• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 1999년도 춘계학술발표회요약집
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• pp.41-41
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• 1999

• 한국방사성폐기물학회:학술대회논문집
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• 한국방사성폐기물학회 2004년도 학술논문집
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• pp.397-398
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• 2004

It is important to estimate the radiation activity of the nuclear fuel which is a source term of the loss of coolant accident. The purpose of this study is to identify the most important parameters of the source term calculation based on three fuel types: typical natural uranium CANDU fuel, slightly enriched uranium and DUPIC fuel. The characteristics of the radiation source term were analyzed through sensitivity calculations of the linear power, fuel turnup, and the power shape.(omitted)

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제9권3호
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• pp.151-163
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• 1977

CANDU-PHWR형 원자로인 월성 1호기의 Zircaloy-4 피복 핵연료 설계치를 중심으로 Segel method에 의하며 FACOM 230 OS$_2$/VS 콤퓨터 시스템을 사용하여 핵연료비를 계산하였다. 아울러 핵연료 제조공장의 수덩, 가동을, 곧장시설 낑산규모 증대, 건설지 및 운전비기 변동, 이자율의 변화, 원광가격의 물가상승을, 기술개발인자 등이 핵연료비 계산에 미치는 효과에 패한 민감도를 분석하였다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제52권12호
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• pp.2867-2873
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• 2020

In reprocessed uranium, derived from an impoverished fuel of light-water moderated reactors, there are isotopes of ^{232, 234, 236}U, which make its recycling remarkably difficult. A method of concentration of ²³⁵U target isotope in cascade's additional product was proposed to recover the isotopic composition of reprocessed uranium. A general calculation procedure is presented and a parameters' optimization of multi-flow cascades with additional products. For the first time a numeric model of a cascade that uses the cuts of partial flows of stages with relatively high separation factors was applied in this procedure. A novel computing experiment is carried out on separation of reprocessed uranium hexafluoride with providing a high concentration of ²³⁵U in cascade's additional product with subsequent dilution. The parameters of cascades' stages are determined so as to allow reducing the ^{232, 234, 236}U isotope content up to the acceptable. It was demonstrated that the dilution of selected products by the natural waste makes it possible to receive a low enriched uranium hexafluoride that meets the ASTM C996-15 specification for commercial grade.

• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 2003년도 추계학술발표대회 요약집
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• pp.501-501
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• 2003

• 기술혁신학회지
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• 제14권4호
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• pp.965-982
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• 2011

21세기는 20세기와 마찬가지로 인구증가와 경제성장으로 인해 에너지의 수요가 증가할 것으로 예측된다. 제한된 자원, 자원의 편중, 생산과 소비지역의 분리, 화석연료의 소비억제 등이 전망되면서 최근 에너지안보가 보다 중요해졌다. 반면 한국과 같은 자원 빈국은 자원과 해외 에너지에 대한 의존이 심화되고 있다. 중국의 급격한 경제 발전은 자원과 에너지 소비의 균형을 깨뜨리고 있다. 이로 인해 국가 에너지 경제의 불확실성이 점차 확대되고 있다. 이와 같은 국제환경의 변화로 인해 국가 주요 에너지원으로서의 원자력에너지는 어느 때 보다 중요해졌다. 한국 전력생산의 40%를 차지하는 원자력발전은 이에 필요한 연료인 농축우라늄을 전량 외국에서 수입하여 사용하고 있다. 그렇기 때문에 한국은 안정적으로 원전연료를 확보할 수 있는 대책 및 정책을 준비하는 등 불안정한 국제에너지 정세의 변화에 적극적으로 대비할 필요가 있다. 이를 위해서는 기본적으로 농축우라늄의 시장현황, 기존 생산기술에 대한 정보, 기술개발의 동향에 대한 분석이 선행되어야 할 것이다. 본 논문은 농축우라늄의 기존 생산 공정에 비해 2~3배의 우수한 경제성을 가진 것으로 알려져 있고 현재 미국에서 상용화 단계에 진입한 차세대 레이저 기반 저농축우라늄 생산공정을 분석했다. 이는 국내 원전연료의 수급대책 마련에 주요한 자료로 활용될 수 있을 것이다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제27권5호
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• pp.721-729
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• 1995

000년부터 2030년까지의 한국 원전연료주기의 최적전략을 도출하기 위하여 선형계획법을 사용하였다. 최적화를 위한 결정 인자로서는 원전연료 주기비용, 요소비용의 불확실성, 우라늄 소요량을 사용하였다. 위의 인자들을 동시에 고려하기 위하여 각각에 대한 만족도 중 최소값을 최대화하는 퍼지 의사결정기법을 이용하였다. 사용 후 원전 연료에 대한 가능한 선택대안으로는 직접처분, DUPIC, 재처리를 가정하였다. 한국의 원전연료주기 전략은 2010년경부터 재처리를 시작하여 그 처리용량을 2025년경에는 800톤까지 점차로 늘려 나가고, DUPIC 처리를 2025년경부터 시작하는 것이 최적인 것으로 나타났다. 요소비용의 불확실성과 우라늄 소요량을 고려함으로써 단순히 비용만을 고려한 경우보다 총비용은5.4%증가하나, 요소비용 불확실성은 7.1%, 우라늄 소요량은 6. d1％ 감소하는 것으로 나타났다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제49권3호
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• pp.541-548
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• 2017

Uranium metal used for fabrication of fuel for research reactors in India is generally produced by magnesio-thermic reduction of $UF_4$. Performance of magnesio-thermic reaction and recovery and quality of uranium largely depends on properties of $UF_4$. As ammonium diuranate (ADU) is first product in powder form in the process flow-sheet, properties of $UF_4$ depend on properties of ADU. ADU is generally produced from uranyl nitrate solution (UNS) for natural uranium metal production and from uranyl fluoride solution (UFS) for low enriched uranium metal production. In present paper, ADU has been produced via both the routes. Variation of uranium recovery and crystal structure and composition of ADU with progress in precipitation reaction has been studied with special attention on first appearance of the precipitate Further, ADU produced by two routes have been calcined to $UO_3$, then reduced to $UO_2$ and hydroflorinated to $UF_4$. Effect of two different process routes of ADU precipitation on the characteristics of ADU, $UO_3$, $UO_2$ and $UF_4$ were studied here.

• 방사성폐기물학회지
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• 제4권2호
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• pp.179-186
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• 2006

원자력을 이용하는 시설 및 그와 관련한 연구개발실험실로부터 각종 화학폐수가 다량으로 발생되고 있으며 이들 폐수를 화학폐수 전용처리시설로 처리하고 있으나 최종 건조 케이크내에 함유된 우라늄의 농도가 규제면제농도인 10 Bq/g을 약간 초과하므로서 방사성폐기물로 분류하여 별도로 저장하고 있다. 화학폐수 처리후 침전된 슬러지내의 우라늄 농도를 분석한 결과 우라늄이 용액상이 아닌 침전물상에 존재함을 알았으며, 이들 우라늄을 침전물로부터 용액상으로 용해하기 위하여 강질산으로 용해시켰다. 그 결과 대부분의 우라늄이 슬러지의 침전물로부터 용액상으로 용출되었으며, 용해후 얻어진 슬러지 산용해액에 대해 IRN-77과 비드형으로 새로 제조한 다이포실 수지를 실 폐액처리에 적용하기 위한 흡착실험을 수행하였다. IRN-77과 다이포실 비드를 단독, 혼합 또는 단계적으로 사용한 결과, 80%이상의 우라늄 흡착효율을 얻기 위해서는 산용해액과 동등량 또는 그 이상의 다량의 수지가 소요되었다. 한편 침전 슬러지를 압착하여 부피가 더욱 축소된 탈수케이크를 산용해한 결과, 탈수케이크 대 질산의 비율이 3:2에서 우라늄의 함량을 최대 11 mg/L을 얻었으며 슬러지 용해시보다 적은 양으로 산용해가 가능하였다. 탈수 케이크 산용해액의 방사능 농도는 6.97E-01 Bq/ml 로서 기존의 자연증발처리시설에서 처리가 가능한 수준이었으며, 건조케이크의 비방사능은 11.2 Bq/g로서 최종 폐기물로 발생될 폐증발천의 비방사능이 4.3 Bq/g으로 평가되어 우라늄 동위원소의 규제면제치인 10 Bq/g 미만이므로 자체처분이 가능한 수준이었다. 결론적으로 화학폐수를 처리한 후 부피가 최소화된 탈수케이크에서 우라늄을 산용해시키고 최종 산용해액은 기존의 자연증발시설로 증발처리하면 방사성 건조케이크의 발생 없이 또한 자연증발천도 자체처분이 가능한 최적의 방안을 도출하였다.

• 방사성폐기물학회지
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• 제5권2호
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• pp.113-122
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• 2007

본 연구에서는 타당한 지하조건을 모사하기 위한 실험장치를 글로버박스(Glove-box) 내에 설치하고 천연지하수 및 자연균열을 가진 화강암 시추코어를 이용하여 핵종이동 실험을 수행하였다. 암반코어의 균열을 통한 지하수 유동을 해석하기 위하여 비수착성 음이온 핵종인 Br로 지하수 유동실험을 수행하였다. 암반 균열을 통한 우라늄 이동 실험결과에서 유출된 우라늄의 파과곡선이 비수착성 핵종인 Br와 유사한 거동을 보여주었는데, 이는 주어진 지하수 조건에서 우라늄이 주로 탄산염과 결합된 음이온 복합체로 이동하기 때문인 것으로 추정된다. 아울러 균열충전광물에 대한 우라늄의 회분식 수착실험을 수행한 결과, 균열충전광물에 대한 우라늄의 분배계수 $K_d$는 약 2.7 mL/g로 낮게 나타났다. 이러한 우라늄 수착실험 결과는 빠른 유출을 보인 우라늄 이동실험 결과와 일치한다. 균열암반을 통한 우라늄 이동의 지 연 특성을 보다 자세히 분석하기 위하여 회분식 수착실험으로 부터 구한 $K_d$값을 이용해 지연인자 $R_d$값 $({\sim}16.2)$를 구하고 이동실험 결과로부터 구한 $R_d$값 $({\sim}14.3)$과 비교한 결과, 서로 매우 유사한 지연인자 값을 가진다는 것을 알 수 있었다. 이는 화강암 코어의 균열을 통한 우라늄의 이동 지연이 주로 균열충전광물에 의해 이루어지고 있음을 의미하는 것이라고 하겠다.