• 분석과학
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• 제13권5호
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• pp.601-607
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• 2000

란탄은 사용후핵연료의 연소도 지표원소들 중 하나로써 이용되고 있다. $U_3Si/Al$ 사용후핵연료는 다량의 U과 Al 속에 미량의 La이 포함되어 있어 정량시 매질의 영향을 줄이기 위해 화학적 분리가 요구된다. La의 분리 및 측정을 위해 IC-ICP-MS를 이용하였으며, 우선 방사성 시료를 취급하기 위하여 유도결합 플라스마 질량분석기의 플라스마 부분 및 분리관을 방사선 차폐 글로브박스 내에 설치하였다. CG10 분리관과 ${\alpha}$-HiBA 용리액을 사용하여 U, Al, La 및 몇 가지 핵분열생성물 (Sr, Zr, Y, Mo, Ru, Pd, Rh, Cs, Ba, Ce, Pr, Nd, Sm, Eu 및 Cd)의 머무름 거동을 살펴보았다. 0.2 M ${\alpha}$-HiBA 용리액에서 U과 Al이 초기에 용출되므로 분리관과 ICP-MS의 시료분무기 사이에 3방향 밸브를 연결하여 다량의 U과 Al이 ICP-MS로 유입되지 않도록 하므로써 매질의 영향을 줄일 수 있었다. 이 조건에서 La은 약 12분 정도에 분리 및 측정이 가능하였으며, $1-10{\mu}g/L$ (ppb)의 농도범위가 측청에 적합하였고 시료양을 $200{\mu}L$ 취할 경우 La의 검출한계는 $0.25{\mu}g/L$이었다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제53권9호
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• pp.2937-2952
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• 2021

A typical three-dimensional finite element model for a fuel assembly is established, which is composed of 16 monolithic U-10Mo fuel plates and Al alloy frame. The distribution and evolution results of temperature, displacement and stresses/strains in all the parts are numerically obtained and analyzed with a self-developed code of FUELTM. The simulation results indicate that (1) the out-of-plane displacements of Al alloy side plates are mainly attributed to the bending deformations; (2) enhanced out-of-plane displacements appear in fuel plates adjacent to the outside Al plates, which results from the occurred bending deformations due to the applied constraints of outside Al plates; (3) an intense interaction of fuel foil with the cladding occurs near the foil edge, which appears more heavily in the fuel plates adjacent to the outside Al plates. The maximum first principal stresses in the fuel foil are similar for all the fuel plates and appear near the fuel foil edge; while, the through-thickness creep strains of fuel foil in the fuel plate near the central region of fuel assembly are larger, and the induced creep damage might weaken the fuel skeleton strength and raise the fuel failure risk.

• 한국진공학회:학술대회논문집
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• 한국진공학회 2011년도 제41회 하계 정기 학술대회 초록집
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• pp.266-267
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• 2011

질화갈륨(GaN)은 높은 전자이동도 및 높은 항복전계를 가지며 낮은 온저항으로 인하여 에너지효율이 우수하기 때문에 고출력 전력소자 분야에서 많은 관심을 받고 있다. GaN을 이용한 고출력 전력소자의 경우 상용화 수준에 근접할 만한 기술적 진보가 있었으나, 페르미 레벨 고정(Fermi-level pinning) 현상, 소자의 누설전류 등 아직 해결되어야 할 문제를 갖고 있다. 본 연구에서는 실리콘 기판 위에 성장된 GaN 에피탁시를 활용한 고출력 전력소자의 누설전류를 억제시키기 위해 오믹 접합 중 Au의 상호확산을 억제하는 중간층 금속(Mo or Ni)을 변화시켰으며 오믹 열처리 온도에 따른 특성을 비교 연구하였다. $Cl_2$와 $BCl_3$를 이용하여 0.6 ${\mu}m$ 깊이의 메사 구조가 활성영역을 형성하였고, Si 도핑된 n-GaN 위에 Ti/Al/Mo/Au (20/100/25/200 nm) 와 Ti/Al/Ni/Au (20/100/25/200 nm) 오믹 접합을 각각 설계, 제작하였다. 오믹 열처리시의 GaN 표면오염을 방지하기 위해 $SiO_2$ 희생층을 증착하였다. 오믹 접합 형성을 위해 각 750$^{\circ}C$, 800$^{\circ}C$, 850$^{\circ}C$에서 30초간 열처리를 진행 하였으며, 이후 6 : 1 BOE 용액으로 $SiO_2$ 희생층을 제거하였다. 750, 800, 850$^{\circ}C$에서 Ti/Al/Mo/Au 구조의 오믹 접합 저항은 각 2.56, 2.34, 2.22 ${\Omega}$-mm 이었으며, Ti/Al/Ni/Au 구조의 오믹 접합 저항은 각 43.72, 2.64, 1.86 ${\Omega}$-mm이었다. Isolation 누설전류를 측정하기 위해서 두 개의 오믹 접합 사이에 메사 구조가 있는 테스트 구조를 제안하였다. Isolation 누설전류는 Ti/Al/Mo/Au 구조에서 두 오믹 접합 사이의 거리가 25 ${\mu}m$이고 100 V일 때 750, 800, 850 $^{\circ}C$의 열처리 온도에서 각 1.25 nA/${\mu}m$, 2.48 nA/${\mu}m$, 8.76 nA/${\mu}m$이었으며, Ti/Al/Ni/Au 구조에서는 각 1.58 nA/${\mu}m$, 2.13 nA/${\mu}m$, 96.36 nA/${\mu}m$이었다. 열처리 온도가 증가하며 오믹 접합 저항은 감소하였으나 isolation 누설전류는 증가하였다. 750$^{\circ}C$ 열처리에서 오믹 접합 저항은Ti/Al/Mo/Au 구조가 Ti/Al/Ni/Au 구조보다 약 17배 우수하였고, 850$^{\circ}C$ 고온의 열처리 경우 Ti/Al/Mo/Au 구조의 isolation 누설전류는 8.76 nA/${\mu}m$로 Ti/Al/Ni/Au의 누설전류 96.36 nA/${\mu}m$보다 약 11배 우수하였다. Ti/Al/Mo/Au가 Ti/Al/Ni/Au 보다 오믹 접합 저항과 isolation 누설전류 측면에서 전력용 GaN 소자에 적합함을 확인하였다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제45권7호
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• pp.847-858
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• 2013

Since 2001, a series of five irradiation test campaigns for atomized U-Mo dispersion fuel rods, KOMO-1, -2, -3, -4, and -5, has been conducted at HANARO (Korea) in order to develop high performance low enriched uranium dispersion fuel for research reactors. The KOMO irradiation tests provided valuable information on the irradiation behavior of U-Mo fuel that results from the distinct fuel design and irradiation conditions of the rod fuel for HANARO. Full size U-Mo dispersion fuel rods of 4-5 $g-U/cm^3$ were irradiated at a maximum linear power of approximately 105 kW/m up to 85% of the initial U-235 depletion burnup without breakaway swelling or fuel cladding failure. Electron probe microanalyses of the irradiated samples showed localized distribution of the silicon that was added in the matrix during fuel fabrication and confirmed its beneficial effect on interaction layer growth during irradiation. The modifications of U-Mo fuel particles by the addition of a ternary alloying element (Ti or Zr), additional protective coatings (silicide or nitride), and the use of larger fuel particles resulted in significantly reduced interaction layers between fuel particles and Al.

• 한국재료학회:학술대회논문집
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• 한국재료학회 2005년도 춘계학술발표대회 및 제8회 신소재 심포지엄 논문개요집
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• pp.142-142
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• 2005

• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 1999년도 추계학술발표회요약집
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• pp.237.1-237
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• 1999

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제51권6호
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• pp.1575-1588
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• 2019

Fracture near the U-10Mo/cladding material interface impacts fuel service life. In this work, a mesoscale stress model is developed with the fuel foil considered as a porous medium having gas bubbles and bearing bubble pressure and surface tension. The models for the evolution of bubble volume fraction, size and internal pressure are also obtained. For a U-10Mo/Al monolithic fuel plate under location-dependent irradiation, the finite element simulation of the thermo-mechanical coupling behavior is implemented to obtain the bubble distribution and evolution behavior together with their effects on the mesoscale stresses. The numerical simulation results indicate that higher macroscale tensile stresses appear close to the locations with the maximum increments of fuel foil thickness, which is intensively related to irradiation creep deformations. The maximum mesoscale tensile stress is more than 2 times of the macroscale one on the irradiation time of 98 days, which results from the contributions of considerable volume fraction and internal pressure of bubbles. This study lays a foundation for the fracture mechanism analysis and development of a fracture criterion for U-10Mo monolithic fuels.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제46권2호
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• pp.169-182
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• 2014

High-performance research reactors require fuel that operates at high specific power to high fission density, but at relatively low temperatures. Research reactor fuels are designed for efficient heat rejection, and are composed of assemblies of thin-plates clad in aluminum alloy. The development of low-enriched fuels to replace high-enriched fuels for these reactors requires a substantially increased uranium density in the fuel to offset the decrease in enrichment. Very few fuel phases have been identified that have the required combination of very-high uranium density and stable fuel behavior at high burnup. U-Mo alloys represent the best known tradeoff in these properties. Testing of aluminum matrix U-Mo aluminum matrix dispersion fuel revealed a pattern of breakaway swelling behavior at intermediate burnup, related to the formation of a molybdenum stabilized high aluminum intermetallic phase that forms during irradiation. In the case of monolithic fuel, this issue was addressed by eliminating, as much as possible, the interfacial area between U-Mo and aluminum. Based on scoping irradiation test data, a fuel plate system composed of solid U-10Mo fuel meat, a zirconium diffusion barrier, and Al6061 cladding was selected for development. Developmental testing of this fuel system indicates that it meets core criteria for fuel qualification, including stable and predictable swelling behavior, mechanical integrity to high burnup, and geometric stability. In addition, the fuel exhibits robust behavior during power-cooling mismatch events under irradiation at high power.

• 한국진공학회:학술대회논문집
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• 한국진공학회 2012년도 제42회 동계 정기 학술대회 초록집
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• pp.168-168
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• 2012

본 연구에서는 Molybdenum oxide (MoOx)-doped 4,4',4"-tris[2-naphthyl(amino)] triphenylamine(2-TNATA)의 P-doping에 의한 hole ohmic contact과 fullerene (C60)/lithium (LiF)의 electron ohmic contact에 의한 All Ohmic contact를 이용한 유기 발광 다이오드 (OLEDs)의 광저항 특성의 향상을 설명한다. 이 소자의 성능은 MoOx-doped 2-TNATA의 두께와 도핑농도에 큰 영향을 받는다. glass/ITO/MoOx-doped 2-TNATA (100 nm)/Al 구조의 소자에서 MoOx-doped 2-TNATA 도핑 농도가 25%에서 75%로 증가할수록 hole only device의 hole ohmic 특성이 향상됐다. 그 이유는 p-type doping effect 때문이다. 또한 photoemission spectra 분석결과, p-type doping effect는 hole-injecting barrier 높이는 낮추고, hole conductivity는 향상되었다. 이것은 2-TNATA에 도핑된 MoOx의 전하전송 콤플렉스의 형성으로 hole carrier의 수가 증가하여 발생되었다. MoOx-doped 2-TNATA의 hole ohmic contact과 fullerene (C60)/lithium fluoride (LiF)의 electron ohmic contact 으로 구성된 glass/ITO/MoOx-doped 2-TNATA (75%, 60 nm)/NPB (10 nm)/Alq3 (35 nm)/C60 (5 nm)/LiF (1 nm)/Al (150 nm)의 소자구조는 6,4V에서 127,600 cd/m2 최대 휘도와 약 1,000 cd/m2에서 4.7 lm/W의 높은 전력 효율을 보여준다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제45권7호
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• pp.979-986
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• 2013

Uranium metal particle dispersion plates have been proposed as targets for Molybdenum-99 (Mo-99) production to improve the radioisotope production efficiency of conventional low enriched uranium targets. In this study, uranium powder was produced by centrifugal atomization, and miniature target plates containing uranium particles in an aluminum matrix with uranium densities up to 9 $g-U/cm^3$ were fabricated. Additional heat treatment was applied to convert the uranium particles into UAlx compounds by a chemical reaction of the uranium particles and aluminum matrix. Thus, these target plates can be treated with the same alkaline dissolution process that is used for conventional $UAl_x$ dispersion targets, while increasing the uranium density in the target plates.