• 에너지공학
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• 제13권4호
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• pp.259-266
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• 2004

세라믹핵연료의 비열기구는 격자 진동 비열, 팽창 비열, 전도전자 및 결함비열 그리고 과잉비열로 구성된다. 비열을 표현하는 모델은 정압비열 항과 팽창비열 항 그리고 결함비열 항으로 구성된다. 본 연구에서는 세라믹 핵연료의 실험자료 또는 발표된 자료들을 종합 분석하였으며, 가장 적합한 모델을 추천하였다. $UO_2$, (U, Pu)혼합핵연료 및 사용후 핵연료의 비열 자료들이 분석되었다. 사용 후 핵연료의 경우 모의 핵연료의 비열로 대신하였다.

• 분석과학
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• 제22권1호
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• pp.92-100
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• 2009

1%, 2%, 5% 및 10%의 가교도를 가진 스타이렌(제4류 위험물중 제2석유류) 디비닐벤젠 공중합체에 1-aza-12-crown-4 거대고리 리간드를 치환반응으로 결합시켜 수지들을 합성하였다. 이들 수지의 합성은 염소 함량, 원소 분석, 열중량 분석, 비표면적(BET) 그리고 IR-분광법으로 확인하였다. 수지 흡착제에 의한 금속 이온들의 흡착에 미치는 pH, 시간, 수지의 가교도 그리고 용매의 유전상수에 따른 영향들을 조사하였다. 금속 이온들은 pH 3 이상에서 큰 흡착율을 보였으며, 금속 이온들의 흡착 평형은 2시간 정도였다. 한편, 에탄올 용매에서 수지에 대한 금속 이온의 흡착 선택성은 ${UO_2}^{2+}$ > $Ca^{2+}$ > $Sm^{3+}$ 이온이었고, 우라늄 이온의 흡착력은 1%, 2%, 5% 및 10%의 가교도 순으로 감소하였으며, 용매의 유전상수 크기에 반비례하였다.

• 한국광물학회지
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• 제25권4호
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• pp.295-304
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• 2012

하동군 옥종면 월횡리에는 과거 개발하던 티탄철석 광산이 위치하며, 주변 지질은 선캄브리아기 지리산 편마암 복합체가 광범위하게 분포하고 이를 회장암이 관입하고 있다. 간극누적형 회장암체 내 티탄철 광체가 발달하고 있으며, Ti-광체 내 희토류원소를 포함하는 갈렴석이 맥상으로 발달하고 있다. 갈렴석의 CaO 함량은 11.02~12.81 wt%로 낮은 반면, ${\Sigma}R_2O_3$는 상대적으로 높은 17.21~21.58 wt% (R=Ce, La, Nd)의 범위를 보여준다. 갈렴석이 높은 방사능 이상치를 보여주는 이유는 갈렴석 내에 미립의 광물상으로 존재하는 토륨 광물인 톨라이트(thorite, $ThSiO_4$) 때문인 것으로 밝혀졌다. 톨라이트는 $3{\sim}6{\mu}m$ 크기의 입상으로 누대구조를 보여주며, 화학분석 결과 $ThO_2$는 65~72.78 wt%, $UO_2$는 5.49~12.78 wt%의 함량을 보였다. 이러한 광물학적 특성은 톨라이트를 함 REE 갈렴석을 찾는 방사능 탐사를 함에 있어 좋은 지시자로 이용할 수 있을 것으로 사료된다.

• 방사성폐기물학회지
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• 제20권2호
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• pp.193-207
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• 2022

Thermodynamically, TRUO_x, REO_x, and SrO_x can be chlorinated using ammonium chloride (NH₄Cl) as a chlorinating agent, whereas uranium oxides (U₃O₈ and UO₂) remain in the oxide form. In the preliminary experiments of this study, U₃O₈ and CeO₂ are reacted separately with NH₄Cl at 623 K in a sealed reactor. CeO₂ is highly reactive with NH₄Cl and becomes chlorinated into CeCl₃. The chlorination yield ranges from 96% to 100%. By contrast, U₃O₈ remains as UO₂ even after chlorination. We produced U/REO_x- and U/SrO_x-simulated fuels to understand the chlorination characteristics of the oxide compounds. Each simulated fuel is chlorinated with NH₄Cl, and the products are dissolved in LiCl-KCl salt to separate the oxide compounds from the chloride salt. The oxide compounds precipitate at the bottom. The precipitate and salt phases are sampled and analyzed via X-ray diffraction, scanning electron microscope-energy dispersive spectroscopy, and inductively coupled plasma-optical emission spectroscopy. The analysis results indicate that REO_x and SrO_x can be easily chlorinated from the simulated fuels; however, only a few of U oxide phases is chlorinated, particularly from the U/SrO_x-simulated fuels.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제31권3호
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• pp.335-343
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• 1999

The effects of N $b_2$ $O_{5}$ and oxygen potential on the densification and grain growth of U $O_2$ fuel have been investigated.0.3 wt% N $b_2$ $O_{5}$ -doped U $O_2$fuel pellets were sintered at 1$700^{\circ}C$ for 4 hours in sintering atmospheres which have various ratios of $H_2O$ to $H_2$ gas. Compared with those of undoped U $O_2$ pellets, the sintered density and grain size of the 0.3 wt% N $b_2$ $O_{5}$ -doped U $O_2$ pellet increase under the $H_2O$/ $H_2$ gas ratio of 5.0$\times$10$^{-3}$ to 1.0$\times$10$^{-2}$ and under the $H_2O$/ $H_2$gas ratio of 5.0$\times$10$^{-3}$ to $1.5\times$10$^{-2}$ , respectively. The sintering of U $O_2$fuel pellets containing 0.1 wt% to 0.5 wt% N $b_2$ $O_{5}$ was carried out at 168$0^{\circ}C$ for 4 hours. The enhancing effect of N $b_2$ $O_{5}$ on the sintered density and grain size becomes larger as the N $b_2$ $O_{5}$ content increases. The solubility limit of N $b_2$ $O_{5}$ in U $O_{2}$ seems to be between 0.3 wt% and 0.5 wt%, and beyond the solubility limit the second phase whose composition corresponds near to N $b_2$U $O_{6}$ is precipitated on grain boundary. The enhancement of densification and grain growth in U $O_2$ is attributed to the increased concentration of a uranium vacancy which is formed by the interstitial N $b^{4+}$ ion in the U $O_2$ lattice.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제41권4호
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• pp.493-520
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• 2009

During the last four decades, 16 Pressurized Water Reactors (PWR) and 4 Pressurized Heavy Water Reactors (PHWR) have been constructed and operated in Korea, and nuclear fuel technology has been developed to a self-reliant state. At first, the PWR fuel design and manufacturing technology was acquired through international cooperation with a foreign partner. Then, the PWR fuel R&D by Korea Atomic Energy Research Institute (KAERI) has improved fuel technology to a self-reliant state in terms of fuel elements, which includes a new cladding material, a large-grained $UO_2$ pellet, a high performance spacer grid, a fuel rod performance code, and fuel assembly test facility. The MOX fuel performance analysis code was developed and validated using the in-reactor test data. MOX fuel test rods were fabricated and their irradiation test was completed by an international program. At the same time, the PWR fuel development by Korea Nuclear Fuel (KNF) has produced new fuel assemblies such as PLUS7 and ACE7. During this process, the design and test technology of fuel assemblies was developed to a self-reliant state. The PHWR fuel manufacturing technology was developed and manufacturing facility was set up by KAERI, independently from the foreign technology. Then, the advanced PHWR fuel, CANFLEX(CANDU Flexible Fuelling), was developed, and an irradiation test was completed in a PHWR. The development of the CANFLEX fuel included a new design of fuel rods and bundles.. The nuclear fuel technology in Korea has been steadily developed in many national R&D programs, and this advanced fuel technology is expected to contribute to a worldwide nuclear renaissance that can create solutions to global warming.

• 한국재료학회지
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• 제3권3호
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• pp.245-252
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• 1993

순수 $UO_2$에 첨가량 변화 및 ball-milling 시간에 따른 (U, Ce)$O_2$ 분말의 특성과 각 조건별로 제조된 분말을 압분 및 소결하여 (U, Ce)$O_2$ 분말 특성에 따른 소결성을 비교 조사하였다. 실험 결과로 부터 ball-milling시간이 길어짐에 따라 입자들은 미세화되고, Ce$O_2$ 함량이 증가할수록 압분, 소결밀도는 저하 하였으며, $CeO_2$는 소결성을 저하시키는 산화물임을 확인하였다. 10wt%,$CeO_2$ 가 첨가된 (U, Ce)$O_2$ 분말의 경우, ball-milling 4시간 수행한 분말의 소결체가 기공의 수도 적고, 구형에 가까왔으며, 소결밀도가 가장 높았다. 이는 4시간 ball-milling한 (U, Ce)$O_2$분말이 비표면적이 크로 그의 packing ratio가 적절하였기 때문이다.

• 한국방사성폐기물학회:학술대회논문집
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• 한국방사성폐기물학회 2004년도 학술논문집
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• pp.238-238
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• 2004

우라늄 변환시설은 중수로용 $UO_2$ 분말 제조 시설로서 2001년도부터 제염 해체를 통한 변환시설 환경복원사업을 시작하였다. 변환 공정의 운전 중 발생하여 라군(lagoon)에 저장되어 있는 방사성 슬러지 폐액의 처리는 시설의 해체과정에서 매우 중요한 업무중의 하나이다. 라군 슬러지의 주성분은 $NH_4NO_3$, $NaNO_3$, $Ca(NO_3)_3$, $CaCO_3$ 및 U 화합물과 소량의 Fe, Mg, Al, Si 및 P 화합물로 구성되어 있다.(중략)

• The Korean Journal of Ceramics
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• 제4권2호
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• pp.72-77
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• 1998

A defect model for UO$_2$ fuel containing soluble fission products was devised based on the defect structure of pure and doped uranias. Using the equilibrium between fuel solid-solution and fission-products and the material balance within the fuel, a tracing method to get the stoichiometry change of urania fuel with burnup was made. This tracing method was applied to high burnup urania fuel and DUPIC fuel. The oxygen potential of urania fuel turned out to increase slightly with burnup. The stoichiometry change was calculated to be negligible due to the buffering role f Mo. The oxygen potential of DUPIC fuel out to be sensitive to the initial chemical state of Mo in the fuel.

• 한국농공학회지
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• 제7권2호
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• pp.935-943
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• 1965

1. Nation wide soil surver is going of from Oct't by Unkup. According to the sever years program of national high hueld of food production campaign. 2. About eighry of new soil surveryors wee assigned to provincial office of Unkup. 3. Land capability classifieation comes from U.S.D.A method. Bur we fells most adequate land classification should be studied and set uo of the real Korean Natural situation. 4. This theory has been studied by the Unkup soil survey staffs.