• 분석과학
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• 제18권1호
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• pp.5-12
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• 2005

고정밀 전자소자의 오동작의 한 원인인 soft error는 원료물질에 함유된 U, Th과 같은 알파방출 불순물로 알려져 있으며 전자소자의 소형화, 고집적화에 따라서 이들 불순물의 규제함량은 기존의 분석법으로는 불가능할 정도로 낮아지고 있다. 연구의 목적은 다양한 전자소자의 밀봉소재로 사용되는 EMC (epoxy molding compound)의 주 원료인 고순도 실리카에 함유되어 있는 U, Th을 고감도 (ng/g이하)로 분석할 수 있는 방사화분석법과 감마선분광분석법의 개발이다. 지금까지 방사화분석법에 이용하던 PTS (pneumatic transfer system) 중성자 조사 설비로는 산업계에서 요구하는 분석 감도를 충족시킬 수 없기 때문에 의약용 혹은 산업용 RI 생산에 주로 사용되고 있는 HTS (Hydraulic transfer system) 중성자 조사 설비를 이용한 방사화분석 조건을 확립하였다. 또한, 공기중 라돈 ($^{222}Rn$)과 자핵종 (progenies)에 의한 불안정한 바탕방사능은 분석의 감도는 물론 정확도를 저하시키는 주 요인으로 작용하므로 질소가스 유입시스템을 제작하여 라돈에 의한 바탕방사능을 소멸 혹은 안정화시켰다. 그 결과 U과 Th의 분석한계를 각각 0.1 ng/g, 0.01 ng/g까지 낮출 수 있었다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제52권8호
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• pp.1756-1763
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• 2020

The paper studies spark plasma sintering (SPS) of industrially used UO₂-based fuel containing integral fuel burnable absorber (IFBA) of neutrons Gd₂O₃. Densification dynamics of pristine UO₂ powder and the one added with 2 and 8 wt% of Gd₂O₃ under ultrasonication in liquid has been studied under SPS conditions at 1050, 1250, and 1450 ℃. Effect of sintering temperature on phase composition as well as on O/U stoichiometry has been investigated for UO₂ SPS ceramics. Sintering of uranium dioxide added with Gd₂O₃ yields solid solution (U,Gd)O₂, which is isostructural to UO₂. SEM with EDX and metallography were implemented to analyze the microstructure of the obtained UO₂ ceramics and composite UO₂-Gd₂O₃ one, particularly, open porosity, defects, and Gd₂O₃ distribution were studied. Microhardness, compressive strength and density were shown to reduce after addition of Gd₂O₃. Obtained results prove the hypothesis on formation of stable pores in the system of UO₂-Gd₂O₃ due to Kirkendall effect that reduces sintering efficiency. The paper expands fundamental knowledge on pros and cons of fuel fabrication with IFBA using SPS technology.

• Journal of Radiation Protection and Research
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• 제4권1호
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• pp.14-20
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• 1979

고(高)에너지 방사선(放射線) 치료(治療)에 있어서 정상조직(正常組織)의 완전차폐(完全遮蔽)를 위하여 $5{\sim}8cm$ 납두께의 부정형(不定形) 차폐(遮蔽)벽돌을 제작(製作)해야하는 난점(難點)이 있었다. 저자(著者)들은 납 30.0%, 주석 11.5% 비스므스 48.5%, 카드미늄 10.0%를 사중(四重) 공정결합(共晶結合)시켜 밀도(密度)가 $9.8g/cm^3$ 용융온도(熔融溫度)가 $68^{\circ}C$인 저용융(低熔融) 차폐물질(遮蔽物質)을 개발(開發)하여 이를 Lead Y라고 명명(名命)하였다. 제작(製作)된 Lead Y Block을 $68^{\circ}C$에서 용융(熔融)시켜 보호(保護)해야할 중요(重要)한 장기(臟器)의 형태(形態)대로 제작(製作)된 styrofoam 음형(陰形)에 부어서 차폐효과(遮蔽效果)가 큰 차폐(遮蔽)벽돌을 쉽고 안전(安全)하게 제작(製作)할 수 있었고 납보다 더 단단하고 재현성(再現性)이 크며 저렴(低廉)한 가격(價格)으로 구입(購入)이 가능(可能)하므로 방사선(放射線) 치료효과(治療效果)에 큰 도움을 줄 수 있었다.

• 대한화학회지
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• 제27권4호
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• pp.279-286
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• 1983

몇가지의 알파입자를 방출하는 핵종, 즉 악티늄족 원소들, $^{207}Bi$ and $^{210}Po$을 전해석출하는 장치를 만들었다. 스텐레스 원판으로된 환원전극에 이 동위원소들을 석출했으며(석출부분 직경=18mm), 산화전극으로는 백금선을 썼다. 전해질로 염화암모늄을 쓰고, 초기 pH=4, 염소이온농도=0.6M이하, 용액부피=15ml로 하여 1.5암페어(전류밀도=0.59A/$cm^2$)의 전류를 100분간 흘려주어 98.3%의 석출 회수율과 ${\pm}$0.7%의 재현도를 얻었다. 석출된 시료의 알파스펙트럼을 측정한 결과 에너지 분리도로서 $^{210}Po=18.3keV, ^{234}U=21.8keV$ 및 $^{239}Pu=36.0keV$인 반치전폭(full width at half maximum)을 얻었다. 국산 천연우라늄(충북·괴산) 시료를 전해석출하여 그의 알파스펙트럼을 구한 결과 $^{238}U\;:\;^{234}U\;=\;:\;6.1{\times}10^{-5}$을 얻었으며 $1.8{\sim}10^{13} neutrons/cm^2{\cdot}sec$인 중성자속으로 144일 동안 쪼여준 238U 시료를 전해석출하여 그의 알파스펙트럼을 구한 결과 $^{238}U\;:\;^{239}Pu\;:\;241Am\;=\;100\;:\;0.0263\;:\;5.20{\times}10^{-5}$을 얻었다. 조사시료중의 $^{238}U$에 대한 본실험의 정량결과는 고체형광측정법 및 질량 스펙트럼법에 의한 결과들과 상대오차 1.6% 이내에서 일치하였으며, $^{239}Pu$의 경우는 음이온교환분리-알파스펙트럼 측정 및 삼불화테노일아세톤(thenoyltrifluoroacetone)을 쓴 용매추출-알파스펙트럼 측정에 의한 정량결과들과 상대오차 ${\pm}$4.0%이내에서 일치하였다.

• 방사성폐기물학회지
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• 제16권2호
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• pp.243-260
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• 2018

사용후핵연료 건식저장 시스템과 관련하여 고온 및 방사선으로 인한 콘크리트 손상과 열화특성에 대해 포괄적으로 문헌분석을 수행하였다. 고온에 의한 장기열화를 방지하기 위한 콘크리트의 임계온도는 일반적으로 $95^{\circ}C$이며, 온도경사는 콘크리트 균열방지를 위해 $60^{\circ}C$ 이하가 되도록 설정하고 있다. 열화정도는 노출온도와 노출시간에 비례하여 증가하는 경향을 나타내며, 압축강도에 비해 인장강도가 고온에 보다 민감한 특성을 보인다. 한편 방사선의 에너지가 $10^{10}MeV{\cdot}cm^{-2}{\cdot}s^{-1}$ 이하일 경우에는 핵반응으로 인한 가열을 무시할 수 있다. 하지만 콘크리트가 $10^{19}n{\cdot}cm^{-2}$ 이상의 중성자에 혹은 $10^{10}$ rad를 초과하는 감마선량에 노출된다면 콘크리트의 역학적 물성이 점차 감소하는 경향을 보이며, 그 손상정도는 콘크리트 구성재료의 특성에 의존적이다. 콘크리트에 대한 방사선 조사시 재료의 역학적 물성변화는 주로 온도상승으로 인한 콘크리트 내부 함수량의 변화 및 재료간의 열적물성 차이로 인한 체적증가와 균열발생으로 발생한다. 따라서 건식저장과 관련된 기술의 조속한 확보 및 인 허가를 위해서는 그 간의 선행연구 결과를 최대한 활용할 필요가 있으며, 본 연구결과는 향후 사용후핵연료 건식저장 콘크리트 캐스크 관련 국내 자체기술 개발에 중요한 기초자료로 활용될 수 있을 것이다.