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  • 11698

    2020.12.31

    본 과제를 통해 다음의 업무를 수행하였다. ○ 중성자 산란장치 유지 및 보수 ○ 기반 시설(빔포트, 유도관 등) 및 중성자 공급 시스템 유지보수 ○ 방사선 안전 관리 체계 구축 본 과제를 통해 얻은 결과는 다음과 같다. ○ 중성자과학연구시설의 가동 상태 회복 및 안정적 운영 ○ 중성자산란장치의 핵심 부품의 안정적 운영 관리 및 최적화를 위한 장치 기술 개발 ○ 중성자빔 이용 기반 시설(빔포트, 유도관 등) 및 방사선 안전관리 시스템 운영 관리 (출처 : 서지정보양식 117p)
    • 연구책임자 : 소지용
    • 주관연구기관 : 한국원자력연구원
    • 발행년도 : 20210100
    • Keyword : 1. 중성자 산란 장치;중성자 과학 시설;시료환경 장치;방사선 안전;장치 기술; 2. Neutron scattering instrument;Neutron research facility;Sample environment;Radiation safety;Instrumentation technique;
  • 11697

    2021.01.31

    앞으로 최대 10년 동안 가동할 예정인 총 3기의 중수로와 그 이후에도 안전한 관리가 필요한 소내 사용후핵연료 조장조를 대상으로 (1) 연료채널 노후화에 따른 안전이슈 대비, (2) 종합적인 사고평가기술 확보, (3) 중수로 사용후연료 안전저장관리 기술이라는 3가지 중점추진 분야를 도출하고 국내외 연구현황을 분석하여 구체적인 연구방향과 추진계획을 도출하였다. (출처 : 보고서 요약서 3p)
    • 연구책임자 : 최성열
    • 주관연구기관 : 한국과학기술원
    • 발행년도 : 20210200
    • Keyword : 1. 중수로;안전;연료채널;사고평가;사용후핵연료; 2. CANDU;Safety;Fuel Channel;Safety Assessments;Used Nuclear Fuel;
  • 11696

    2021.02.28

    국내 금속연료 기술 검증을 위해 BOR-60 연료봉 조사시험의 경우 목표 연소도 7 at.% 달성하였으며 노내 성능 검증자료를 확보함. 또한, BOR-60 피복관 조사시험을 통해서는 목표 조사량 75 dpa 달성하여 노내 크리프와 물성 자료를 확보하고 피복관의 노외 크리프 시험자료와 연계하여 노내 크리프 모델을 개발함. 국내제조 피복관 크리프 모델 구축에 필요한 참조 자료 생산을 위해 최대 20,000 시간 피복관 노외 크리프-파단 및 노외 크리프-변형시험을 수행하여 노내 크리프 모델에 필요한 응력-파단 선도 및 시간에 따른 변형률 선도를 도출함. 이와 함께 FCCI를 억제하는 기능성 물질을 결합한 금속(metal)/세라믹(ceramic) 복합층 코팅개념과 비철 내화금속 개념을 도출하고 그 타당성을 예비 평가하였으며 온도구배 약 50 °C/mm를 구현할 수 있는 온도구배 상호반응 시험 장치를 제작하였음. 또한 건전한 U-(15, 20, 25)wt.%Zr 연료심(∅5×L300 mm) 제조를 통하여 전자기 유도가열 성능 및 안전성 검증과 함께 주조법에 의한 고 Zr 함량 금속연료심 제조 타당성을 확인함. 원자로 안전성 및 핵연료 성능 측면에서 TRU 함유 핵연료의 성분 예비 설정 및 연료심 공융온도 분석을 수행하였으며, 연료봉 피복관 외경 및 플레넘 길이에 따른 피복관 최소 두께, 연료봉 플레넘 최소 길이를 예비 설정함. 또한, TRU 함유 핵연료의 열적 성능 모델 및 기체방출 모델을 비교·분석하여 최적 모델을 선정 후 LIFE-METAL 연료봉 성능분석 코드에 삽입 및 검증하였으며 노심 설계와 연계하여 TRU 함유 핵연료 성능평가를 수행하여 연료봉 건전성을 확인함. 상기 연구결과는 장수명·고독성 핵종을 효율적으로 핵변환하는 시스템의 TRU 함유 핵연료 개발 시 핵심기술로서 활용할 수 있음. (출처 : 서지정보양식 176p)
    • 연구책임자 : 김준형
    • 주관연구기관 : 한국원자력연구원
    • 발행년도 : 20210300
    • Keyword : 1. 사용후핵연료;초우라늄;독성저감;BOR-60 원자로;조사시험;연료봉;피복관;크리프;노외 시험;연료심;핵연료 성능모델;핵연료 성능분석 코드;핵연료 피복관;핵연료심; 2. Spent Nuclear Fuel;Transuranic(TRU);Decreasing Radiotoxicity;BOR-60 Reactor;Irradiation Test;Fuel Rod;Cladding;Creep;Out-of-pile Test;Fuel Slug;Fuel Performance Model;Fuel Performance Analysis Code;Fuel cladding;
  • 11695

    2020.12.31

    국가 핵주기 핵심 시험시설인 조사후연료시험시설이 사용후핵연료 관련 연구개발 및 산업체의 원활한 지원, 시설의 시험 역량 강화의 목표를 완수하기 위해서는 무엇보다도 시설안전이 전제되어야 한다. 2018년부터 2020년 3년간 핫셀시설 전문인력의 배치, 설비 유지보수 및 안전점검의 철저한 이행을 통해 “시설무사고 안전운전”을 달성하였다. 다양한 시험요구에 부응하고 조사후시험 역량을 강화하기 위한 노력 또한 계속되었다. 첨단 시험수요를 만족시키기 위해 핫셀 비파괴시험 계측시스템 설계, 조사피복관 기계시험용 차폐 글로브박스 설계 및 제작 등 다양한 시험기술 개발과 노후 시험장비의 개선이 각 분야에서 이루어졌다. 이 밖에도 다양한 분야에 걸쳐 유관업무가 추진되었다. 2019년에는 법정검사인 KINS 사용후핵연료처리사업 정기검사를 수검하여 1건의 지적사항을 발급받고 후속조치를 완료하였고, 2020년에 KINS 품질보증검사를 지적사항 없이 성공적으로 수검하였다. 또한 3년간 국제원자력기구의 핵물질 정기사찰 및 단기통보 불시사찰에서 단 한건의 지적사항도 없었다. 3년간 신규 핵연료 반입이 지속되지 않으면서 관련 시설 이용율은 감소하였으나, 시설이 보유한 핵연료를 통해 저연소도 사용후핵연료의 장기 건식저장 열화평가를 수행하였고, 사용후핵연료 특성평가를 위한 핫셀시험 체계를 구축하였다. 국가적인 사용후핵연료 관리방안이 결정되고 중간저장 및 처분이 추진되는 시기에 사용후핵연료 특성 검증시설로 본 시설의 활용성이 높아질 것으로 기대한다. (출처 : 서지정보양식 - 초록 219p)
    • 연구책임자 : 권형문
    • 주관연구기관 : 한국원자력연구원
    • 발행년도 : 20210100
    • Keyword : 1. 사용후핵연료;조사후시험;핫셀;시설운영;조사후연료시험시설;유지보수;정기검사;핵물질 사찰;개량핵연료 조사후시험;구조부품 핫셀시험;연료봉; 2. post irradiation examination;hot cell examination;spent fuel;poolside examination;facility maintenance;periodic inspection;advanced fuel PIE;
  • 11694

    2020.12.31

    본 단계(2018 ~ 2020년) 연구개발의 목적은 핵물질공정시험기반시설 설비유지 및 기술 개발을 통해 시설의 안전을 유지하고 성능을 개선하는 것이다. 이를 통하여 핵물질을 이용한 대형 시험기반을 제공하고 지원하는 성과를 달성할 수 있었다. PRIDE 아르곤셀은 성공적인 공정시험을 위하여 산소 및 수분이 엄격하게 제어되어야 한다. 또한 아르곤셀은 원격으로 운전하거나 유지보수를 위한 원격수단이 요구되며, PRIDE에 설치된 원격수단에는 원격조작기, 장비이송시스템, 특수크레인, 피드쓰루 등이 있다. PRIDE 시설에서 시설운영설비 일상점검을 실시해 아르곤셀 내부 환경을 유지관리하고, 문제점 발생 시 해당 장비 유지보수를 실시하였다. 시설 운전설비에 대하여 예방 및 안전점검 활동으로 시설 운전설비 예방점검 실시, 시설 설비 점검 및 유지보수를 수행하여, 실험실 안전, 방사선 안전 및 화재등의 법적요건을 준수하였다. 핵주기실험연구동에서는 배기팬 인터버 증설 연결, 온도·차압·배기풍량 측정 장치 설치, 틈새막이 커버설치, 누유 받침 트레이 설치, 배기팬 유지보수 등 시설 개선 및 안전관리 강화를 위해 노력했다. 핵물질과 방사선폐기물관리를 안전하게 관리하기 위해 시설의 안전관리책임자 선임 및 관리기록부(NM 사용시설관리기록부) 운영 체계를 구축하였다. 핵물질관리 및 안전조치이행을 위하여 연구원 시설 간 핵물질 이동 시 핵물질의 형태 및 양의 측정·관리하였으며, 이를 통해 국가 및 IAEA의 사찰 수검 시 정확한 안전조치 이행 정보를 제공하였다. (출처 : 서지정보양식 - 초록 77p)
    • 연구책임자 : 조일제
    • 주관연구기관 : 한국원자력연구원
    • 발행년도 : 20210100
    • Keyword : 1. 핵물질;시설운영;대형아르곤셀;원격운영장치;안전조치이행; 2. Nuclear Materials;Facility Operation;Large Argon Cell;Remote Handling Equipment;Safeguards Implementation;
  • 11693

    2020.12.31

    ○ 본 연구는 연구원의 장기적 발전에 기여할 혁신 R&D 도출 및 전략 제시를 위해 국가원자력 R&D 정책의 수립을 지원하고, 연구원 新 연구개발 방향 제시 및 내부역량 강화를 위한 체제를 마련하였으며, 사회적 수용성 기반 원자력 R&D 환경 조성 연구를 수행하였음 ○ 국가 원자력 R&D 정책 수립 지원에 있어 제6차 원자력진흥종합계획 수립의 기본방향을 수립·보고하고 정부의 원자력 R&D 부문별 실행전략 수립을 지원하였음 ○ 이와 함께 정부 정책 변화 등 대외 환경변화를 적기 반영한 연구원의 신 연구개발 방향을 수립하였으며 연구원의 성과제고를 위한 기술메모(Technical Memo)를 기획·도입하여 과책 주도의 성과 관리 시스템을 구축하였음 ○ 또한, 사회적 수용성 기반의 원자력 R&D 환경을 조성하고자 중저준위 방사성폐기물 종합관리 전략 및 사용후 핵연료 발생지 반환 기반 구축 전략을 수립하였으며, 원자력 현안에 대한 전문적인 보고서(원자력 정책 브리프 리포트)를 작성·배포하였음 (출처 : 서지정보양식 - 초록 171p)
    • 연구책임자 : 이종희
    • 주관연구기관 : 한국원자력연구원
    • 발행년도 : 20210100
    • Keyword : 1. 원자력 R&D 정책;혁신 R&D;연구개발 전략;성과 제고;기술메모;사회적 수용성;원자력정책 브리프리포트; 2. Nuclear R&D Policy;Innovation R&D;R&D Strategy;Strengthen performance;Technical Memo;Public acceptance;Nuclear policy Brief Report;
  • 11692

    2021.02.28

    연구개요 본 연구에서는 크러스레이트 화합물의 형성을 이용하여 합성가스의 주요 구성 성분(CO2, CO, H2)이 크러스레이트 화합물 내로 포집되는지 여부를 확인하며, 필요에 따라 주요 성분들의 분리/농축을 달성할 수 있도록 하며 이에 따른 합성가스 연료의 발열량 및 엔진 효율의 변화를 파악하는 것을 목표로 함. 이를 위하여 합성가스 주요 구성 성분들의 순수 상태 및 이들 성분이 다양한 조성으로 혼합된 2성분/3성분 혼합 가스로부터 크러스레이트 화합물 샘플을 형성하고 분광학적 분석을 통해 분석함으로써 크러스레이트 화합물 내로 포집되는 기체의 포집률과 이에 따른 혼합 가스로부터의 분리 효율을 정량적으로 분석하고자 함. 연구 목표대비 연구결과 본 연구에서는 최초에 설정하였던 목표들을 모두 달성하였다. 우선적으로 합성가스를 구성하고 있는 순수물질들이 유기 크러스레이트를 형성하면서 그 내부에 포집되는지를 3가지 순수 가스인 일산화탄소(CO), 이산화탄소(CO2) 및 수소(H2)에 대해 확인하였고, 그 결과 CO와 CO2는 유기 크러스레이트를 형성하는 반응을 하며 내부로 포집되는 반면, H2는 반응이 일어나지 않고 포집도 되지 않음을 확인하였다. 이어서 다양한 조성의 2성분 혼합가스인 (CO+CO2), (CO2+H2) 및 (CO+H2)에 대해서도 마찬가지로 유기 크러스레이트 형성 실험을 수행하였다. 그 결과 H2는 포집이 되지 않기 때문에 (CO2+H2) 및 (CO+H2)의 혼합 가스에서는 조성에 관계없이 CO와 CO2만을 선택적으로 포집하는 것이 확인되었으며, 1-step으로 분리 공정을 설계할 수 있다는 결론을 도출하였다. 반면, 두 가지 성분이 모두 포집되는 (CO+CO2) 혼합 가스의 경우에는 압력 및 온도 조건에 따라서 원하는 성분만을 선택적으로 분리/회수하는 것이 가능할 것으로 판단되었다. 3성분 혼합 기체에 대해서도 분광학적 분석 실험과 GC/EA를 사용한 정량 분석 실험을 수행함으로써 성분별 분리 거동을 확인할 수 있었는데, 3성분 혼합기체로부터 CO2의 선택적 분리는 낮은 압력(5~40 bar)을 사용하여 하이드로퀴논과 반응함으로써 1-step으로 수행할 수 있으며, CO만을 선택적으로 분리하기 위해서는 낮은 압력에서의 CO2 분리 후 높은 반응 압력(40~80 bar)을 사용하여 2-step으로 수행할 수 있다는 결과가 얻어졌다. H2는 반응 이후 최종적으로 분리되지 않은 채로 기상에 남게 된다. 40 mol% CO+40mol% H2+20 mol% CO2로 구성된 feed gas의 1 ton/day 공급에 따른 CO2의 포집 분리를 모사한 결과, CO2의 완전한 분리를 위해 필요한 하이드로퀴논의 양은 3,527 kg/day이며 이 경우 CO2가 완전히 제거됨으로써 합성가스의 발열량은 최초 대비 73.3% 증가하게 됨. 만일 CO2의 완전한 분리를 달성할 필요가 없거나 하이드로퀴논 반응물에 소모되는 비용을 줄이기 위해 이보다 적은 양을 사용할 경우, 500∼3000 kg/day의 사용량에 따라 재가스화 후 재활용을 하는 방식으로 운용할 수 있다고 판단됨. 연구발성과의 활용 계획 및 기대효과 (연구개발결과의 중요성) 확보된 분석 연구 자료는 추후 한국에너지기술연구원 같은 기관과의 협의를 통하여 파일럿 플랜트 및 실제 플랜트 규모에서 사용되는 혼합연료 조성에 대해 적용함으로써 분리/회수 기술 적용시 발열량과 엔진효율 게산을 위한 기본 핵심 자료로 사용하며, 이에 필요한 실험 자료를 우선적으로 확보하고 이를 활용하여 발열량 및 분리 시 효율 향상을 파악하는 데에 주력할 예정이다. 향후 이러한 연구를 통하여 공정의 scale-up이나 공정조건에 따른 효율 개선 작업에 필요할 경우, 추가 연구를 통하여 필요한 핵심 자료를 함께 제공함으로써 우수한 연구 성과 도출을 위해 지속적으로 사용될 예정에 있다. 분석 연구를 통해 얻어진 합성가스의 성분별 분리/정제 및 그 불순물 제거에 대한 실험 결과는 관련 분야에서 중요성을 갖는 우수한 연구 성과이므로 앞으로도 다수의 논문 발표를 통하여 성과를 국내외에 지속적으로 알릴 예정임. (출처 : 요약문 2p)
    • 연구책임자 : 이종원
    • 주관연구기관 : 공주대학교
    • 발행년도 : 20210300
    • Keyword : 1. 합성가스;크러스레이트;수소;분리;하이드로퀴논; 2. syngas;clathrate;hydrogen;separation;hydroquinone;
  • 11691

    2021.05.31

    비공개항목입니다.
    • 연구책임자 : 이상민
    • 주관연구기관 : 경북대학교
    • 발행년도 : 20210600
    • Keyword : 1. 쇼그렌증후군;타액선;방사선치료;당단백질; 2. Sjogrens syndrome;Salivary gland;Radiation therapy;Aquaporin 5;O-GlcNAc;
  • 11690

    2021.01.31

    □ 연구개요 PCM/SiC 기반 열에너지 저장 및 방출 합성골재의 개발 ● 1차적으로 상변화물질을 활용 에이징 및 진공기법을 통한 함침골재의 개발 ● 2차적으로 상변화물질이 함침된 골재의 표면위에 실리콘 카바이드를 활용하여 표면에 코팅하여 열전도성을 향상시키면서 기계적인 성질이 향상된 합성골재의 개발 개발된 PCM/SiC 기반의 합성골재를 함유한 콘크리트의 열에너지 저장 성능 및 내구성, 기계적인 성능평가 ● 개발된 에너지 저장 및 방출 합성골재가 함유된 콘크리트 모의 부재 제작을 통한 외기온도에 따른 실내 온도 특성분석 (기후변화에 따른 에너지저장 및 방출) □ 연구 목표대비 연구결과 ■ 개발된 PCN/SiC 기반의 합성골재가 함유된 콘크리트의 압축강도 특성을 살펴보면 콘크리트는 구조재료로서 일정한 소요강도 요구되는 재료이다. 개발된 합성골재는 일반 골재에 비해 시멘트 페이스트와의 부착력이 떨어지고 강도가 약한 재료를 코팅했기 때문에 물리적인 성질은 감소된다. 결과를 보면 일반 골재가 함유된 공시체에 비해 개발골재가 함유된 공시체의 압축강도가 10~25% 이상 감소하는 경향을 나타냈다. 하지만 설계기준강도를 만족하는 결과를 나타냈기 때문에 건설재료 사용하기에는 적합하다는 결론을 도출하였다. ■ 실험결과 일반 콘크리트 보다 열에너지 저장 콘크리트가 온도를 평균 5℃ 낮추어 주는 것을 확인하였다. ■ 내부의 온도는 10℃ 이상 높으면서 외기로 배출되는 열기를 저장하고 있기 때문에 실내에는 온도가 5℃ 이상 낮은 결과를 보였다. ■ 따라서 개발된 열 에너지 저장골재를 콘크리트에 함유하게 되면 외부로부터 발생되는 온도를 저장하여 내부에 침투가 되는 온도를 줄여 여름철 실내를 보다 쾌적하게 유지할 수 있다는 결론을 도출하였다. □ 연구개발결과의 중요성 ■ 개발하고자 하는 골재의 주된 목적은 여름철 열 에너지를 저장해서 외기에 온도를 내부로 들어가는 것을 막고 온도를 낮추어주는 것을 목적으로 연구를 진행하였다. ■ 이를 통해 산정된 결과를 보면, 여름철 시즌에 평균적으로 5℃ 이상 온도를 낮출 수 있고, 에너지 소비량은 여름철 900~1,200kWh 이상 절약할 수 있다는 결론을 도출하였다. ● 연구개발을 통해 얻어진 결과로 정부에서 추진하는 제로에너지의 의무화 기술에 적합하다는 결론을 도출하였다. (출처 : 연구결과 요약문 2p)
    • 연구책임자 : 김홍기
    • 주관연구기관 : 한양대학교
    • 발행년도 : 20210200
    • Keyword : 상변화물질;열에너지 저장;제로에너지;실리콘 카바이드;
  • 11689

    2021.02.28

    ▣ 연구의 목적 및 내용 ▢ 미래 환경변화에 대응하기 위한 방사선 분야 국내외 정책, 연구, 기술, 산업 동향을 분석하고 이를 기반으로 미래 발전 방향 모색 - 방사선 기술별 미래 유망 방사선 기술 및 산업 발굴 및 정책 제언 (1) 방사선 분야 국내외 정책 및 R&D 환경 연구 ■ 국내외 방사선 및 방사선 이용 기술 분야 정책 조사 및 분석 ■ 국내외 방사선 관련 R&D 및 사업화 지원 현황 조사 및 분석 ■ IAEA 연구 지원 현황 및 분야 분석 ■ 해외 중요 연구기관 연구 분야 분석 (2) 방사선 분야 국내외 산업 및 기술 개발 환경 연구 ■ 방사선 대표 기술 분야에 대한 조사 및 세부 기술 분석 ■ 방사선 기술이 적용되고 있는 산업 조사 및 분석 ■ 4차산업 혁명에 따른 방사선 기술 산업 분야의 메가트렌드 분석 (3) 국내외 환경 변화에 따른 미래 방사선 기술/산업 발굴 및 정책 제언 ■ 메가트렌드 기반 미래 방사선 기술 분야 탐색 ■ 연구 분석 결과와 방사선 기술의 특수성을 반영한 미래 발전 방향 모색 ■ 요약 및 정책제언 ▣ 연구개발성과 ▢ 해외 34개 방사선 분야 연구 기관의 연구 역량 및 연구 분야 분석을 통하여 국내 R&D 지원 방향 설정을 위한 자료 활용 가능 ▢ 국내 1세대부터 3세대까지 방사선 분야 연구 지원 현황과 키워드 분석을 통하여 2021년 이후 4세대 방사선기술의 방향 설정 ▢ 국내외 R&D 및 정책동향을 기반으로 포스트코로나 시대 방사선 기술이 적용되어야 할 4개 메가트랜드 및 30개 미래 기술 발굴 ▣ 연구개발성과의 활용계획(기대효과) ▢ 국내외 동향과 정책 현황을 정확하고 객관적으로 분석하여 국가경쟁력 강화에 기여할 수 있는 방사선 정책 수립에 활용 ▢ 방사선 기술 기반 국가 경제 발전 및 산업 경쟁력 강화 방안 마련에 활용 ▢ 수입 의존 기술의 자립화를 통한 국가 경제 손실 최소화, 방사선 기술의 세계시장 진입 발판 마련을 위한 정책 수립 등 (출처 : 요약문 5p)
    • 연구책임자 : 이남호
    • 주관연구기관 : 한국원자력연구원
    • 발행년도 : 20210300
    • Keyword : 1. 정책연구;4차산업;방사선 기술;방사선 산업;포스트코로나; 2. Research Policy;Fourth Generation Evolution;Radiation Technology;Radiation Industry;Post-Corona;