• 한국재료학회:학술대회논문집
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• 한국재료학회 2003년도 추계학술발표강연 및 논문개요집
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• pp.222-222
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• 2003

• 한국방사성폐기물학회:학술대회논문집
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• 한국방사성폐기물학회 2018년도 추계학술논문요약집
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• pp.187-188
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• 2018

• 한국방사성폐기물학회:학술대회논문집
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• 한국방사성폐기물학회 2018년도 춘계학술논문요약집
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• pp.23-24
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• 2018

• 방사성폐기물학회지
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• 제20권2호
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• pp.193-207
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• 2022

Thermodynamically, TRUO_x, REO_x, and SrO_x can be chlorinated using ammonium chloride (NH₄Cl) as a chlorinating agent, whereas uranium oxides (U₃O₈ and UO₂) remain in the oxide form. In the preliminary experiments of this study, U₃O₈ and CeO₂ are reacted separately with NH₄Cl at 623 K in a sealed reactor. CeO₂ is highly reactive with NH₄Cl and becomes chlorinated into CeCl₃. The chlorination yield ranges from 96% to 100%. By contrast, U₃O₈ remains as UO₂ even after chlorination. We produced U/REO_x- and U/SrO_x-simulated fuels to understand the chlorination characteristics of the oxide compounds. Each simulated fuel is chlorinated with NH₄Cl, and the products are dissolved in LiCl-KCl salt to separate the oxide compounds from the chloride salt. The oxide compounds precipitate at the bottom. The precipitate and salt phases are sampled and analyzed via X-ray diffraction, scanning electron microscope-energy dispersive spectroscopy, and inductively coupled plasma-optical emission spectroscopy. The analysis results indicate that REO_x and SrO_x can be easily chlorinated from the simulated fuels; however, only a few of U oxide phases is chlorinated, particularly from the U/SrO_x-simulated fuels.

• 대한화학회지
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• 제44권5호
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• pp.480-484
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• 2000

• 방사성폐기물학회지
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• 제11권1호
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• pp.31-39
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• 2013

핵연료는 원자로 운전 중 예기치 못한 상황에서 연료 결함을 초래할 수 있다. 핵연료 결함은 연료봉의 수소화나 이물질에 의한 금속 마모, 그리고 펠렛과 피복관의 상호작용에 의해 피복관이 손상된다. 이렇게 손상된 핵연료의 결함원인을 규명하는 것은 원자력발전의 안전운전에 중요하다고 사료된다. 핵연료가 손상되면 원자로 냉각재가 오염되어 원자로 출력을 낮추거나, 발전소를 정지할 수도 있다. 모든 사용후연료는 건식저장고로 이동 보관되어야 하나, 결함연료는 이동할 수 없으므로 이 연구의 목적은 중수로형 원자로에서 연료가 인출된 후 사용후연료 저장조에서 보관된 연료에 대하여 결함 여부를 판단할 수 있는 기술을 개발하고자 하였다. 이 연구를 통하여 핵종 누설 검출 기술을 이용한 사용후연료 검사기술을 개발하였으며, 이 기술을 월성발전소에 적용함으로써, 검사기술 및 검사시스템에 대한 성능을 입증하였다.

• 분석과학
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• 제13권6호
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• pp.781-788
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• 2000

수소화물 생성-유도결합플라스마 원자방출분광법(HG-ICP-AES)을 이용하여 모의사용후 핵연료(SIMFUEL) 중의 텔루르를 정량하였다. 염산과 $NaBH_4$의 농도 및 주입속도와 같은 변수들을 최적과 한 다음 각각 우라늄, 팔라듐, 루테늄, 로듐 및 몰리브덴의 간섭 정도를 조사하였다. 이들 원소, 특히 팔라듐으로부터 간섭을 줄이기 위하여 가리움제로 thiourea를 사용하였다. 모의사용후 핵연료로부터 텔루르를 양이온 교환 크로마토그래피로 분리한 다음 각각 HG-ICP-AES와 유도결합플라스마 질량분석법(ICP-MS)으로 측정하였다. 우라늄 매트릭스로부터 텔루르를 분리하지 않고 바로 전자로 측정한 결과와 분리한 다음 측정한 값의 상대편차는 ICP-MS의 결과를 기준으로 5.6%와 -1.2%이었다.

• 분석과학
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• 제11권6호
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• pp.421-428
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• 1998

사용후핵연료의 화학특성을 규명하기 위하여 시료 중에 함유되어 있는 핵분열생성물 중 Zr을 분리, 정제하는 연구를 수행하였다. 우라늄과 핵분열생성물 대신 비방사성 금속이온들로 구성된 사용후핵연료 모의 용해용액을 시료로 사용하였다. 12 M HCl 용액으로 전처리한 Dowex $1{\times}8$ 음이온교환수지관에서 Ce, Nd, Cs, Rb, Ba, Sr, Ru, Rh, Pd, Ag 및 Cd을 용리시킨 후 5 M HCl 용액으로 Zr을 95% 이상 분리, 회수할 수 있었다. 용출액에 함유되어 있는 Zr 동위원소의 동중원소인 Mo을 제거하기 위하여 5 M HCl 용액으로 전처리한 Dowex $1{\times}8$ 음이온교환수지관에서 정제하였으며, 실제 PWR 사용후핵연료에 함유되어 있는 Zr 분리, 정제에 적용하여 질량분석한 결과 Mo 및 Sr에 의한 동중원소 영향이 나타나지 않았다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제42권1호
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• pp.79-88
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• 2010

Spent $UO_2$ nuclear fuel discharged from a nuclear power plant (NPP) contains fission products, U, Pu, and other actinides. Due to neutron capture by $^{238}U$ in the rim region and a temperature gradient between the center and the rim of a fuel pellet, a considerable increase in the concentration of fission products, Pu, and other actinides are expected in the pellet periphery of high burnup fuel. The characterization of the radial profiles of the various isotopic concentrations is our main concern. For an analysis, spent nuclear fuels originating from the Yeonggwang-2 pressurized water reactor (PWR) were chosen as the test specimens. In this work, the distributions of some actinide isotopes were measured from center to rim of the spent fuel specimens by a radiation shielded laser ablation inductively coupled plasma mass spectrometer (LA-ICP-MS) system. Sampling was performed along the diameter of the specimen by reducing the sampling intervals from 500 ${\mu}m$ in the center to 100 ${\mu}m$ in the pellet periphery region. It was observed that the isotopic concentration ratios for minor actinides in the center of the specimen remain almost constant and increase near the pellet periphery due to the rim effect apart from the $^{236}U$ to $^{235}U$ ratio, which remains approximately constant. In addition, the distributions of local burnup were derived from the measured isotope ratios by applying the relationship between burnup and isotopic ratio for plutonium and minor actinides calculated by the ORIGEN2 code.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제49권3호
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• pp.645-650
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• 2017

This technical note demonstrates the feasibility of using laser ablation inductively coupled plasma mass spectrometry for the characterization of U-7Mo/Ale5Si dispersion fuel. Our measurements show 5.0% Relative Standard Deviation (RSD) for the reproducibility of measured $^{98}Mo/^{238}U$ ratios in fuel particles from spot analysis, and 3.4% RSD for $^{98}Mo/^{238}U$ ratios in a NIST-SRM 612 glass standard. Line scanning allows for the distinction of U-7Mo fuel particles from the Al-5Si matrix. Each mass spectrum peak indicates the presence of U-7Mo fuel particles, and the time width of each peak corresponds to the size of that fuel particle. The size of the fuel particles is estimated from the time width of the mass spectrum peak for $^{98}Mo$ by considering the scan rate used during the line scan. This preliminary application clearly demonstrates that laser ablation inductively coupled plasma mass spectrometry can directly identify isotope ratios and sizes of the fuel particles in U-Mo/Al dispersion fuel. Once optimized further, this instrument will be a powerful tool for investigating irradiated dispersion fuels in terms of fission product distributions in fuel matrices, and the changes in fuel particle size or shape after irradiation.