• 방사성폐기물학회지
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• 제5권4호
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• pp.283-295
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• 2007

본 연구에서는 경수로 사용후핵연료로부터 다시 핵연료 물질로 재사용할 수 있는 우라늄과 초우라늄원소군을 분리/회수하기 위한 고온전해분리 공정(Pyroprocessing)의 기술적 타당성을 조사하였으며, 나아가서 핵비확산 측면에서 기존 핵연료주기기술의 대체기술로서 적합성이 있는지를 검토하였다. 먼저 고온전해분리 공정에 편입될 각종 단위공정을 조합하여 전체 공정을 구성하였다. 그리고 사용후핵연료에 들어 있는 여러 가지 물질들의 분리 과정에서, 본 연구에서 확보한 실험결과와 관련 문헌에 발표된 각종 분리도 자료를 바탕으로 문제의 원소군들 즉, 우라늄, 초우라늄원소군, 희토류, 귀금속류, 그리고 열발생원소군들이 공정흐름도에서 어떤 경로를 따라 흘러가는지 그 향방을 추적하여 보았다. 결과적으로 전체 공정의 물질수지 산출 결과에 의하면 우라늄과 초우라늄원소군(TRU)은 각각 98.0wt%, 97.0wt%가 제품으로 회수될 수 있으며 나머지 원소군들은 대부분 제거되어 방사성폐기물로 분리될 수 있음을 파악하였다. 게다가 초우라늄원소군 제품이 상당한 ${\gamma}$-방사선과 중성자선을 방출하고 있어 핵비확산에 유리하게 작용하고 있음을 알 수 있었다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제54권5호
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• pp.1560-1569
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• 2022

Liquid fueled molten salt reactors (MSRs) have seen renewed interest because of their inherent safety features, higher thermal efficiency and potential for efficient thorium utilisation for power generation. Thorium fluoride is one of the salts used in liquid fueled MSRs employing Th-U cycle. In the present study, ThF₄ was prepared by hydro-fluorination of ThO₂ using anhydrous HF gas. Process parameters viz. bed depth, hydrofluorination time and hydrofluorination temperature, were optimized for the preparation of ThF₄ in a static bed reactor setup. The products were characterized with X-Ray diffraction and experimental conditions for complete conversion to ThF₄ were established which also corroborated with the yield values. Hydrofluorination of ThO₂ at 450 ℃ for half an hour at a bed depth of 6 mm gave the best result, with a yield of about 99.36% ThF₄. No unconverted oxide or any other impurity was observed. Rietveld refinement was performed on the XRD data of this ThF₄, and Chi2 value of 3.54 indicated good agreement between observed and calculated profiles.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제27권5호
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• pp.721-729
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• 1995

000년부터 2030년까지의 한국 원전연료주기의 최적전략을 도출하기 위하여 선형계획법을 사용하였다. 최적화를 위한 결정 인자로서는 원전연료 주기비용, 요소비용의 불확실성, 우라늄 소요량을 사용하였다. 위의 인자들을 동시에 고려하기 위하여 각각에 대한 만족도 중 최소값을 최대화하는 퍼지 의사결정기법을 이용하였다. 사용 후 원전 연료에 대한 가능한 선택대안으로는 직접처분, DUPIC, 재처리를 가정하였다. 한국의 원전연료주기 전략은 2010년경부터 재처리를 시작하여 그 처리용량을 2025년경에는 800톤까지 점차로 늘려 나가고, DUPIC 처리를 2025년경부터 시작하는 것이 최적인 것으로 나타났다. 요소비용의 불확실성과 우라늄 소요량을 고려함으로써 단순히 비용만을 고려한 경우보다 총비용은5.4%증가하나, 요소비용 불확실성은 7.1%, 우라늄 소요량은 6. d1％ 감소하는 것으로 나타났다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제36권2호
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• pp.175-183
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• 2004

For the analysis of a dry process fuel cycle, new modules were implemented into the fuel cycle analysis code DYMOND, which was developed by the Argonne National Laboratory. The modifications were made to the energy demand prediction model, a Canada deuterium uranium (CANDU) reactor, direct use of spent pressurized water reactor (PWR) fuel in CANDU reactors (DUPIC) fuel cycle model, the fuel cycle calculation module, and the input/output modules. The performance of the modified DYMOND code was assessed for the postulated once-through fuel cycle models including both the PWR and CANDU reactor. This paper presents modifications of the DYMOND code and the results of sample calculations for the PWR once-though and DUPIC fuel cycles.

• 방사성폐기물학회지
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• 제13권2호
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• pp.155-161
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• 2015

몰리브덴-99의 붕괴에 의해 생산되는 테크네튬-99m 은 방사선 진단에 중요한 역할을 담당하고 있다. 몰리브덴-99 는 주로 우라늄-235의 핵분열에 의해 생산되고 있으며, 이를 위해 고농축 우라늄 표적 또는 저농축 우라늄 표적이 연구로에서 조사된다. 현재는 고농축 우라늄의 사용에 따른 핵확산 문제를 저감하기 위해 저농축 우라늄 표적의 사용이 권장되고 있다. 본 연구는 몰리브덴-99 생산 시설의 계획 단계에서 방사성 폐기물 관리 전략을 정의하기 위하여 저농축 우라늄의 사용이 방사성 폐기물의 흐름에 미치는 영향을 분석하였다. 저농축 우라늄 표적 사용 시 우라늄 함유 폐기물의 부피가 6배 이상 증가하기 때문에 우라늄 고밀도 표적의 사용과 고온 정수압 압축법의 활용이 제안되었다.

• 방사성폐기물학회지
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• 제14권2호
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• pp.189-200
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• 2016

타지키스탄공화국에는 10군데의 우라늄광산 부지에 55백만톤의 우라늄광산 폐기물이 적치 되어 있는데 부지 면적이 200 핵 타아르에 달한다. 이에 따라 우라늄 폐광과 폐기물의 안전한 관리가 주요 이슈로 부각되고 있다. 부지 복원을 위한 천연방벽과 인공방벽으로 구성된 다중 복토층은 성능 목표와 부지 조건을 고려하여 설치되어야 한다. 본 논문의 목적은 Degmay 부지에 장기간 (100년 이상)의 환경보호를 제공할 수 있는 경제적인 다중 복토층 개념을 제시 하는 것이다. HELP 코드를 사용하여 Degmay 부지의 복토층 설계 개념의 평가를 수행하였다. 그 결과 70 cm의 덮개층, 30 cm의 배수층, 지오멤브레인 라이너 그리고 60 cm의 토양 방벽층으로 구성된 복토층 개념이 두께를 최소화 할 수 있고 비교된 여러 설계개념 중 가장 경제적인 설계 안으로 제시되었다.

• 방사성폐기물학회지
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• 제11권2호
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• pp.77-83
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• 2013

방사능 오염 토양 복원을 위해 실험실 규모의 동전기 복원장치를 제작하여 가동 하던 중 토양 내 존재하던 금속이온의 용출로 금속 산화물이 발생하여 음극의 전류 흐름을 차단하는 문제가 발생하였다. 전류의 차단으로 토양 내 우라늄 제거 능력이 상실되어 이러한 문제를 해결하는 해결 방안을 모색하여 개선된 동전기 복원 장치를 제작하였다. 개선된 실험실 규모 동전기 복원 장치를 이용하여 토양복원 실험을 25 일간 수행 하였을 때 우라늄 잔류 농도는 0.81 Bq/g으로 약 96.8%의 제거 효율을 보였으며, 초기 우라늄 농도 50 Bq/g 일 때 우라늄 규제 해제 농도인 1 Bq/g 이하로 제거 되기 까지는 34 일의 복원 기간이 필요하고, 초기 우라늄 농도 75 Bq/g, 100 Bq/g 일 때 각 42 일, 49 일이 필요한 것으로 나타났다.

• 방사성폐기물학회지
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• 제4권2호
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• pp.133-138
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• 2006

최근 미국 ANL연구소가 개발한 다이포실 수지는 우라늄의 선택특성이 우수하나 수지의 형태가 분말형이므로 입상의 비드형으로 제조하기 위하여 다이포실 분말을 알기네이트상에 고정화하는 방법을 적용하였다. 생성된 비드의 우라늄에 대한 흡착특성을 측정한 결과, 소디움 알기네이트 자체도 우라늄 흡착특성을 최대 68%까지 나타낸 후 30% 수준으로 감소하였으며, 이는 흡착후 탈착하는 과정을 거쳐 평형에 이르는 것으로 사료된다. 또한 비드내 다이포실의 양이 증가할수록 우라늄의 흡착이 증가하며 최대 85 %정도의 흡착율을 나타내고 있다. 다이포실 수지만의 경우 반응초기에 급격한 흡착을 보이고 있으나 3일정도 이후에는 비드의 흡착율과 유사한 결과를 나타내고 있으며 비드내 함유된 순 다이포실량을 고려할 경우 알기네이트 자체의 흡착효과로 인해 비드의 흡착효율이 크게 상승되는 것으로 해석된다. 우라늄 농도의 영향은 농도의 증가에 따라 우라늄의 제거효율이 감소하였으며, 비드의 양을 2배로 증가시킨 결과 최대 90%이상의 제거효율을 얻었다. 결론적으로 다이포실 수지를 소디움 알기네이트상에 고정화하여 입자형의 비드로 제조하므로서 적은 양의 수지로 우라늄 제거특성이 우수한 비드를 얻을 수 있었으며 나아가서 연속공정에의 적용도 가능한 것으로 사료된다.

• 방사성폐기물학회지
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• 제8권1호
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• pp.41-48
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• 2010

전해정련공정을 통해 생산된 우라늄 전착물은 약 30%의 용융염을 포함하고 있으므로, 순수한 우라늄을 회수하여 금속 잉곳으로 용이하게 제조하기 위해서는 용융염을 먼저 제거하는 공정이 필요하다. 우라늄 전착물의 염증류 거동을 고찰하기 위해서는 염증류의 주요 공정변수인 유지온도와 진공압의 염제거율에 대한 영향를 고찰해야 한다. 이전 연구에서 우라늄전착물에 대한 염증류 거동에 대해 Hertz-Langmuir 관계식을 적용하여 각 용융염의 휘발 조건에 대해 염휘발계수를 얻을 수 있었으며 이로부터 우라늄 전착물에 대해 99% 이상의 염제거율을 나타내는 염증류공정의 조업조건을 도출하였다[1]. 한편, 염증류 장치에서 사용되는 재질인 스테인리스강에 대해 우라늄 전착물에서 염휘발된 우라늄 금속이 스테인리스강의 주성분인 철, 니켈, 크롬 등과 공정(eutectic melt)을 형성하지 않는 온도에서 염증류공정을 수행해야 하는 제한 조건이 따른다. 이번 연구에서는 우라늄 금속과 스테인리스강과의 반응성을 검토함으로써 우라늄 전착물의 염을 99% 이상 제거할 수 있는 조건을 확인하였다. 그리고 염증류 속도를 증진시키며 휘발된 염을 더 효율적으로 회수하기 위해 공급되는 알곤 흐름에 의한 염증류 장치의 열해석을 수행함으로써 알곤 흐름에 의한 우라늄 전착물에 대한 염증류 거동을 고찰하였다.

• 한국방사성폐기물학회:학술대회논문집
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• 한국방사성폐기물학회 2005년도 Proceedings of The 6th korea-china joint workshop on nuclear waste management
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• pp.156-164
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• 2005

The challenges China is facing in energy security are briefly discussed. Then, the development of nuclear power in China in the first half of 21 st century is envisioned, and it is expected that Generation-3 PWR nuclear power plants (NPPs) would be the leading units of nuclear power in the coming $30\~40$ years. As part of the nuclear power program, the R&D work on nuclear fuel cycle is generally proposed.