ)이온으로 환원시키기 위한 수소 및 전자를 각각 제공하게 된다. 속도론적 관점에서 보다 효율적인 용해를 위하여 다수의 전이금속의 영향을 분석하여 Cu(Ⅱ) 이온이 효과적임을 확인한 바 있다. Cu(Ⅰ) 이온은 Cu(Ⅱ) 이온으로 산화되는 동안 전자를 방출하여 Fe(Ⅲ) 이온을 환원시키고 다시 하이드라진에 의해 Cu(Ⅰ) 이온으로 환원되게 된다. 본 연구를 통해 제염용액에 매우 적은 양의 구리 이온 (약 0.5 mM)을 첨가함에 따라 평균 40% 용해속도가 향상됨을 확인하였고, 특히 특정 조건에서는 70% 이상 용해속도가 향상 됨을 확인하였다. 구리 이온이 하이드라 진과 배위결합을 이루는 지에 대해서는 아직 명확하지 않으나, 분명한 것은 Cu(Ⅱ)/H+/ N2H4으로 이루어진 제염제는 효과적인 용해성능을 가지고 있다는 것이다.

본 논문은 미국의 싱어송라이터 테일러 스위프트가 2017년 11월 발표한 정규앨범「Reputation」의 수록 곡 중 빌보드 차트에서 1위를 기록한‘Look What You Made Me Do’를 음악적 관점과 음향적 관점의 두 부분으로 나누어 분석하였다. 음악적 요소로는 멜로디 진행과 화성 진행 그리고 악기 편성 및 구성, 기본 악기 연주 패턴을 분석하였고 음향적 요소로는 피치 쉬프트와 하이컷 필터, 신스 베이스 음색, 글라이드 기법, 효과음을 분석하였다. 본 논문이 완성도 있고 상업적으로 성공을 거둔 음악을 분석하고 연구함에 있어 작은 참고가 되기를 바라며 해당 연구에서 다루어지지 않았던 다양한 기법들의 연구가 앞으로 지속적으로 이루어지길 기대한다.

향후 원자력시설 해체 시 막대한 양의 해체 콘크리트 폐기물이 발생할 수 있음을 감안하였을 때, 방사성 콘크리트 폐기물의 최적 처리기술에 대한 면밀한 검토와 향후 기술개발 방향에 대한 논의는 반드시 필요하다. 본 논문에서는 방사성 콘크리트 폐기물의 국내외 발생 사례를 종합해 보고, 처리 대상이 되는 방사성 콘크리트 폐기물의 특성을 검토하였다. 또한, 종래의 방사성 콘크리트 처리기술로써 기계적 제염기술, 화학적 제염기술, 부피감용기술, 재활용 및 고화기술에 대한 국내외 적용 사례를 정리하고 기술 개발 동향을 살펴봄으로써 기존 기술의 한계점을 파악하고 기술 고도화 방향을 고찰해 보고자 한다.

우라늄 토양 및 콘크리트 폐기물의 동전기 제염 후 방사성폐기물의 시멘트 고화특성을 분석하기 위하여, 시멘트 고화 유동성 시험을 수행하고 시멘트 고화 시료를 제작하였다. 시멘트 고화시료에 대하여 압축강도, pH, 전기전도도, 방사선조사 효과 및 부피증가를 분석하였다. 방사성폐기물의 시멘트 고화의 작업 적정도는 175~190% 정도였다. 시멘트 고화시료의 방사선 조사 후 압축강도는 방사선 조사 전 압축강도 보다 약 15% 감소하였으나, 한국원자력환경공단 인수기준 (34 kgf·cm-2)을 만족하였다. 동전기 제염 후 방사성폐기물의 시멘트 고화 시료에 대한 SEM-EDS 분석결과, 알루미늄상은 시멘트와 잘 결합 한 형상을 나타낸 반면, 칼슘상은 시멘트와 분리된 형상을 나타내었다. 방사성폐기물의 시멘트 고화 부피는 시멘트에 대한 폐기물의 배합과 수분량에 따라 다르게 나타났다. 방사성폐기물의 시멘트 고화 부피(C-2.0-60)는 약 30% 증가였으며 동전기 제염 후 생성된 방사성폐기물의 영구처분은 적절하다고 판단되었다.

본 연구는 고온 열분해를 통한 Cs, Sr 등 고방사성핵종의 고정화를 위하여 각각 Cs이 흡착된 CHA (K형 Chabazite zeolite)-Cs, CHA-PCFC (potassium cobalt ferrocyanide)-Cs 및 Sr이 흡착된 4A-Sr, BaA-Sr 등의 제올라이트 계에서 TGA 및 XRD에 의한 배소 온도 변화에 따른 상변환을 고찰하였다. CHA-Cs 제올라이트 계의 경우 900℃ 까지는 CHA-Cs의 형태를 유지하고 있으며, 1,000℃에서 무정형 단계를 거친 후 1,100℃에서 pollucite (CsAlSi2O6)로 재결정 되었다. 반면에 CHA-CFC-Cs 제올라이 트 계는 700℃ 까지는 CHA-PCFC-Cs 형태를 유지하고 있으나, 900∼1,000℃ 사이에서 구조가 파괴되어 무정형으로 상변환 된 후 1,100℃에서 pollucite로 재결정 되었다. 한편 4A-Sr 제올라이트 계의 경우 700℃ 까지는 4A-Sr의 구조를 유지하고 있 으며, 800℃에서 무정형으로 상변환 된 다음 900℃에서는 Sr-feldspar (SrAl2Si2O8, hexagonal)으로, 1,100℃에서 SrAl2Si2O8 (triclinic)로 재결정 되었다. 그러나 BaA-Sr 제올라이트 계의 경우는 500℃ 이하부터 구조가 파괴되기 시작하여 500∼900℃ 에서 무정형 단계를 거친 후, 1,100℃에서 Ba/Sr-feldspar (Ba0.9Sr0.1Al2Si2O8 및 Ba0.5Sr0.5Al2Si2O8 공존)로 재결정 되었다. 상기 제올라이트 계 모두 온도 증가에 따라 탈수/(분해)→ 무정형→ 재결정의 단계를 거쳐 광물상으로 재결정 되었으며, 고온 열 분해 과정에서의 Cs 및 Sr의 휘발성, 침출성 등의 추가 연구가 요구되지만 각 제올라이트 계에 흡착된 Cs 및 Sr은 pollucite나 Sr-feldspar, Ba/Sr-feldspar 등으로 광물화 하여 Cs과 Sr을 배소체/(고화체) 내에 완전히 고정화 시킬 수 있을 것으로 보인다.

Heavy metal ion separation of commercial polymeric membranes is investigated to elucidate the permeation mechanism and possibility on applying treatment of wastewater from various origins. Since wastewater contains significant amount of heavy metal ions, their treatment to recycle or reuse is necessary. Polyamide based commercial membranes are prepared to test their separation performance on single- & multi-component heavy metal aqueous solutions. This study indicates that polymeric membranes can be potential candidate for heavy metal separation.

Nuclide separation of commercial nanofiltration (NF) & reverse osmosis (RO) membranes is investigated to elucidate the permeation mechanism and possibility on applying treatment of wastewater from nuclear facility. Since wastewater from nuclear facility contains significant amount of dangerous nuclides, their treatment for recycle or clearance is necessary. Polyamide based commercial membranes are prepared to investigate their separation performance on single- & multi-component nuclide aqueous solutions. Similar to their desalination performance, NF shows higher flux, but RO has high rejection. With respect to rejection, NF and RO membranes have better performance comparing to desalination. This study indicates that NF and RO membranes can be potential candidate for nuclide separation.

본 연구에서는 오염된 점토 내 Cs을 제거하기 위하여, 계면활성제의 소수성 알킬사슬의 길이에 따른 Cs의 탈착특성을 연구 하였다. 양이온성 계면활성제로 Alkyl trimethyl ammonium bromide를 사용하였고, 소수성 알킬사슬은 octyl-, dodecyl-, cetyl- 으로 변화시켰다. 소수성 알킬사슬이 길어질수록 montmorillonite 내 계면활성제의 흡착량이 증가하였고, 계면활성제의 층간 흡착으로 층간거리가 증가하는 것으로 나타났다. Cs의 탈착률도 알킬사슬의 길이가 증가함에 따라 향상되었고 cetyl 그룹을 갖는 양이온성 계면활성제는 최대 99±2.9%의 Cs 제거율을 나타냈다.