• 폴리머
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• 제27권5호
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• pp.502-507
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• 2003

메탈로센 선형 저밀도 폴리에틸렌 (m-LLDPE)과 저밀도 폴리에틸렌 (LDPE)을 용응 블렌딩 방법으로 블렌드를 제조하여 열적 거동 및 물성을 관찰하였다. LDPE/m-LLDPE1 블렌드는 LDPE조성이 50% 이상이면 두 개의 용융 피크가 관찰된 반면 다른 블렌드들은 단일한 용융 피크를 나타내었다. m-LLDPE에서 공단량체 함량이 감소할수록 용융 온도와 상대 결정화도가 증가하였다. 공단량체 함량이 2 wt%인 m-LLDPE1이 초기 탄성률이 가장 높게 관찰되었고, 공단량체 함량이 증가함에 따라 감소하였다. 블렌드에서 조성에 따른 초기 탄성률의 변화는 상대 결정화도의 거동과 유사하게 나타났다. 블렌드의 파괴 신율은 LDPE/m-LLDPE1과 LDPE/m-LLDPE2 블렌드에서 평균값보다 낮은 파괴 신율을 나타내었었다. m-LLDPE2의 용융 지수가 가장 높게 관찰되었고 공단량체 함량이 증가함에 따라 감소하는 경향을 나타내었다.

• 공업화학
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• 제10권3호
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• pp.432-437
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• 1999

폴리에틸렌 열분해실험을 반응기 크기가 $10cm^3$인 스테인레스 스틸 반응기에서 수행하였으며 이때 반응온도는 $390{\sim}450^{\circ}C$이었다. 열분해생성물인 반응생성물과 기체생성물을 분리하여 채취하였고 각 생성물의 분자량분포는 HPLC-GPC와 GC분석을 통해 얻었다. 열분해반응의 개시-종료, 전파-비전파반응, 즉 수소탈취반응, 사슬절단, 고분자물질과 라디칼과의 결합반응 등을 설명할 수 있는 random, specific 생성물의 분자랑분포에 대한 distribution balance식을 제안하였다. 말단절단 과정에 의해 저분자량의 비응축성 기체생성물 (C1~C5)이 생성되었으며 이 기체생성물의 평균분자량은 38이었다. 무작위절단과 말단절단의 속도매개변수 중의 하나인 활성화에너지는 각각 35, 17 kcal/mole 이었다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제42권5호
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• pp.576-581
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• 2010

KAERI (Korea Atomic Energy Research Institute) fabricated MOX (Mixed Oxide) fuel pellets as a cooperation project with PSI (Paul Scherrer Institut) for an irradiation test in the Halden reactor. The MOX pellets were fitted into fuel rods that included instrumentation for measurement in IFE (Institutt for Energiteknikk). The fuel rods were assembled into the test rig and irradiated in the Halden reactor up to 50 MWd/kgHM. The irradiated fuel rods were transported to the IFE, where ceramography was carried out. The fuel rods were cut transversely at the relatively higher burn-up locations and then the radial cross sections were observed. Micrographs were analyzed using an image analysis program and grain sizes along the radial direction were measured by the linear intercept method. Radial cracks in the irradiated MOX were observed that were generally circumferentially closed at the pellet periphery and open in the hot central region. A circumferential crack was formed along the boundary between the dark central and the outer regions. The inner surface of the cladding was covered with an oxide layer. Pu-rich spots were observed in the outer region of the fuel pellets. The spots were surrounded by many small pores and contained some big pores inside. Metallic fission product precipitates were observed mainly in the central region and in the inside of the Pu spots. The average areal fractions of the metallic precipitates at the radial cross section were 0.41% for rod 6 and 0.32% for rod 3. In the periphery, pore density smaller than 2 ${\mu}m$ was higher than that of the other regions. The grain growth occurred from 10 ${\mu}m$ to 12 ${\mu}m$ in the central region of rod 6 during irradiation.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제34권3호
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• pp.187-201
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• 2002

The KN-12 cask is designed to transport 12 PWR spent nuclear fuels and to comply with the requirements of Korea Atomic Energy Act, IAEA Safety Standards Series No.57-1 and US 10 CFR Part 71 for a Type B(U)F package. It provides containment, radiation shielding, structural integrity, criticality control and heat removal for normal transport and hypothetical accident conditions. W.H 14$\times$14, 16$\times$16 and 17$\times$17 fuel assemblies with maximum allowable initial enrichment of 5.0 wt.%, maximum average burn-up of 50,000 MWD/MTU and minimum cooling time of 7 years being used in Korea will be loaded and subsequently transported under dry and wet conditions. A forged cylindrical cask body which constitutes the containment vessel is closed by a cask lid. Polyethylene rods for neutron shielding are arranged in two rows of longitudinal bore holes in the cask body wall. A fuel basket to accommodate up to 12 PWR fuel assemblies provides support of the fuels, control of criticality and a path to dissipate heat. Impact limiters to absorb the impact energy under the hypothetical accident conditions are attacked at the top and at the bottom side of the cask during transport. Handling weight loaded with water is 74.8 tons and transport weight loaded with water with the impact limiters is 84.3 tons. The cask will be licensed in accordance with Korea Atomic Energy Act 3nd fabricated in Korea in accordance with ASME B&PV Code Section 111, Division 3.

• Advances in materials Research
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• 제6권3호
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• pp.303-316
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• 2017

In this article, novel olefin polymerization catalyst with lower cost and simple synthetic process were developed, $ArOTiCl_3$ complexes [$(2-OMeC_6H_4O)TiCl_3(C1)$, $(2,4-Me_2C_6H_3O)TiCl_3(C2)$, $TiCl_3(1,4-OC_6H_4O)TiCl_3(C3)$, $TiCl_3(1,4-OC_6H_2O-Me_2-2,5)$ $TiCl_3(C4)$] and corresponding $(ArO)_2TiCl_2$ complexes [$TiCl_2(OC_6H_4-OMe-2)_2(C5)$ and $TiCl_2(OC_6H_3-Me_2-2,6)_2(C6)$] have been synthesized by the reaction of $TiCl_4$ with phenol, all these complexes were well characterized with $^1H$ NMR, $^{13}C$ NMR, MASS and EA. When combined with methylaluminoxane (MAO), the $ArOTiCl_3/MAO$ system shows high activity for ethylene copolymerization with 1-octene and copolymer was obtained with broaden molecular weight distribution (MWD). The $^{13}C$ NMR result of polymer indicates that the 1-octene incorporation in polymer reached up to 8.29 mol%. The effects of polymerization temperature, concentration of polymerization monomer and polymerization time on the catalytic activity have been investigated.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제56권1호
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• pp.34-41
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• 2024

This work presents experimental data and modelling of the release of Mo from high-burnup spent nuclear fuel (63 MWd/kgU) at two different pH values, 8.4 and 13.2 in air. The release of Mo from SF to the solution is around two orders of magnitude higher at pH = 13.2 than at pH = 8.4. The high Mo release at high pH would indicate that Mo would not be congruently released with uranium and would have an important contribution to the Instant Release Fraction, with a value of 5.3%. Parallel experiments with pure non irradiated Mo(s) and XPS determinations indicated that the faster dissolution at pH = 13.2 could be the consequence of the higher releases from metallic Mo in the fuel through a surface complexation mechanism promoted by the OH^- and the oxidation of the metal to Mo(VI) via the formation of intermediate Mo(IV) and Mo(V) species.

• 방사성폐기물학회지
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• 제17권4호
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• pp.375-387
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• 2019

본 연구에서는 최근 개발중인 360 다발 장전용량의 중수로 사용후핵연료 운반용기에 대한 설계기준연료의 방사선원항 평가와 용기외부에서의 방사선량률 계산을 수행하였다. 그리고 국·내외 방사선적 안전성평가와 관련한 기술기준 부합여부를 판단하고 결과의 적합성을 제시하였다. 방사선원항으로 작용하는 설계기준연료 선정을 위해 월성원전에서 운영중인 운반 용기 및 두 가지 방식의 건식저장시설에 적용된 설계기준연료의 사양 및 특성을 조사하였다. 각 운반·저장 시스템 별 설계 기준연료의 연소도, 최소 냉각기간 및 중간저장시설로의 운반시점 등을 바탕으로 연소도 7,800 MWD/MTU와 최소 냉각기간 6년을 설계기준연료로 설정하였다. 설계기준연료의 방사선원항은 SCALE 전산코드의 ORIGEN-ARP모듈을 이용하여 평가하였다. 운반용기의 방사선차폐평가는 MCNP6 전산코드를 이용하였으며, 기술기준에서 요구하는 운반용기 외부에서의 방사선량률 평가를 정상 및 사고조건으로 구분하여 수행하였다. 방사선량률 평가결과, 정상운반조건의 운반용기 표면 및 운반용기 표면 2 m 이격지점에서 계산된 최대 방사선량률은 각각 0.330 mSv·h^-1와 0.065 mSv·h^-1로 도출되어 선량률 제한치인 2.0 mSv·h^-1와 0.1 mSv·h^-1를 모두 만족하는 결과를 도출하였다. 또한 운반사고조건하 운반용기 표면 1 m 지점에서의 최대 방사선량률은 0.321 mSv·h^-1로서 기술기준인 10.0 mSv·h^-1 미만으로 평가되어, 대용량 중수로 사용후핵연료 운반용기는 방사선적 안전성을 확보하는 것으로 나타났다.

• 대한화학회지
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• 제19권5호
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• pp.386-393
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• 1975

Roll을 사용한 mastication에 의한 polystyrene(단독시와 SBR과의 blend시)의 기계적분열에 대하여 검토한 결과 다음과 같은 결론을 얻었다. 1. Polystyrene-SBR blend계에서 polystyrene 성분의 MWD는, original polystyrene속에 존재하는 고분자량의 polymer 분자가 기계적으로 절단되어 소멸하여 보다 낮은 분자량의 polymer 분자를 생성하며, 분포곡선의 정점은 분열이 진행함에 따라 저분자량역으로 이동하고 점차 높은 정점을 가지는 폭이 좁은 곡선으로 되어 최종적으로 비교적 균일한 polymer로 됨을 실증하였다. 2. Polystyrene chain의 절단수는 roll에 의한 mastication time이 길어짐에 따라 증가하였고, 140, 150 alc $160^{\circ}C$에서 각각 100분간 mastication시킨 처리물에서는 $2.36{\times}10^{20}개,\;1.76{\times}10^{20}개\;및\;1.52{\times}10^{20}$개의 분열 polymer가 생성하였다. 3. Polystyrene의 mechanical degradation의 분열속도는 온도가 상승함에 따라 감소되었고, -8.7kcal/mole이란 부(負)의 활성화에너지를 나타내었으며, 따라서 이 경우의 mechanical degradation은 활성화에너지를 기계적으로 공급받는 화학적 process임을 실증하였다.

• 한국방사성폐기물학회:학술대회논문집
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• 한국방사성폐기물학회 2004년도 학술논문집
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• pp.353-354
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• 2004

사용후 핵연료의 조성을 분석하거나 또는 반사전자상과 2차 전자상 등으로 시료를 관찰하기 위해서는 핫셀(Hot cell)에 증착기(coater)를 설치하여 시료표면을 전도성 물질인 탄소 등으로 증착시켜야 한다. 그러나 원격조정기를(manipulator)를 이용하여 수행되는 핫셀에서의 증착작업은 사용후 핵연료 시험의 선진분석기술을 갖고 있는 원자력 선진국에서도 핫셀내에 설치되어 있는 증착기의 탄소봉을 교체하는 작업과 진공장치의 성능 유지가 까다로워 시료표면에 균질하게 전도성 물질을 증착시키는 작업에 많은 어려움을 겪고 있다. 본 연구는 통상적으로 이용되는 증착기를 사용하지 않고 Silver Paint를 사용하여 사용후 핵연료를 분석할 수 있는 새로운 방법에 대한 연구를 수행하였다. 산화물 핵연료는 전기전도도가 매우 낮아($3{\times}10^{-1}~4{\times}10^{-8}/ohm{\cdot}cm$)입사된 전자의 이동이 원활하지 못해 일어나는 들뜸(Charging)현상이 발생한다. 그러나 Silver Paint 에 사용후 핵연료를 접착하면 모세관(capillary)현상에 의해 시료 주위와 핵연료의 결정립계로 Silver가 스며들어 입사된 전자의 이동이 원활해져 전도성이 극히 낮은 시료의 분석이 가능하게 된다. 본 시험에 사용된 EPMA는 (Electron Probe Micro Analyzer, SX-50R, CAMECA, Paris, France) 고 방사능을 띤 조사 핵연료의 시험을 수행할 수 있도록 기기의 적절한 부위에 납과 텅스텐으로 차폐되어 시편의 방사능 세기가 $3{\times}10^{10}Bq$까지 시험 가능한 기기이다. 그림 1은 JAERI 에 설치 운영중인 증착기 설비 사진이다. 그림에서 핫셀에 설치된 증착기의 진공을 유지하기 위해 핫셀 벽을 관통하여 증착기 본체까지 연결된 배출관의 형상과 복잡한 주변장치들을 볼 수 있다. 그림 2는 비조사 핵연료 시편을 Silver Pain떼 접착한 사진이다. 그림은 시료주위와 시료 표면까지 Silver Paint가 도포된 모습을 보여주고 있다. 상용발전소에서 연소도가 50,000 Mwd/tU인 사용후 핵연료를 상기와 같은 방법으로 만든 시편의 표면을 관찰한 사진을 그림 3~8에 나타내었다. 그림 3은 핵연료 중앙부위의 결정립을 나타낸 그림이다. Silver Paint만으로 접착한 시료의 표면관찰 및 정량분석이 그림에서 보듯이 가능함을 확인하였다. 그림 4는 사용후 핵연료시료를 중앙부위에서 가장자리까지를 다섯 부위로 나누어 그 중 중앙부위(1/5) 지점의 입계 및 형상을 관찰한 사진이다. 결정립의 크기가 다른 부위보다 상대적으로 크고, 결정립에 생성된 기공이 발달되어 있음을 볼 수 있다. 그림 5와 6과 7은 중심부위와 rim부위 사이 지점을 관찰한 사진으로서 결정립과 기공의 분포가 비슷한 형상을 나타내고 있음을 관찰할 수 있었다. 그림 8은 rim 부위 사진으로 전형적인 rim 영역 현상을 관찰할 수 있었다. 표 1은 그림 2와 같이 비조사 산화물 핵연료를 Silver Paint로 접착한 시편을 정량 분석한 결과이다. 시편의 조성은 33.6 at% U, 66.4 at% O의 결과를 얻었다. 산화물 핵연료의 표면 관찰 및 정량 분석 시험시 시편 표면을 전도성 물질로 증착시키지 않고, Silver Paint 에 시편을 접착하는 방법으로도 만족한 시험 결과를 얻을 수 있었다.

• 한국에너지공학회:학술대회논문집
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• 한국에너지공학회 2008년도 춘계학술 발표회
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• pp.69-75
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• 2008

기포반응도는 월성발전소를 비롯한 CANDU형 원자로의 주된 안전성 쟁점사안으로 끊임없이 논의되어 왔다. 이는 설계기준사고가 노심에서 열에너지 불균형이 원인이 되어 기준이상의 핵연료 파손과 방사성물질 누출로 발전할 위험이 있는 사건들로 정의될 때, 사건 진행 과정에 기포반응도 증가는 조기에 운전중단을 실패할 경우 출력폭주로 이어지므로 사건의 결말이 중대사고로 전환될 위험이 크기 때문이다. 본 연구는 공개된 최신 핵자료인 ENDF/B-VII.0를 NJOY.99로 처리한 연속에너지 반응단면적 라이브러리를 구축하고 MCNP-4C에 접속하여 37봉 천연우라늄 핵연료다발의 표준노심격자에 대한 기포반응도를 시뮬레이션하여, 지금까지 각종문헌에 제시된 값들과 비교, 종합하므로 내제된 불확실성을 추정하는 내용이다. ENDF/B-VII.0 기반 MCNP-4C의 CANDU 노심격자 모델은 동일한 핵자료와 핵종농도를 사용한 WIMS-IAEA 모델과 비교할 때, 초기 노심의 임계도 오차 약 3.51mk가 연소 진행에 따라 $7.5\times10^{-4}mk$/MWD/teU의 비율로 감소하는 것으로 나타났다. 또한 MCNP-4C 예측기포반응도는 초기노심에서 기포율 50% 및 100%에 대해 각각 8.38 및 15.96mk, 평형노심에서 7.68 및 14.72mk로 계산된다. 이는 월성 2, 3, 4 FSAR의 초기노심 및 평형노심에서 100% 기포상태에 대한 값, 약15.0 및 10.6mk와 비교할 때, 초기노심은 약 1.0mk 평형노심은 약4, 1mk 보수적이지만, 다른 연구결과들과는 최대오차 ${\pm}1{\sim}2mk$ 이내에서 잘 일치하는 것으로 평가되었다. 본 연구는 CANDU 노심의 기포반응도 불확실성 요인의 규명 및 영향평가를 위한 노력의 일부로서 앞으로 감속재의 붕산농도 변화, 감속재 및 냉각재의 중수 순도 변화, 기기노화에 의한 격자 구조 및 물성 변화, 중성자속 및 출력 분포 불균형, 반응도조절장치의 위치, 등 주요 설계변수의 변화에 대한 반응도영향 분석연구를 계속할 계획이다.