• 대한화학회지
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• 제32권3호
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• pp.233-242
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• 1988

디메틸술폭시드 용매 중에서 아직 밝혀진 바 없는 불포화계 $N_2O_2$형 거대고리 리간드들을 포함한 우라늄(VI)과 네오디움(III)착물, 그리고 cryptand 222와 DBC 거대고리 리간드를 가지는 네오디움(III)과 우라늄(VI)착물에 대한 직류폴라로그래프적 거동을 조사하였다. 직류폴라로그래피에 의하여 리간드와 착물의 산화 환원성, 가역성, 환원과정에 관여하는 전자수 및 산첨가에 따른 영향 및 산화-환원전극반응의 메카니즘을 알아 보았다. 그리고 착물들의 안정도 상수와 조성비를 알아보았다. immine계 거대고리 리간드를 가지는 네오디움(III)착물의 환원파는 나타나지 않았으나, 우라늄(VI)착물은 6전자 3단계 환원파를 DBC를 가지는 우라늄(VI)착물은 2전자 2단계 환원파를, 그리고 cryptand 222와 DBC를 가지는 네오디움(III)착물은 1전자 1단계 환원파를 각각 나타내었으며 이들 착물들은 확산지배적이며 가역성은 비교적 좋았다. uranyl(II)금속 착이온의 제 1,2단계 환원파는 1전자 환원반응이며 제 3단계 환원파에서는 4전자 환원반응, 그리고 neodymium(III)착물은 1전자 1단계 환원과정을 가진다. DBC와 imine계 거대고리 리간드를 가지는 우라늄(VI)착물은 pH=7.0이상에서, cryptand 222와 DBC를 리간드로 하는 네오디움(III)착물은 pH=4.0 이상에서 안정한 착물을 형성한다. imine계 거대고리 리간드를 가지는 $UO_2\;^{2+}$착물의 안정도 상수값은 $7.008{\sim}7.273$이라는 새로운 안정도 상수값들을 얻었고 이 값들은 Odien-Ntn > Trans Otn-Ntn = Cis Otn-Ntn > Oen-Ntn 순이었다. 그리고 $UO_2(II)$-cryptand 222 및 Nd(III)-DBC 착물의 안정도 상수값은 7.614, 12.669, 4.223이었고 DBC리간드 착물에서는 $UO_2\;^{2+}$착물의 안정도 상수값이 $Nd^{3+}$의 그것보다 크며 $Nd^{3+}-cryptand\;222$ 착물의 안정도 상수가 가장 크다.

• 한국수소및신에너지학회논문집
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• 제26권6호
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• pp.541-546
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• 2015

Global energy shortage problem is expected to increase driven by strong energy demand growth from developing countries. Nuclear fusion power offers the prospect of an almost infinite source of energy for future generations. Hydrogen isotope storage and delivery system is a important subsystem of a nuclear fusion fuel cycle. Metal hydride is a method of the high-density storage of hydrogen isotope. For the safety storage of hydrogen isotope, depleted uranium (DU) has been widely proposed. But DU needs a safe test because It is a radioactive substance. The authors studied a small-scale DU bed and a medium-scale DU bed for the safety test. And then we made a large-scale DU bed and stored hydrogen isotopes in the bed. Before the hydriding/dehydriding, we tested it's heating and cooling properties and carried out an activation procedure. As a result, Reaction rate of DU-$H_2$ is more rapid than the other metal hydride ZrCo. Through the successful storage result of our large bed, the development possibility of the hydrogen isotope storage technology seems promising.

• 환경위생공학
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• 제14권1호
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• pp.31-41
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• 1999

chloromethylated syrene, 1,4-divinylbenzene과 동공의 크기를 달리한 여러 가지 거대고리 화합물을 개시제로 하여 공중합법에 의하여 1%, 2%, 5%, 및 10%의 다리결합도를 가진 새로운 이온교환수지를 합성한 후 이 수지들을 에탄올 매질에서 열분석, pH, 시간, 다리결합도, 용매 등에 대하여 흡착특성 및 선택성을 살펴 보았다. 이 수지들은 강산, 강염기 및 열에 대해서 안정하였으며, pH 4.0 이상에서는 $UO_2^{+2}$이온에 대한 겉보기용량이 가장 크게 나타났고 U(VI)금속이온은 Ce(III)금속이온에 대하여 선택성을 보였다.

• 공업화학
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• 제20권1호
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• pp.21-27
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• 2009

1％, 2％, 5％ 및 20％의 가교도를 가진 스타이렌(제4류 위험물) 디비닐벤젠 공중합체에 1-aza-15-crown-5 거대고리 리간드를 치환반응으로 결합시켜 수지를 합성하였으며, 이들 수지의 특성은 염소 함량, 원소 분석, 열 중량 분석, 비표면적(BET), 그리고 적외선 분광법으로 확인하였다. 수지 흡착제에 대한 금속 이온의 흡착에 미치는 pH, 시간, 수지의 가교도 그리고 용매의 유전상수에 따른 영향들을 조사한 결과 금속 이온들은 pH 3 이상에서 큰 흡착율을 보였으며, 금속 이온들의 흡착 평형은 2 h 정도였다. 한편, 에탄올 용매에서 수지에 대한 흡착 선택성은 우라늄($UO_2^{2+}$) > 망간 ($Mn^{2+}$) > 프라세듐($Pr^{3+}$) 이온이었고, 금속 이온의 흡착력은 1％, 2％, 5％ 및 20％의 가교도 순이며, 용매의 유전상수 크기에 반비례하였다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제48권1호
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• pp.55-63
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• 2016

Calculation of the core neutronic parameters is one of the key components in all nuclear reactors. In this research, the energy spectrum and spatial distribution of the neutron flux in a uranium target have been calculated. In addition, sensitivity of the core neutronic parameters in accelerator-driven subcritical advanced liquid metal reactors, such as electron beam energy ($E_e$) and source multiplication coefficient ($k_s$), has been investigated. A Monte Carlo code (MCNPX_2.6) has been used to calculate neutronic parameters such as effective multiplication coefficient ($k_{eff}$), net neutron multiplication (M), neutron yield ($Y_{n/e}$), energy constant gain ($G_0$), energy gain (G), importance of neutron source (${\varphi}^*$), axial and radial distributions of neutron flux, and power peaking factor ($P_{max}/P_{ave}$) in two axial and radial directions of the reactor core for four fuel loading patterns. According to the results, safety margin and accelerator current ($I_e$) have been decreased in the highest case of $k_s$, but G and ${\varphi}^*$ have increased by 88.9% and 21.6%, respectively. In addition, for LP1 loading pattern, with increasing $E_e$ from 100 MeV up to 1 GeV, $Y_{n/e}$ and G improved by 91.09% and 10.21%, and $I_e$ and $P_{acc}$ decreased by 91.05% and 10.57%, respectively. The results indicate that placement of the Np-Pu assemblies on the periphery allows for a consistent $k_{eff}$ because the Np-Pu assemblies experience less burn-up.

• 자원리싸이클링
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• 제22권6호
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• pp.73-80
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• 2013

해양광물자원은 크게 해저면에 부존되어 있는 해저광물자원과 해수 중에 녹아 있는 해수광물자원으로 대별된다. 해수에는 막대한 양의 유용광물이 녹아 있어 회수기술 개발이 완료되면 상업화 가능성이 큰 것으로 알려져 있다. 21세기에 들어 육상금속자원의 저품위화 및 매장량 고갈에 따라 자원 보유국들이 자원을 무기화 하는 경향이 심화되고 있다. 따라서 대부분의 금속자원을 수입에 의존하는 우리나라는 삼면이 바다인 지리적 특성을 살려 해수로부터 희유금속 회수기술 개발에 적극적으로 나설 필요가 있다. 본 연구에서 해수로부터 희유금속 회수관련 논문분석 결과, 미국이 495편의 논문을 게재하여 양적 질적으로 가장 우수한 것으로 나타났다. 연구기관별로 보면 Chinese Acad. Sci.가 152편의 논문을 게재하여 양적으로 많은 연구가 이루어졌으며, 31편의 논문을 게재한 Univ. Oxford는 질적으로 가장 우수한 것으로 나타났다.

• 방사성폐기물학회지
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• 제8권1호
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• pp.19-32
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• 2010

고온 용융염 전해환원 공정은 후행핵연료 주기의 대안 공정인 파이로공정의 산화물 사용후핵연료의 확대를 위해 필수적인 공정이다. 사용후핵연료는 다성분 산화물로 이루어져 있으며 각 산화물은 전해환원 공정에서 화학적 특성에 따라 산소를 잃게 된다. 본 연구에서는 건식분말화 공정 이후 전해환원 반응기에 도입되는 사용후핵연료 조성을 기준으로 각 금속-산소 시스템을 독립적인 이상고용체로 가정하여 전해환원 반응거동을 계산하였다. 전해환원을 Li의 환원과 이어지는 Li과의 화학반응의 결합으로 산정하여 U을 비롯한 금속 환원 거동을 계산하였다. 계산결과 대부분의 산화물들은 전해환원 공정에 의해 금속으로 전환되는 것으로 예상되었다. 란타나이드 원소들의 경우 $Li_2O$의 농도가 낮아지면 금속 전환율이 높아지나 대부분 산화물로 존재하는 것으로 나타났다. 추가적으로 $U_3O_8$의 전해환원 거동에 대해 Li의 확산과 Li과의 화학반응을 고려하여 반실험적 모델이 제시되었다. 실험데이터를 활용하여 매개변수를 결정하였으며 시간에 대한 환원율 및 전류에 대한 99.9% 환원 시간을 계산하였다.

• Journal of Radiation Protection and Research
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• 제15권2호
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• pp.27-39
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• 1990

원자력산업의 시설증대로 우라늄 오염의 가능성이 증가되고 있음에도 불구하고 종사자 및 국민에 대한 안전대책 및 의료적 처치에 관한 연구가 매우 미흡한 실정에 있어 이에 대한 응급처치방안을 수립코자 우라늄을 투여한 후 제염제를 투여하여 관찰하였던 바 다음과 같은 결론을 얻었다. 1. 우라늄오염에 의한 체중변화에 미치는 제염제의 영향에 있어서 sodium bicarbonate와 생리적 식염수를 병행투여한 군과 우라늄을 투여하고 30분이 지나서 dithiothreitol을 투여한 군에서는 우라늄단독투여군에 비해 체중이 현저하게 증가하였다.(P<0.05). 2. 모든 실험군은 우라늄오염에 의한 음수량과 배뇨량의 변화를 유의성 있게 호전시켰으며(P<0.05), 특히 sodium bicarbonate와 생리적 식염수를 병행투여한 군과 우라늄을 투여하고 30분이 지나서 dithiothreitol의 투여한 군이 가장 높은 증가경향을 나타냈다(p<0.05). 3. 우라늄오염에 의한 BUN농도 변화에 미치는 제염제의 효과는 sodium bicarbonate와 생리적 식염수를 병행투여한 군과 우라늄을 투여하고 30분이 지나서 dithiothreitol를 투여한 군이 공히 우라늄단독투여군보다 BUN 농도가 매우 감소되었다(P<0.01). 4. 우라늄을 투여하고 30분이 지나서 dithiothreitol를 투여한 군은 우라늄오염에 의한 serum creatinine의 농도증가를 유의하게 감소시켰으나 (P<0.01), sodium bicarbonate와 생리적 식염수를 병행투여한 군은 다소 감소하는 경향으로 나타났다. 5. 우라늄오염에 의한 urine creatinine농도 변화에 미치는 제염제의 효과에 있어서 sodium bicarbonate와 생리적 식염수를 병행투여한 군과 우라늄을 투여하고 30분이 지나서 dithiothreitol를 투여한 군에서는 우라늄단독투여군에 비해 cretinine의 배설이 상당히 증가하였다(P<0.05). 6. 우라늄오염에 의한 신장의 소견에 있어 우라늄단독투여군은 근위곡세뇨관상피의 공포화 및 종창, microvilli와 brush border의 손실, 세뇨관 상피의 괴사가 관찰되었으며, 간장의 충혈, 중심성 괴사 및 모세관 확장증도 관찰되었다. 그리고 sodium bicarbonate와 생리적 식염수를 병행투여한 군과 우라늄을 투여하고 30분이 지나서 dithiothreitol를 투여한 군에서는 우라늄 단독투여군에 비해 높은 방호효과가 관찰되었으나 다른 실험군에서는 큰 효과가 없는 것으로 나타났다. 결론적으로 우라늄의 체내오염시에는 sodium bicarbonate와 생리적 식염수를 가능한 빨리 병행투여하거나 dithiothreitol을 체내오염후 30분이 지나서 투여하는 방법이 우라늄오염에 대한 제염에 매우 유효할 것으로 생각되며, 특히 우라늄에 의한 인체장해를 유의하게 경감시켜줄 것으로 사료되었다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제53권2호
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• pp.423-429
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• 2021

The investigation of the utilization of enriched ²⁰⁸Pb as a coolant to enhance the performance of a long-life fast reactor with a Modified CANDLE (Constant Axial shape of Neutron flux, nuclide densities, and power shape During Life of Energy production) burnup scheme has performed. The analyzes were performed on a reactor with thermal power of 800 MegaWatt Thermal (MWTh) with a refueling process every 15 years. Uranium Nitride (enriched ¹⁵N), ²⁰⁸Pb, and High-Cr martensitic steel HT-9 were employed as fuel, coolant, and cladding materials, respectively. One of the Pb-nat isotopes, ²⁰⁸Pb, has the smallest neutron capture cross-section (0.23 mb) among other liquid metal coolants. Furthermore, the neutron-producing cross-section (n, 2n) of ²⁰⁸Pb is larger than sodium (Na). On the other hand, the inelastic scattering energy threshold of ²⁰⁸Pb is the highest among Na, ^natPb, and Bi. The small inelastic scattering cross-section of ²⁰⁸Pb can harden the neutron energy spectrum. Therefore, ²⁰⁸Pb is a better neutron multiplier than any other liquid metal coolant. The excess neutrons cause more production than consumption of ²³⁹Pu. Hence, it can reduce the initial fuel loading of the reactor. The selective photoreaction process was developing to obtain enriched ²⁰⁸Pb. The neutronic was calculated using SRAC and JENDL 4.0 as a nuclear data library. We obtained that the modified CANDLE reactor with enriched ²⁰⁸Pb as coolant and reflector has the highest k-eff among all reactors. Meanwhile, the ^natPb cooled reactor has the lowest k-eff. Thus, the utilization of the enriched ²⁰⁸Pb as the coolant can reduce reactor initial fuel loading. Moreover, the enriched ²⁰⁸Pb-cooled reactor has the smallest power peaking factor among all reactors. Therefore, the enriched ²⁰⁸Pb can enhance the performance of a long-life Modified CANDLE fast reactor.

• 제어로봇시스템학회논문지
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• 제13권10호
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• pp.940-948
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• 2007

The Advanced Spent Fuel Conditioning Process(ACP), which is the process of the reduction of uranium oxide by lithium metal in a high temperature molten salt bath for spent fuel, was developed at Korea Atomic Energy Research Institute (KAERI). Since the ACP equipment is located in an intense radiation field (hot cell) as well as in a high temperature, it must be remotely operated and maintained. The ACP hot cell is very narrow so the workspace of the wall-mounted mechanical Master-Slave Manipulators(MSMs) is restricted. A Bridge Transported Servo Manipulator(BTSM) system has been developed to overcome the limitation of an access that is a drawback of the mechanical MSMs. The BTSM system consists ot a bridge crane with telescoping tubeset, a slave manipulator, a master manipulator, and a control system. We applied a bilateral position-position control scheme with friction compensation as force-reflecting controller. In this paper, the transmission characteristics on the tendon-and-pulley train is numerically formulated and analyzed. Also, we evaluate the performance of the force-reflecting servo manipulator.