• Proceedings of the Korean Institute of Resources Recycling Conference
• /
• 2002.05a
• /
• pp.144-145
• /
• 2002

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
• /
• 2003.05a
• /
• pp.227.2-227.2
• /
• 2003

• Proceedings of the Korean Institute of Resources Recycling Conference
• /
• 2001.05a
• /
• pp.91-94
• /
• 2001

• Proceedings of the Korean Radioactive Waste Society Conference
• /
• 2004.06a
• /
• pp.355-355
• /
• 2004

사용후핵연료 금속전환체는 세라믹형 사용후핵연료를 리튬용융염으로 금속전환하여 생성한 우라늄금속으로 상온에서도 표면산화가 진행될 정도로 매우 불안정한 상태이다. 이에 대한 저장 안정성 향상방안을 도출하기 위해 금속전환체의 주성분인 금속우라늄과 산화 안정화물질인 Nb을 첨가한 모의 금속전환체 합금을 제작하여 $200^{\circ}C~300^{\circ}C$ 온도구간에서 열중량분석기(TGA)를 이용해 순수 산소분위기로 산화시험을 수행하였다.(중략)

• Proceedings of the Korea Information Processing Society Conference
• /
• 2006.05a
• /
• pp.669-672
• /
• 2006

고온가스냉각 원자로에서는 고온 안정성 및 핵분열생성물 차단 성능이 우수한 TRISO(tri-tsotropic) 핵연료를 사용하고 있다. TRISO 핵연료 입자는 직경이 약 1 mm인 구 형태로 입자의 중심에는 직경 $0.5{\mu}m$의 핵연료 커널(kernel)이 포함되며 커널 외곽을 코팅 층이 에워싸고 있다. 이 코팅 층은 완충(buffer) PyC(pyrolytic carbon) 층, 내부 PyC 층, SiC 층, 그리고 외부 PyC 층으로 구성되어 있다. 각 코팅 층의 두께는 수십${\sim}$백 ${\mu}m$ 범위이며, 본 연구에서는 각 코팅 층의 두께를 비파괴적으로 측정하기 위하여 마이크로포커스 X-선 발생장치와 고해상도 X-선 평판(flat panel) 검출기로 구성된 정밀한 X-선 래디오그래피 장치를 구성하고, $UO_2$ 핵물질 대신에 $ZrO_2$를 커널로 사용한 모의 TRISO 핵연료 입자에 대한 래디오그래피 영상을 획득한 후 디지털 영상처리기술을 이용하여 코팅 층 사이의 경계선이 구분 가능하도록 영상을 개선하고 디지털 영상처리 알고리즘을 개발하여 코팅 층의 두께를 측정하였다.

• Proceedings of the Korean Radioactive Waste Society Conference
• /
• 2005.06a
• /
• pp.432-432
• /
• 2005

사용후핵연료시료 중에 함유된 요오드(I-127 및 129)를 정량하기 위하여 화학적 방법으로 분리 회수하고 중성자방사화분석법을 이용하였다. 사전실험으로 모의사용후핵연료를 이용하여 회수율을 측정하였다. 모의 및 실제사용후핵연료시료를 $90^{\circ}C$에서 8 M $HNO_3$ 용액으로 용해하고 용해 후 용해용액 중의 잔류 요오드, 응축 및 휘발된 요오드 각각을 정량하였다. 응축 요오드는 핵연료 용해 후 재증류하여 회수하였다. 잔류 및 응축 요오드는 시료의 산화상태를 조절한 후 용매추출로 요오드를 회수한 다음 이온교환 또는 침전법으로 방사화학적으로 분리한 후 중성자방사화분석(RNAA)으로 정량하였다. 제작한 이온교환분리관 및 여과키트에 요오드를 흡착 또는 침전시켜 분리한 다음 중성자조사를 위한 삽입체(Insert)로 이용하였다. 휘발 요오드는 제조한 흡착체(Ag-silica gel)를 담은 흡착관에 포집하고 홉착체를 구간별 균질시료로 만든 다음 비파괴중성자 방사화분석(INAA)으로 정량하였다. 침전 및 흡착 요오드의 화학적 특성을 EPMA(electron probe microanalysis) 분석으로 조사하였다. 요오드 정량결과를 다른 방법으로 비교분석하기 위하여 음이온교환수지상에서 요오드를 정제 및 회수하기 위한 용리거동을 조사하였다.

• Proceedings of the Korean Powder Metallurgy Institute Conference
• /
• 2005.11a
• /
• pp.25-26
• /
• 2005

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
• /
• 1998.05b
• /
• pp.250-255
• /
• 1998

DUPIC 핵연료 개발에서는 소결체의 물성연구와 노내거동부터 연구를 시작하여 신 개념의 핵연료의 개발에 부합되는 조사시험 계획이 수립되어야 하기 때문에 DUPIC소결체의 물성 및 노내거동 연구를 캡슐을 이용하여 조사시험을 수행할 계획이다. 본 논문에서는 노외 시험 및 예비 특성화(Pre-Characterization)와 노내시험인 DUPIC 핵연료 소결체 시험 그리고 연료봉 조사시험에 필요한 항목들에 대하여 분석하였으며 DUPIC 소결체가 하나로 노심의 CT, IR2, IP9등에서 무계장 캡슐을 이용하여 조사될 경우의 출력을 평가 하였다. 또한 모의 핵연료와 DUPIC 핵연료 소결체의 조사시험을 위해 무계장 캡슐 (Capsule)에 대하여 연구 하였다.

• Journal of Nuclear Fuel Cycle and Waste Technology(JNFCWT)
• /
• v.2 no.2
• /
• pp.125-133
• /
• 2004

Fission products of DUPIC (Direct Use of Spent PWR Fuel in CANDU Reactors) fuel, irradiated in HANARO research reactor with 61 ㎾/m of maximum linear power and 1,770 ㎿d/tU of average burn-up, was characterized by EPMA(Electron Probe Micro Analyzer). In order to find accurate characterization, the analysis results by EPMA of fresh simulated DUPIC fuel containing fission products as chemicals were compared with that of wet chemical analysis. The metallic precipitates observed at the center of the fresh simulated DUPIC fuel were about 1 $\mu\textrm{m}$ in size and their major components by EPMA were Mo-53.89 at.%, Ru-37.40 at.%, and Pd+Rh-8.71 at.%. Established procedure through the fresh simulated DUPIC fuel was applied to the irradiated DUPIC fuel. Observed size of metallic precipitates were 2∼2.5 $\mu\textrm{m}$ and their compositions were Mo-47.34 at.%, Ru-46 at.%, and Pd+Rh-6.65 at.%. What are uncommon things for this experiment, special treatment for improving the conductivity was attempted to the specimen and the conditions of exact irradiation of electron beam to small metallic precipitate were suggested.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
• /
• 1998.05a
• /
• pp.738-744
• /
• 1998

본 논문에서는 DSNP로 개발된 EBR-II 시뮬레이션 프로그램을 이용하여 SHRT-45실험을 모의해석하고 실험결과와 비교 분석하였다. ULOF 사고시 노심과 계통에서 발생하늘 주요 현상학적인 특성과 이를 모의하기 위한 해석모델에 대하여 논의하였다. 특허 일차원적인 DSNP 코드로써 원자로 풀 내부에서 소듐의 혼합 및 성층화 현상과 같은 다차원적인 거동을 모의하는 방법을 검토하였다. 원자로 풀에서의 혼합모델을 적절히 조정함으로써 DSNP 코드는 일반적으로 ULOF 과도거동을 잘 예측하였다. SHRT-45 모의해석 결과, ULOF 발생시 금속핵연료를 사용하는 EBR-II노심의 고유 안전성과 피동 붕괴열 제거능력이 입증되었으며 이는 실험결과와 일치하였다.