• Nuclear Engineering and Technology
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• 제49권3호
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• pp.645-650
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• 2017

This technical note demonstrates the feasibility of using laser ablation inductively coupled plasma mass spectrometry for the characterization of U-7Mo/Ale5Si dispersion fuel. Our measurements show 5.0% Relative Standard Deviation (RSD) for the reproducibility of measured $^{98}Mo/^{238}U$ ratios in fuel particles from spot analysis, and 3.4% RSD for $^{98}Mo/^{238}U$ ratios in a NIST-SRM 612 glass standard. Line scanning allows for the distinction of U-7Mo fuel particles from the Al-5Si matrix. Each mass spectrum peak indicates the presence of U-7Mo fuel particles, and the time width of each peak corresponds to the size of that fuel particle. The size of the fuel particles is estimated from the time width of the mass spectrum peak for $^{98}Mo$ by considering the scan rate used during the line scan. This preliminary application clearly demonstrates that laser ablation inductively coupled plasma mass spectrometry can directly identify isotope ratios and sizes of the fuel particles in U-Mo/Al dispersion fuel. Once optimized further, this instrument will be a powerful tool for investigating irradiated dispersion fuels in terms of fission product distributions in fuel matrices, and the changes in fuel particle size or shape after irradiation.

• 분석과학
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• 제13권5호
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• pp.601-607
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• 2000

란탄은 사용후핵연료의 연소도 지표원소들 중 하나로써 이용되고 있다. $U_3Si/Al$ 사용후핵연료는 다량의 U과 Al 속에 미량의 La이 포함되어 있어 정량시 매질의 영향을 줄이기 위해 화학적 분리가 요구된다. La의 분리 및 측정을 위해 IC-ICP-MS를 이용하였으며, 우선 방사성 시료를 취급하기 위하여 유도결합 플라스마 질량분석기의 플라스마 부분 및 분리관을 방사선 차폐 글로브박스 내에 설치하였다. CG10 분리관과 ${\alpha}$-HiBA 용리액을 사용하여 U, Al, La 및 몇 가지 핵분열생성물 (Sr, Zr, Y, Mo, Ru, Pd, Rh, Cs, Ba, Ce, Pr, Nd, Sm, Eu 및 Cd)의 머무름 거동을 살펴보았다. 0.2 M ${\alpha}$-HiBA 용리액에서 U과 Al이 초기에 용출되므로 분리관과 ICP-MS의 시료분무기 사이에 3방향 밸브를 연결하여 다량의 U과 Al이 ICP-MS로 유입되지 않도록 하므로써 매질의 영향을 줄일 수 있었다. 이 조건에서 La은 약 12분 정도에 분리 및 측정이 가능하였으며, $1-10{\mu}g/L$ (ppb)의 농도범위가 측청에 적합하였고 시료양을 $200{\mu}L$ 취할 경우 La의 검출한계는 $0.25{\mu}g/L$이었다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제33권4호
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• pp.375-385
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• 2001

The total burnup in the spent U$_3$Si/Al fuel samples from Hanaro reactor was determined by destructive methods using $^{148}$ Nd, the sum of $^{143}$ Nd and $^{144}$ Nd, the sum of $^{145}$ Nd and $^{146}$ Nd, and the sum of total Nd isotopes($^{143}$ Nd, $^{144}$ Nd, $^{145}$ Nd, $^{146}$ Nd, $^{148}$ Nd and $^{150}$ Nd) monitors. The fractional($^{235}$ U) turnup in the spent fuel samples was also determined by U and Pu mass spectrometric method. The samples were dissolved in a mixture of 4 M HCI and 10 M HNO$_3$ without any catalyst. The separation of U, Pu and Nd from the spiked and unspiked sample solutions was achieved by two sequential anion exchange separation methods. The isotope compositions of these elements, after their separation from the fuel samples were measured by mass spectrometry. The contents of the elements in the spent fuel samples were determined by isotope dilution mass spectrometric method(IDMS) using $^{233}$ U, $^{242}$ Pu and $^{150}$ Nd as spikes. The effective fission yield was calculated from the weighted fission yields averaged over the irradiation period. The difference between total turnup values determined by various Nd monitors were in the range of 1.8%.

• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 2001년도 춘계학술발표회요약집
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• pp.391.2-391
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• 2001

• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 2001년도 춘계학술발표회요약집
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• pp.270.1-270
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• 2001

• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 2001년도 추계학술발표회요약집
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• pp.281.1-281
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• 2001

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제33권4호
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• pp.365-374
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• 2001

In order to examine the in-reactor performance of very-high-density dispersion fuels for high flux performance research reactors, U-l0wt.%Mo microplates containing centrifugally atomized powder were irradiated at low temperature. The U-l0wt.%Mo dispersion fuels show stable in- reactor irradiation behaviors even at high burn-up, similar to U$_3$Si$_2$ dispersion fuels. The atomized U-l0wt.%Mo fuel particles have a fine and a relatively uniform fission gas bubble size distribution. Moreover, only one of third of the area of the atomized fuel cross-sections at 70a1.% burn-up shows fission gas bubble-free zones, This appears to be the result of segregation into high Mo and low Mo.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제24권1호
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• pp.40-51
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• 1992

연구용 원자로의 분산형 핵연료에 대한 노내 조사 거동의 주요 특성중의 하나는 핵연료심 팽윤에 기인된 핵연료봉 직경 증가이다. 본 논문에서는 분산형 우라늄실리사이드 핵연료에 대한 노내 조사거 동과 실험 증거들을 분석함으로써 그 핵연료의 팽윤에 대한 물리적 해석 모형인, DFSWELL 전산 모형을 개발하였다. 문헌에 보고된 실험 증거들로부터 노내에서 U$_3$Si-Al 핵연료심의 부피변화는 온도와 핵분열율에 따라 크게 영향을 받는 것으로 나타났다. 분산형 우라늄 실리사이드 핵연료에 대한 정량적 팽윤량은 주어진 온도, 핵분열율, 핵분열고체생성물 측적 및 핵분열기체 기포거동을 고려함으로써 평가될 수 있다. 연구로의 분산형 우라늄실리사이드 핵연료의 팽윤 현상은 다음과 같은 세 가지 현상으로 귀결된다. i ) 핵분열기체생성물 기포 생성/축적에 치한 부피변화 ii ) 고체 핵분열생성물의 축적 및 상 변화에 의한 부피변화 iii ) 핵연료 입자와 기지 사이의 공유층에 대한 부피변화 상기 세 가지의 물리 적 현상을 고려하는 본 DFSWELL 전산 모형의 출력이력 조건에 따른 절대 예측치들은 실행 결과와 비교할 때 분산형 우라윰실리 사이드 핵연료의 조사추 팽윤 실측치와 잘 일치한다.

• 방사성폐기물학회지
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• 제7권4호
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• pp.219-227
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• 2009

세 종류의 산화물($TiO_2$(아나타제), $SiO_2$(비결정성) 및 $Al_2O_3$(비결정성)) 표면에 U(VI)이 흡착될 때 유기산이 미치는 영향을 연구하였다. 유기산으로는 살리실산과 피콜린산을 사용하였다. 유기산의 존재 여부에 따라 달라지는 U(VI)의 흡착률 변화를 pH 함수로 측정하였다. 또한 U(VI)의 존재 여부에 따라 달라지는 유기산의 흡착량을 pH 함수로 측정하였다. $TiO_2$의 경우, 살리실산과 피콜린산이 U(VI)과 수용성 착물을 형성함으로써 U(VI)의 흡착률을 저하시킨다. $SiO_2$의 경우, 살리실산은 U(VI) 흡착에 영향을 주지 않지만, 피콜린산은 오히려 U(VI) 흡착을 증가시킨다. 이 현상을 삼성분 표면착물(ternary surface complex) 생성으로 해석하였으며 U(VI) 흡착에 의존하는 피콜린산의 흡착량 변화, 그리고 흡착된 U(VI)의 형광 특성 변화로 이를 확인하였다. $Al_2O_3$의 경우, 살리실산과 피콜린산 모두 U(VI) 흡착과 무관하게 높은 흡착량을 보였으나 U(VI) 흡착을 감소시키지는 않았다. 따라서 삼성분 표면착물 생성을 배제할 수 없으나 이를 확인하기 위해서는 분광 분석과 같은 추가 연구가 필요하다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제49권4호
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• pp.700-709
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• 2017

This work looks at the effect of changes in kinetic parameters on simultaneous reactivity insertions and beam tube flooding in a typical material testing reactor-type research reactor with low enriched high density ($U_3Si_2-Al$) fuel. Using a modified PARET code, various ramp reactivity insertions (from $0.1/0.5 s to $1.3/0.5 s) plus beam tube flooding ($0.5/0.25 s) accidents under uncontrolled conditions were analyzed to find their effects on peak power, net reactivity, and temperature. Then, the effects of changes in kinetic parameters including the Doppler coefficient, prompt neutron lifetime, and delayed neutron fractions on simultaneous reactivity insertion and beam tube flooding accidents were analyzed. Results show that the power peak values are significantly sensitive to the Doppler coefficient of the system in coupled accidents. The material testing reactor-type system under such a coupled accident is not very sensitive to changes in the prompt neutron life time; the core under such a coupled transient is not very sensitive to changes in the effective delayed neutron fraction.