• 한국주조공학회지
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• 제27권5호
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• pp.224-227
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• 2007

원자로에 장전되는 $^{99}Mo$ 조사표적을 제조하기 위한 우라늄박판은, 박판 품질, 생산성, 경제성 문제로 인해, 기존의 열간압연방법에 의해 실험실 규모로는 제조가 가능하나, 상용 규모로는 제조되기 어려운 실정이므로, 새로운 제조방법의 개발이 요구되고 있다. 이와 같은 상황에서, $^{99m}Tc$의 모핵종인 방사선 동위원소$^{99}Mo$ 생산하기 위하여 planar flow casting (PFC) 법에 의해 다결정질 우라늄박판에 대한 새로운 제조방법이 연구되었다. $100{\sim}150\;{\mu}m$의 두께 및 너비 약 50mm의 연속적인 다결정질 우라늄박판이 하나의 batch에서 5m 이상의 길이로 제조되었다. 우라늄박판은 불순물이 거의 없었으며 양호한 표면조도를 가지고 있었다. 우라늄박판의 냉각를 접촉표면은 자유표면 보다 매끈한 자유표면을 가지고 있었다. 우라늄박판은 제조공정변수와는 상관없이 ${\alpha}-U$ 상을 가진 약 10 ${\mu}m$ 이하의 미세한 다결정립을 가지고 있었다.

• 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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• 제43권3호
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• pp.309-316
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• 2011

Molybdenum is the most abundant fission product since its fission yield is equivalent to that of xenon, and it has a very special role in the chemistry of nuclear fuel because it influences the oxygen potential of $UO_2$ fuel. In this study, the distribution of molybdenum in spent $UO_2$ fuel specimens with 33.3, 41.0 and 57.6 GWd/tU burnup was measured by a LA-ICP-MS system and the reproducibility of the measured data was obtained. The Mo distribution was almost constant along the radius of a fuel except an increase at the periphery of the fuel. It showed a drop in reproducibility with relatively high deviation of measured values for the highest burnup fuel. To explain this, the state of molybdenum in a $UO_2$ matrix and its effect on the oxidation behavior of $UO_2$ were investigated. The low reproducibility was explained by the segregation of molybdenum, and the inhibition of oxidation by the molybdenum was also observed.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제55권7호
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• pp.2556-2566
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• 2023

A first-principle approach within the framework of density functional theory was employed to study the effect of vacancy defects and fission products (FPs) doping on the mechanical, electronic, and thermodynamic properties of uranium monocarbide (UC). Firstly, the calculated vacancy formation energies confirm that the C vacancy is more stable than the U vacancy. The solution energies indicate that FPs prefer to occupying in U site rather than in C site. Zr, Mo, Th, and Pu atoms tend to directly replace U atom and dissolve into the UC lattice. Besides, the results of the mechanical properties show that U vacancy reduces the compressive and deformation resistance of UC while C vacancy has little effect. The doping of all FPs except He has a repairing effect on the mechanical properties of U_1-xC. In addition, significant modifications are observed in the phonon dispersion curves and partial phonon density of states (PhDOS) of UC_1-x, Zr_xU_1-xC, Mo_xU_1-xC, and Rh_xU_1-xC, including narrow frequency gaps and overlapping phonon modes, which increase the phonon scattering and lead to deterioration of thermal expansion coefficient (α_V) and heat capacity (C_p) of UC predicted by the quasi harmonic approximation (QHA) method.

• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 2002년도 춘계공동학술발표회요약집
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• pp.234-234
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• 2002

• 대한금속재료학회지
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• 제49권12호
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• pp.937-944
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• 2011

Studies have been carried out in order to reduce fuel-cladding chemical interaction (FCCI) behavior of metallic fuel in sodium-cooled fast reactors (SFR) using an electroplating technique. A $20{\mu}m$ thick Cr layer has been plated by the electrochemical method in the Sargent bath over the HT9 (12Cr-1Mo) clad material and diffusion couple tests of the U-10Zr metallic fuel as well as the rare earth alloy (70Ce-29La) have been conducted. The results show that the Cr plating can prevent FCCI behavior along the fuel-clad interface. However, cracks developed through the thickness during plating, which resulted in the migration of some fuel constituents. Variation of bath temperature, application of pulse current, and post heat treatment have been conducted to control such cracks. We found out that some conditions like the pulse current and the post heat treatment enhanced the layer property by reducing the internal cracks and improving the diffusion couple test.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제46권2호
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• pp.125-146
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• 2014

This review aims to provide a synthesis of the knowledge generated and the lessons learned in roughly 15 years of UMo dispersion fuel R&D in Europe through a series of irradiation experiments. A lot of irradiations were also performed outside of Europe, particularly in the USA, Russia, Canada, Korea and Argentina. In addition, a large number of out-of-pile investigations were done throughout the world, providing support to the understanding of the phenomena governing the UMo behaviour in pile. However, the focus of this article will be on the irradiations and Post-Irradiation Examination (PIE) results obtained in European experiments. The introduction of the article provides a historic overview of the evolution and progress in the high density UMo dispersion fuel development. The ensuing sections then provide further details on the various phases of the development, from the UMo dispersion in a pure Al matrix through the addition of Si to the matrix to address the interaction layer formation and finally to the more advanced solutions to the excessive swelling encountered in various experiments. This review was based only on published results or results that are currently in the process of being published.

• 방사성폐기물학회지
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• 제8권2호
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• pp.115-122
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• 2010

본 연구는 $H_2O_2$가 함유된 ($Na_2CO_3-NaHCO_3$) 혼합 탄산염 계에서 사용후핵연료를 산화용해할 시 U과 함께 공용해 되는 Cs, Te, Tc, Mo 등의 핵분열생성물로부터 Cs과 Tc의 선택적 침전 제거 거동을 규명하였다. Cs과 Tc은 각각 장수명 핵종으로 지하에서의 빠른 핵종 이동성과 고방열성 등으로 최종 처분 시 처분 환경을 저해하는 핵종으로 처분 안전성 제고 측면에서 이들의 제거는 중요한 과제 중의 하나이다. Cs과 Re (Tc 대용원소)의 선택적 침전제로는 각각 NaTPB, TPPCl를 선정하였으며, NaTPB에의한 Cs 침전 및 TPPCl에 의한 Re 침전 모두 5분 이내로 매우 빠르게 이루어졌으며, 온도를 $50^{\circ}C$, 교반속도를 1000 rpm 까지 증가시켜도 이들의 침전 속도에는 별 영향이 없었다. NaTPB 침전 및 TPPCl 침전에 있어 가장 중요한 요인은 침전 용액의 pH 이며, 특히 TPPCl에 의한 Re의 선택적 침전의 경우 낮은 pH 에서 Mo가 Re과 공침되므로 pH 9 이상에서 수행하는 것이 효과적이다. 그리고 [NaTPB]/[Cs] 및 [TPPCl]/[Re]의 몰 농도 비 1 이상에서 Cs 및 Re을 각각 99% 이상 선택적으로 침전 제거할 수 있었다.

• 방사성폐기물학회지
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• 제5권2호
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• pp.123-132
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• 2007

본 연구는 실제 HLW 수준의 다성분 계 모의 용액으로부터 $Zr-DEHPA/NDD-HWO_3$ 금속함유 추출 계에 의한 Am-Cm/RE 원소의 공분리 및 이의 상호분리 연구를 수행하였다. 우선 금속함유 추출제인 Zr-DEHPA를 자체 제조하고, 제 3상 방지 조건 결정과 질산 농도, DEHPA 농도, Zr 함유량 등이 공추출에 미치는 영향을 평가하여 최적 조건으로 (15g/L Zr-1M DEHPA)/NDD-1M $HNO_3$ 추출 계를 설정하였다. 이때 추출률은 Am (81%), Cm (85%), RE 원소 (80% 이상), Mo (98%), Fe (85%), U (98%), Np (73%), 기타 원소 (5% 이하) 등으로 Am-Cm/RE의 공분리 적용성은 양호하나, U, Np, Mo, Fe의 선제거가 필요하고 특히 제 3상 형성 유발 물질인 Zr이 거의 함유되지 않아야 한다. 그리고 공추출된 Am-Cm/RE를 Am-Cm (역추출제 : 0.05M DTPA-1M Lactic acid-pH 3.6)${\rightarrow}RE$ (역추출제 : 5M $HNO_3$) 순으로 상호 분리하여 각각의 분리계수를 평가하였으며 이때 Am은 65.4%, Cm은 63.9% RE 원소(Y 제외)는 85% 이상이 역추출 되었다.

• 분석과학
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• 제16권2호
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• pp.117-124
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• 2003

고온 건식공정의 사용후핵연료 산화분말 ($U_3O_8$)과 경 중수로 연계 핵연료 제조공정의 $UO_2$ 소결체 물성 이해에 필요한 Oxygen/Metal 비를 습식 및 건식 분석방법으로 측정하였다. $UO_2$ 분말에 핵분열생성물 원소의 산화물을 일정량 첨가하고 $1,700^{\circ}C$의 수소분위기에서 소결시켜 20,000~60,000 MWd/MtU 연소도 범위의 사용후핵연료와 화학조성이 유사한 모의 사용후핵연료를 제조하였다. 습식법에 의한 O/M 비 측정을 위하여 혼합산 (10 M HCl : 8 M $HNO_3$, 2.5:1 V/V)에 의한 가압산분해법으로 모의 사용후핵연료를 용해하고 우라늄과 핵분열생성물 원소를 추출 크로마토그래피로 분리한 후 금속원소의 총량을 유도결합플라스마 원자방출분광분석법으로 결정하였다. 또한 $UO_2$가 산화될 때의 무게변화를 열중량 무게분석법 (thermogravimetric)으로 측정하여 O/M비를 계산하고 습식법으로 얻은 결과와 비교하였다. $Mo_{0.4}-Ru_{0.4}-Rh_{0.1}-Pd_{0.1}$ 합금이 O/M비 측정에 미치는 영향을 조사하였다.