• Nuclear Engineering and Technology
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• v.25 no.3
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• pp.480-496
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• 1993

원자력발전 핵연료주기에서 고려하여야 할 중요한 요소의 하나는 사용후핵연료에서 비롯되는 고준위 방사성핵종이다. 고준위 방사성핵종의 처분 방법으로서 심지층처분방식은 가장 손쉬운 방법이기는 하나 매우 장시간의 감시가 필요하며, 특히 자연환경으로의 누출가능성이 커서 이의 대안으로서 외국 몇 나라에서는 소위 소멸처리(Transmutation)방법에 대한 연구를 활발히 하고 있다. 현시점에서 소멸처리 방법으로 가장 타당성이 있는 것으로 여겨지는 것은 원자로를 이용하는 것과 가속기 구동 미임계 시스템 (Accelerator-Driven Subcritical System)을 이용하는 방법이다. 본 기고문에서는 이들 방법을 중심으로 다양한 소멸처리 방법의 소개와 기술적인 문제점(특히 핵 특성관점에서)에 대한 고찰 그리고 향후 연구과제 등에 대하여 기술하고자 한다. 비록 소멸처리 시스템의 현실화를 위해서는 해결되어야 할 과제가 많이 남아 있지만, 기술적인 가능성과 방사능의 소멸이란 면을 고려할 때 소멸처리시스템은 궁극적인 방사성핵종 처리기술로서 연구·개발할 충분한 가치가 있는 것으로 판단된다.

• Proceedings of the Korean Radioactive Waste Society Conference
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• 2004.06a
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• pp.338-338
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• 2004

건식공정 (pyrochemical process 혹은 pyroprocessing)은장수명핵종의 소멸처리를 위해서는 장수명핵종을 분리한 뒤 연료로 제조하여야 하며, 분리 공정은 습식공정과 건식공정으로 크게 나누어진다. 용융염을 사용하는 습식공정에 비해 2차 방사성폐기물의 발생량이 적고 공정이 간단하고, 핵확산에 대한 저항성이 매우 크다는 장점 때문에 미래의 핵주기 기술로서 주목받고 있다. 소멸처리를 위해서는 사용 후 핵연료 내에 존재하는 장수명 핵종군 원소들을 분리하고 소멸처리용 연료에 적합한 형태의 물리 화학적 형태로 전환시켜야 한다.(중략)

• Nuclear Engineering and Technology
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• v.24 no.3
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• pp.329-335
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• 1992

장반감기 초우라늄 원소들(Am, Cm, Np 등)과 핵분열생성물들(135Cs, 129I)이 포함된 고준위 방사성폐기물을 심지층처분할 경우도 장반감기 핵종들의 장시간에 걸친 유출현상으로 인하여 환경오염이 문제가 될 가능성이 있다. 이러한 장반감기 핵종들의 심지층처분 대안으로 소멸처리 방식이 70년대부터 선진국들에서 활발히 연구되어져 왔다. 본 기고문은 이러한 소멸처리와 그 전단계인 군분리 기술의 현황과 향후 전망을 정리하고 특히 현존하는 소멸처리 방식의 문제점을 분석하여 향후 국내에서 수행할 소멸처리 연구에 도움이 되고자 하였다.

• Analytical Science and Technology
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• v.14 no.3
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• pp.212-220
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• 2001

This study was performed to establish the analytical method of radium and radon in various environmental samples with the ${\gamma}$-ray spectrometry. The major problem in the measurements of low level ${\gamma}$-ray, such as environmental radioactivity, is the fluctuation of ${\gamma}$-ray background spectrum. To overcome this problem, a nitrogen gas was filled up in the detector chamber to reduce the background counts due to airborne radioactivities, i.e., $^{214}Pb$ and $^{214}Bi$, the daughters of $^{222}Rn$ in air. When nitrogen gas flowed around the detector, peak counts of ${\gamma}$-rays from the daughters of $^{222}Rn$ decreased about 80% below 1 MeV and about 20~50% above 1 MeV. The use of nitrogen purging results in approximately tenfold increment of sensitivity.

• Proceedings of the Korean Radioactive Waste Society Conference
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• 2003.11a
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• pp.426-430
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• 2003

Fissionable uranium will be separated from long-lived nuclear materials in pyroprocess for transmutation. This study was measured decomposition voltage and deposition rate on cathode of uranium in $LiF-BeF_2$ molten salt by electrowinning. The result of experimental is that decomposition voltage of $UF_4$ and $LiF-BeF_2$ molten salt is -1.4 and -1.5 volt at $500^{\circ}C$ Deposition rate of uranium on cathode increases with increase of uranium concentration in molten salt.

• Proceedings of the Korean Radioactive Waste Society Conference
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• 2004.06a
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• pp.339-339
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• 2004

원자로를 이용하여 장수명핵종(long lived nucleus)을 소멸처리하는 과정에서 초우라늄(TRU, transuranium)과 희토류(RE, rare earth) 금속에 포함되어 있는 소량의 핵분열성(fissile) 물질인 우라늄을 제거할 필요가 있다. 본 실험은 LiCl-KCl 용융염계에서 전해제련법(Electrowinning)을 이용하여 용융염욕에 존재하는 우라늄을 제거하기 위하여 필요한 Cd-Li 양전극 물질을 제조하였고, 제조된 금속을 이용하여 우라늄 및 란탄족(Dy, Ce, Y, Nd, Gd) 금속의 환원 특성을 파악하였다.(중략)

• Proceedings of the Korea Society for Energy Engineering kosee Conference
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• 1998.05a
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• pp.229-234
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• 1998

우리나라는 현재 고유의 액체금속로 모델인 KALIMER(Korea Advanced Liquid Metal Reactor)의 개발을 통해 에너지 자원의 이용 효율 증대와 사용후 핵연료 및 초 장수명핵종 소멸처리 문제 등과 같은 에너지 안보와 환경 문제를 동시에 해결하려 하고 있다. 한편 KALIMER의 개바이 그 의미를 갖기 위해서는 고려중인 개념들이 기술적인 측면에서 기능성, 제작성, 안전성, 운용성, 독창성 등이 우수해야 할 뿐만 아니라 경제성이 확보되어야 한다. (중략)

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1998.05b
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• pp.527-532
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• 1998

모의 폐액으로 부터 팔라디움을 회수하여 촉매를 제조하였다. 모의 폐액은 장수명핵종 소멸처리 전환시의 군분리 공정에서 발생하는 8성분 폐액으로 하였다. 팔라디움의 회수율은 99.5% 이상이며, 그 순도는 99% 이상의 고품질의 것이었다 회수된 팔라디움을 사용하여 소수성촉매를 제조하였으며, 이 촉매는 400$m^2$/g 이상의 높은 비표면적을 갖는 것으로 나타났다. 질량비로 10%의 시제품촉매를 제조하여 93%의 삼중수소 교환반응효율을 얻을 수 있었다.

• Proceedings of the KSME Conference
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• 2002.08a
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• pp.39-42
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• 2002

The nuclear transmutation technology to Incinerate the long lived radioactive nuclides and produce energy during the incineration process is believed to be one or the best solutions. HYPER(${\underline{HY}}brid {\underline{P}}ower {\underline{E}}xtraction {\underline{R}}$eactor)is the accelerator driven transmutation system which is being developed by KAERI(Korea Atomic Energy Research Institute). Lead-bismuth(Pb-Bi) is adopted as a coolant and spallation target material. In this paper, we performed the thermal-hydraulic analysis of HYPER target using the commercial code FLUENT, and also calculated thermal and mechanical stress of the beam window using the commercial code ANSYS. It is found that there is an optimum value for the window diameter and the maximum allowable beam current can be increased to 17.3 mA for the inner diameter of windows, 40 cm. Finally, the other shapes such as uniform or scanned beam were considered. The results of FLUENT calculations show that the uniform type is preferable to the other shapes of the beam in terms of the window and target cooling and the maximum window temperature is lower than that of the parabolic beam by $58 ^{\circ}C$ for the beam current, 13 mA.

• Journal of the Korean Society of Radiology
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• v.15 no.6
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• pp.849-853
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• 2021

PET images used in medical diagnoses are created using positron emitting radionuclides. The radiation used for imaging is generated at 0.511 MeV by p-annihilation. The CSDA range is the distance the particle radiation flew physically, and it is different from the range shown in PET images. This study proposes a novel method that uses radiological criteria to measure this range. The experiment was conducted by applying the MCNP6 simulation to positron emitting nuclides ¹⁸F, ¹¹C, ¹³N, and ¹⁵O. Radiological criteria were based on the location of the p-annihilation event, which is also the image signal. Results showed the radiological range of positrons to be 2.3, 3.9, 5.0, and 7.9 mm for ¹⁸F, ¹¹C, ¹³N, and ¹⁵O, respectively. The higher the positron energy, the larger its difference from the CSDA range. Positron emitting nuclide is being developed and studied as a nuclide for dosimetry or radiotherapy. Further research needs to be conducted into various positron ranges.