• 제목/요약/키워드: Fission Products

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EPMA를 이용한 사용후핵연료의 연소도 측정에 관한 연구 (Analysis of Fission Products on Irradiated Fuels using EPMA)

  • 정양홍;유병옥;오완호;이홍기;주용선;홍권표
    • 한국방사성폐기물학회:학술대회논문집
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    • 한국방사성폐기물학회 2005년도 춘계 학술대회
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    • pp.335-343
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    • 2005
  • 차폐형 성분분석기(Shielded EPMA)를 이용하여 한국형 경수로발전소에서 연소된 35,000 MWd/MTU, U-235의 농축도 $3.2\%$$UO_2$ 사용후핵연료의 연소도 측정 방법을 제시하였다. 원자로의 출력과 핵연료의 특성 및 중성자속 분포 등 중요한 핵공학적 정보를 제공하는 사용후핵연료의 연소도는 U-235의 감손에 따른 무거운 핵종의 변화를 측정하거나 사용후핵연료 내에 생성된 핵분열생성물을 측정하는 방법 등이 있다. 이러한 방법은 비파괴시험으로도 하고 있으나 파괴시험인 화학적 분석방법이 보다 정확한 것으로 인식되고 있다. 그러나 화학분석법은 분석시간이 많이 걸리며, 방사선시료의 취급으로 인한 시험자의 피폭 등의 어려움이 따른다. 화학적 분석방법에 의한 연소도 측정방법 대신 분석시료의 제작 및 분석시간이 화학적 분석방법에 비해 상당히 짧고, 또한 국부적인 연소도 측정이 요구되는 사고 핵연료나 고연소 핵연료의 위치별 연소도 측정이 가능한 EPMA를 사용한 연소도 측정기술이 개발되고 있다. 시험결과 ORIGEN2코드로 계산한 연소도에 따른 Nd의 농도와 EPMA 분석에 의한 Nd의 농도는 거의 일치하였다. EPMA로 분석한 Nd의 조성과 ORIGEN-2 코드로 계산한 Nd의 조성 분포를 이용하여 사용후핵연료의 연소도를 예측하는 일차 실험식을 유도하였으며, 그 결과가 화학분석에 의한 연소도와 거의 일치함을 확인하였다.

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EPMA를 이용한 사용후핵연료의 연소도 측정에 관한 연구 (Analysis of Fission Products on Irradiated Fuels using EPMA)

  • 정양홍;유병옥;오완호;이홍기;주용선;홍권표
    • Applied Microscopy
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    • 제35권3호
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    • pp.113-119
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    • 2005
  • 차폐형 성분분석기 (Shielded EPMA)를 이용하여 한국형 경수로발전소에서 연소된 35,000 MWd/MTU, U-235의 농축도 3.2%인 $UO_2$ 사용후핵연료의 연소도 측정 방법을 제시하였다. 원자로의 출력과 핵연료의 특성 및 중성자속 분포 등 중요한 핵공학적 정보를 제공하는 사용후핵연료의 연소도는 U-235의 감손에 따른 무거운 핵종의 변화를 측정하거나 사용후핵연료 내에 생성된 핵분열 생성물을 측정하는 방법 등이 있다. 이러한 방법은 비파괴시험으로도 하고 있으나 파괴시험인 화학적 분석방법이 보다 정확한 것으로 인식되고 있다. 그러나 화학분석법은 분석시간이 많이 걸리며, 방사선 시료의 취급으로 인한 시험자의 피폭 등의 어려움이 따른다. 화학적 분석방법에 의한 연소도 측정방법 대신 분석시료의 제작 및 분석시간이 화학적 분석방법에 비해 상당히 짧고, 또한 국부적인 연소도 측정이 요구되는 사고 핵연료나 고연소 핵연료의 위치별 연소도 측정이 가능한 EPMA를 사용한 연소도 측정기술이 개발되고 있다. 시험결과 ORIGEN2 코드로 계산한 연소도에 따른 Nd의 농도와 EPMA 분석에 의한 Nd의 농도는 거의 일치하였다. EPMA로 분석한 Nd의 조성과 ORIGEN-2 코드로 계산한 Nd의 조성 분포를 이용하여 사용후핵연료의 연소도를 예측하는 일차 실험식을 유도하였으며, 그 결과가 화학분석에 의한 연소도와 거의 일치함을 확인하였다.

원전의 내환경기기검증 화학환경 및 핵분열생성물 제거능력 평가 (Analysis of EQ pH Condition and Fission Product Removal Capability for Nuclear Power Plant)

  • 송동수;하상준;성제중;전황용;허성철
    • 에너지공학
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    • 제23권3호
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    • pp.186-190
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    • 2014
  • 원자력발전소는 냉각재상실사고(LOCA)와 같은 과도상태시 pH 조절을 통해 격납건물의 핵분열생성물(요오드) 제거 능력을 유지한다. 이와 더불어 격납건물 내부의 스테인레스강 기기들의 응력부식균열(Stress Corrosion Cracking)을 방지하고 알루미늄 또는 아연 부식에 의한 수소생성을 최소화할 수 있기 때문에 살수 및 집수조냉각수의 화학조건(pH) 조절능력이 요구된다. 현재 원전은 LOCA시 능동형 살수첨가제인 NaOH를 사용하여 격납건물 살수 및 집수조냉각수의 pH를 조절하도록 설계되어있다. 본 논문에서는 LOCA시 집수조냉각수의 pH를 분석하고, 살수화학조건 pH 관련 최신규제요건인 표준심사지침(SRP) 6.5.2에 따라 핵분열생성물제거상수 및 제염계수를 계산하였다. 분석결과, 격납건물집수조 pH는 8.09~9.67로서 설계기준을 만족한다. 그리고 격납건물살수계통에 의한 핵분열생성물 제거상수 및 제염계수는 원전 내환경기기검증을 위한 방사선환경 평가의 입력으로 제공된다.

Behavior of Solid Fission Products in Irradiated Fuel

  • Song, Ung-Sup;Jung, Yang-Hong;Kim, Hee-Moon;Yoo, Byung-Ok;Kim, Do-Sik;Choo, Yong-Sun;Hong, Kwon-Pyo
    • 한국원자력학회:학술대회논문집
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    • 한국원자력학회 2004년도 추계학술발표회 발표논문집
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    • pp.1073-1074
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    • 2004
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2-할로벤질 페닐 에델의 광반응성 (The Photoreactivity of 2-Halobenzyl Phenyl Ether)

  • 박용태;김영희;신현일
    • 대한화학회지
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    • 제42권2호
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    • pp.203-208
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    • 1998
  • 할로겐화아렌이 다른 아렌에 etheral alkyl그룹에 의해 연결된 2-halobenzyl phenyl ether( 1과 2)를 합성하여 제조적인 광반응에서 생성물을 확인하고 또 속도론적 광반응에서 그 반응성을 시험하였다. 질소 기류 하에서 2-chlorobenzyl phenyl ether(1)은 페놀과 photo-Fries형 생성물이 나왔으며 Br치환 ether2는 페놀과 photo-Fries형 생성물 이외에 광고리화 및 광환원 생성물이 나왔다. 이것은 Cl이 benzyl고리에 강하게 붙어 있기 때문에 상대적으로 약한 $CH_{2}-O$결합의 파열이 생긴 결과이다. 또 Br유도체 2는 phenyl-bromine 사이의 결합이 phenyl-chlorine사이의 결합보다 약하니까 결국 그 결합의 광유발 파열이 $CH_{2}-O$결합 파열과 경쟁적으로 되었음이 분명하다. 산소 존재하에서 페놀의 생성은 큰 변화가 없고, photo-Fries형 생성물은 약간 감소하고 , 그리고 광고리화 생성물과 광환원 생성물은 큰 영향을 받는 것으로 보아 광고리화와 환원반응은 삼중상태가 상관하고 photo-fries형 반응은 단일상태와 삼중상태가 동시에 상관하는 것이다.

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SELECTIVE REDUCTION OF ACTIVE METAL CHLORIDES FROM MOLTEN LiCl-KCl USING LITHIUM DRAWDOWN

  • Simpson, Michael F.;Yoo, Tae-Sic;Labrier, Daniel;Lineberry, Michael;Shaltry, Michael;Phongikaroon, Supathorn
    • Nuclear Engineering and Technology
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    • 제44권7호
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    • pp.767-772
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    • 2012
  • In support of optimizing electrorefining technology for treating spent nuclear fuel, lithium drawdown has been investigated for separating actinides from molten salt electrolyte. Drawdown reaction selectivity is a major issue that requires investigation, since the goal is to remove actinides while leaving the fission products and other components in the salt. A series of lithium drawdown tests with surrogate fission product chlorides was run to obtain selectivity data with non-radioactive salts, develop a predictive model, and draw conclusions about the viability of using this process with actinide-loaded salt. Results of tests with CsCl, $LaCl_3$, $CeCl_3$, and $NdCl_3$ are reported here. Equilibrium was typically achieved in less than 10 hours of contact between lithium metal and molten salt under well-stirred conditions. Maintaining low oxygen and water impurity concentrations (<10 ppm) in the atmosphere was observed to be critical to minimize side reactions and maintain stable salt compositions. An equilibrium model has been formulated and fit to the experimental data. Good fits to the data were achieved. Based on analysis and results obtained to date, it is concluded that clean separation between minor actinides and lanthanides will be difficult to achieve using lithium drawdown.

Monte Carlo Analysis of the Accelerator-Driven System at Kyoto University Research Reactor Institute

  • Kim, Wonkyeong;Lee, Hyun Chul;Pyeon, Cheol Ho;Shin, Ho Cheol;Lee, Deokjung
    • Nuclear Engineering and Technology
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    • 제48권2호
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    • pp.304-317
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    • 2016
  • An accelerator-driven system consists of a subcritical reactor and a controllable external neutron source. The reactor in an accelerator-driven system can sustain fission reactions in a subcritical state using an external neutron source, which is an intrinsic safety feature of the system. The system can provide efficient transmutations of nuclear wastes such as minor actinides and long-lived fission products and generate electricity. Recently at Kyoto University Research Reactor Institute (KURRI; Kyoto, Japan), a series of reactor physics experiments was conducted with the Kyoto University Critical Assembly and a Cockcrofte-Walton type accelerator, which generates the external neutron source by deuteriu-metritium reactions. In this paper, neutronic analyses of a series of experiments have been re-estimated by using the latest Monte Carlo code and nuclear data libraries. This feasibility study is presented through the comparison of Monte Carlo simulation results with measurements.

Vacuum Ultraviolet Photolysis of Ethyl Bromide at 123.6 nm

  • Hee-Soo Yoo;K. H. Jung
    • Bulletin of the Korean Chemical Society
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    • 제1권1호
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    • pp.35-39
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    • 1980
  • A vacuum ultraviolet photolysis of ethyl bromide was studied in the pressure range of 0.5-19.9 torr and at 123.6 nm krypton resonance line. The pressure effect on the reaction was studied by increasing the reactant pressure and by adding an inert gas, e.g., He. In the observation the monatomic gas is found to be no effect in the reaction. A scavenger effect of the reaction was also performed by adding NO gas as a radical scavenger and was found to be quite efficient to scavenge a radical product $C_2H_6$. The observation of the major reaction product $C_2H_6$ was interpreted in terms of a molecular elimination. Nontheless the decreasing phenomenon of ${\phi}_{C_2H_4}/{\phi}_{C_2H_6}$ with pressure rise was attributed to the existence of the two electronically excited states. One state proceeds to the molecular elimination and the other to carbon-bromine bond fission. The excitation and the decomposition mechanisms between two excited states and the reaction products were interpreted in terms of the first excitation which proceeds the molecular elimination, and the second excitation which resulted from the first excited state by collisional cross over decomposes by carbon-bromine bond fission.