• 자원리싸이클링
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• 제22권1호
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• pp.3-10
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• 2013

본 발표는 국내 흑색 점판암으로부터 우라늄 및 바나듐 회수의 일반적인 현황 및 연구개발에 관한 내용이다. 우라늄 화합물(yellow cake)의 세계적인 수급 및 향후 전망뿐만 아니라, 국내 우라늄광의 매장량, 품위 및 특성에 대해 설명하였다. 그리고 국내 우라늄광의 기술개발에 관한 기 연구 실적 및 수행중인 연구과제의 개략적인 내용에 대해 기술하였다. 또한, 우라늄 및 바나듐 성분이 함유된 국내 흑색 점판암을 대상으로 하여 침출, 분리정제 및 회수에 관한 기술을 하였다.

• 분석과학
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• 제10권5호
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• pp.307-314
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• 1997

지질시료 중의 U과 Th을 유도결합플라즈마 원자방출분광법으로 정량하기 위해 시료를 혼산으로 분해하고 TTA(thenoyltrifluoroacetone)와 TOA (tri-n-octylamine) 추출제를 이용하여 계통적으로 용매추출한 다음 HCl 용액으로 역추출하여 분리하였다. 표준암석 NIST SRM 278에 대한 분석결과는 NIST 및 다른 비파괴분석 결과와 비교하여 양호하였다. 알파선분광법으로 U과 Th의 자연방사성 동위원소를 측정하기 위해 추출분리한 각각을 음이온교환크로마토그래피로 정제하였다.

• 방사성폐기물학회지
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• 제3권3호
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• pp.177-181
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• 2005

칼슘-벤토나이트와 접한 약 $20\%$의 우라늄 산화물을 함유한 유리고화체가 알곤 분위기에서 모의 화강암지하수에 의해 침출되었을 때 노란색의 우라늄화합물이 벤토나이트와 고화체의 경계면에 농축되었다. 6년간의 침출후 형성된 우라늄 화합물이 beta-uranophane $[Ca(UO_2)_2(SiO_{3}OH)_{2}5H_{2}O]$임을 XRD, 적외선 스펙트럼과 질량분석기를 이용하여 확인하였으며, 이 화합물의 용해도를 $80^{\circ}C$, 탈이온수에서 측정한 결과 약 $10^{-6}\;mole/L$ 이었다.

• 한국방사성폐기물학회:학술대회논문집
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• 한국방사성폐기물학회 2003년도 가을 학술논문집
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• pp.395-400
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• 2003

사용후핵연료 금속전환체의 장기저장 안정성 확보를 위해 금속전환체의 주성분인 금속우라늄과 산화 안정화 후보물질인 Nb, Ti, Ni, Zr, Hf 등을 첨가한 모의금속전환체 합금을 제작하여 $200^{\circ}C~300^{\circ}C$ 온도구간에서 순수 산소분위기로 산화시험을 수행하였다. U-Nb, U-Zr, U-Ti 합금은 순수 금속우라늄보다 무게증가 측면에서의 산화저항성이 높았으나, U-Hf, U-Ni 합금의 경우에는 오히려 순수 금속우라늄보다 산화 저항성이 낮게 나타났다. 시편에 대한 미세성분 및 조직을 광학현미경, SEM, EPMA 등을 통해 분석하였다. 각 합금의 산화율 및 활성화에너지를 구한 결과 U-Nb 합금의 활성화에너지가 높고 산화 저항성이 가장 양호한 것으로 나타나 산화 저항성 후보물질로 선정하였다.

• 공업화학
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• 제10권8호
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• pp.1119-1123
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• 1999

본 연구는 용융염계에서 우라늄금속의 건식전해정련공정을 개발하기 위해서 수행되었다. 금속우라늄과 $CdCl_2$와의 반응은 약 3시간이 소요되었으며, 모든 전해전달실험에서 우라늄금속 석출물들은 음극표면에서 성장한 수지상으로 얻어졌다. 수지상의 형태는 부가전압에 따라 변화되었으며, 전류효율은 전류밀도가 증가함에 따라 감소하였다. 반응시간이 6시간 경과된 후에 석출속도는 변화하지 않았으며, 전류밀도가 $100{\sim}150mA/cm^2$이고 교반속도가 약 75 rpm일 때 최대석출속도를 얻었다. 또한, 전류효율은 음극에 있는 나선형 홈의 피치가 작을수록 증가되었다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제49권1호
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• pp.6-16
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• 2017

This study presents a coolant void reactivity analysis of Canada Deuterium Uranium (CANDU)-6 and Advanced Canada Deuterium Uranium Reactor-700 (ACR-700) fuel lattices using a Monte Carlo code. The reactivity changes when the coolant was voided were assessed in terms of the contributions of four factors and spectrum shifts. In the case of single bundle coolant voiding, the contribution of each of the four factors in the ACR-700 lattice is large in magnitude with opposite signs, and their summation becomes a negative reactivity effect in contrast to that of the CANDU-6 lattice. Unlike the coolant voiding in a single fuel bundle, the $2{\times}2$ checkerboard coolant voiding in the ACR-700 lattice shows a positive reactivity effect. The neutron current between the no-void and voided bundles, and the four factors of each bundle were analyzed to figure out the mechanism of the positive coolant void reactivity of the checkerboard voiding case. Through a sensitivity study of fuel enrichment, type of burnable absorber, and moderator to fuel volume ratio, a design strategy for the CANDU reactor was suggested in order to achieve a negative coolant void reactivity even for the checkerboard voiding case.

• 센서학회지
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• 제6권5호
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• pp.362-368
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• 1997

질소레이저, optode 및 광증배관을 사용하여 우라늄 농도를 원격 실시간으로 측정할 수 있는 방법을 연구하였다. 원격 측정에서 보다 효과적으로 우라늄 형광을 집광할 수 있는 optode를 설계하였으며, optode를 이용하여 우라늄 이온으로부터 나온 형광을 광섬유로 전송하여 광증배관으로 검출하였다. 신호처리에서는 온도 변화와 quencher들의 방해효과가 거의 없는 형광의 초기치를 유도하여 사용하므로 보다 정확한 우라늄 농도를 측정할 수 있었다. 측정 결과 우라늄 농도 변화에 따른 형광 강도의 변화를 쉽게 감지할 수 있었으며, 검출한계는 0.06ppm을 얻었고, $0.1{\sim}2ppm$ 범위에서 직선성이 우수하였다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제50권5호
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• pp.794-800
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• 2018

The proliferation resistance (PR) of Th/U and Th/Pu fuels used in CANada Deuterium Uranium for the deep geological repository was assessed by combining the multiattribute utility analysis proposed by Chirayath et al., 2015 with the transport model of radionuclides in the repository and comparing with that of the used natural U fuel case. It was found that there was no significant advantage for Th/U and Th/Pu fuels from the viewpoint of the PR in the repository. It was also found that the PR values for used nuclear fuels in the repository of Th/U, Th/Pu, and natural U was comparable with those for enrichment and reprocessing facilities in the pressurized water reactor (PWR) nuclear fuel cycle. On the other hand, the PR values considering the transport of radionuclides in the repository were found to be slightly smaller than those without their transport after the used nuclear fuels started dissolving after 1,000 years.

• 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.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제49권5호
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• pp.1063-1070
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• 2017

This paper presents a method for forecasting future uranium prices that is used as input data to calculate the uranium cost, which is a rational key cost driver of the nuclear fuel cycle cost. In other words, the statistical autoregressive integrated moving average (ARIMA) model and existing engineering cost estimation method, the so-called escalation rate model, were subjected to a comparative analysis. When the uranium price was forecasted in 2015, the margin of error of the ARIMA model forecasting was calculated and found to be 5.4%, whereas the escalation rate model was found to have a margin of error of 7.32%. Thus, it was verified that the ARIMA model is more suitable than the escalation rate model at decreasing uncertainty in nuclear fuel cycle cost calculation.