The Molten Salt Reactor (MSR) is considered one of the most suitable technology for micro mobile reactors due to its low operating pressure (3 ~ 5 atmospheres), which reduces weight and volume compared to pressurized water reactors (PWRs). Unlike PWRs, MSRs use molten salt as both fuel and coolant, enabling compact and transportable designs. This study outlines the conceptual design of a micro mobile MSR and establishes safety criteria for transient states. It proposes strategies for managing the primary loop, intermediate heat transfer system, and air-cooled Balance of Plant (BOP) while addressing thermal and structural constraints, such as maximum temperatures and molten salt freezing points. Control approaches for reactor output and BOP systems are analyzed, highlighting fast response and adaptability to frequent power changes. The study also compares fixed-speed and variable-speed pump operations and provides a framework for operational modes, from high-temperature standby to transport-ready conditions. These findings offer a foundation for efficient, safe, and flexible MSR deployment.

생물학적 탈질반응에서 하폐수의 C/N비가 충분하지 않거나 유출수의 질소농도를 낮은 수준까지 처리하는 것을 목표로 할 경우에는 외부탄소원의 주입이 요구된다. 본 연구에서 연속회분식반응조의 질산화 반응특성을 잘 파악할 수 있고 무엇보다도 탈질반응의 대상물질인 질산염의 양을 추정할 수 있는 호흡률을 활용하여 탈질공정을 제어하고자 하였다. 호흡률을 측정하여 질산화에 의해 생성된 질산염을 추정할 수 있었으며, 추정치는 반응조내 질산염의 약 90% 정도에 해당되어 비교적 정확하였다. 추정한 질산염의 양에 상응하여 외부탄소원으로 초산염의 주입량을 조절하였으며, 운전결과 질산성 질소당 요구되는 COD는 4.25 mg COD/mg N이 적절하였다. 또한 초산염의 주입에 따라 미생물의 세포내에 유기물로 축적되고 이를 이용한 성장에서 호흡률의 변화가 나타나는 것을 파악할 수 있었다. 연구결과 연속회분식반응조에서 호흡률을 활용하여 초산염의 주입량을 조절함으로써 매우 엄격한 수준의 유출수 질소농도까지 효과적으로 처리할 수 있었다.

전 세계적으로 배출되는 폐플라스틱을 석유화학제품으로 재활용하는 순환경제가 본격화되고 있다. 따라서, 화학적 재활용 중 하나인 폐플라스틱 열분해유 생산을 위한 파일럿 규모의 시설도 건설되 고 상업적 생산이 시작되고 있다. 본 연구에서는 파일럿 플랜트에서 조건별로 생산된 총 4종의 폐플라 스틱 열분해유를 활용하기 위해 분리된 각각의 유분의 물성 및 구성성분 분석을 통해 나프타, 선박유 및 보일러유 등 다양한 원료‧연료 등으로 사용이 가능한지 확인해보고자 한다. 폐플라스틱 열분해유의 넓은 비점으로 인하여 경질유분은 상압 및 감압증류를 통해 분리하였고, 중질유분은 감압증류를 통해 분 리하였다. 경질유분(fraction 1)은 나프타를 목적으로 물리적 특성, 탄소분포 및 구성성분을 분석하였는 데, 탄소분포, 비점 등은 적합하지만, 초기 폐플라스틱 열분해유에 비해 염소 함량, 올레핀 및 방향족이 높아 전처리공정이 필요하다, 또한 중질유분(fraction 2)은 보일러유 등을 목적으로 할 때, 적합한 밀도, 동점도, 발열량 및 윤활성 등 물리적 특성을 가졌지만, Si 및 전산가 등이 높았다. 분리하고 남은 잔류물 (residue)은 높은 발열량, 낮은 황 함량, 산소 함량 등은 C중유급 연료로서의 사용이 가능할 것으로 판단되었다. 결론적으로, 분리된 폐플라스틱 열분해유에서 분리되는 모든 유분은 전처리만 가능하다면 나프 타 원료뿐만 아니라 저급 연료로도 활용이 가능하리라 판단된다.

지구온난화 문제에 대응하기 위해 온실가스 배출 저감을 위한 다양한 규제와 정책이 시행되고 있다. 이러한 배경 속에서 탄소중립을 목표로 하는 국가들이 늘어나고 있으며, 이에 따라 소형원자로모듈(Small Modular Reactor 이하 SMR)이 새로운 발전소 모델 로 주목받고 있다. SMR은 전통적인 대형 원자력 발전소 크기의 5~10% 수준이지만, 수백 메가와트(MW)급의 발전 용량을 갖춘 고효율 시스템이다. 이 발전소는 화석 연료 기반 발전소에 비해 탄소 발생을 줄일 수 있으며, 신재생에너지의 불안정한 에너지 공급을 보완할 수 있는 장점이 있다. 하지만, 원자력 발전소는 사고 시 방사선물질 누출의 위험성이 있어 주변 주민의 반대를 받아 왔다. 이러한 문제 를 해결하기 위해 부유식 소형 원자력 발전선이 주목받고 있다. 부유식 소형 원자력 발전소는 해양에 설치되어 부지확보, 인근 거주민 보상, 협의 과정이 간소화되고, 자연재해에 대한 안전성이 높다. 본 연구에서는 SMR 발전선의 파랑 중 예인 안정성을 평가 하였다. 해 상상태 3, 4, 5에서의 운동해석 결과, 해상상태 5 이하에서는 예인하여 목적지까지 이동하는데 필요한 내항성능 기준을 만족시킬 수 있 음을 확인하였다.

Democratic People’s Republic of Korea (DPRK) has produced weapon-grade plutonium in a graphite-moderated experimental reactor at the Yongbyon nuclear facilities. The amount of plutonium produced can be estimated using the Graphite Isotope Ratio Method (GIRM), even without considering specific operational histories. However, the result depends to some degree on the operational cycle length. Moreover, an optimal cycle length can maximize the number of nuclear weapons made from the plutonium produced. For conservatism, it should be assumed that the target reactor was operated with an optimal cycle length. This study investigated the optimal cycle length using which the Calder Hall MAGNOX reactor can achieve the maximum annual production of nuclear weapons. The results show that lower enrichment fuel produced a greater number of critical plutonium spheres with a shorter optimal cycle length. Specifically, depleted uranium (0.69wt%) produced 5.561 critical plutonium spheres annually with optimal cycle lengths of 251 effective full power days. This research is crucial for understanding DPRK’s potential for nuclear weapon production and highlights the importance of reactor operational strategy in maximizing the production of weapons-grade plutonium in MAGNOX reactors.

Concrete structures must maintain their shielding abilities and structural integrity over extended operational periods. Despite the widespread use of dry storage systems for spent nuclear fuel, research on the properties of deteriorated concrete and their impact on structural performance remains limited. To address this significant research gap, static and dynamic material testing was conducted on concrete specimens carefully extracted from the outer wall of the High-flux Advanced Neutron Application ReactOr (HANARO), constructed approximately 30 years ago. Despite its age, the results reveal that the concrete maintains its structural integrity impressively well, with static compression tests indicating an average compressive strength exceeding the original design standards. Further dynamic property testing using advanced high-speed material test equipment supported these findings, showing the consistency of dynamic increase factors with those reported in previous studies. These results highlight the importance of monitoring and assessing concrete structures in nuclear facilities for long-term safety and reliability.