• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 2005년도 추계학술발표회
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• pp.215-216
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• 2005

• 대한화학회지
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• 제27권5호
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• pp.361-367
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• 1983

이온 교환수지에 의한 국산모나자이트 중에 함유된 우라늄을 분리, 회수하기 위하여 강염기성 이온교환수지(Amberlite IRA-900)에 S$O_4^{2-}$ 및 P$O_4^{3-}$ 이온을 흡착시켜 황산우라닐착이온, 인산우라닐착이온 형태로 우라늄을 흡착시켜 적당한 용리액(HN$O_3$ : N$NH_4NO_3$)으로 우라늄을 분리 회수하는 실험을 하였다. 표준우라늄을 사용하였을 때 황산형수지에서 99.3%, 인산형수지에서 99.2%까지 회수하였으며 모자나이트를 황산분해한 모나자이트 황산분해용액 중의 희토류원소들을 제거한 용액을 사용하였을 때는 약 92%까지 회수하였다. 모나자이트 중에 함유된 인산이온의 방해가 없는 것으로 나타났다. 인산형수지에서 우라늄의 회수율이 51% 정도인 것으로 보아 모나자이트를 황산으로 분해하였을 때는 대부분의 우라늄은 황산우라닐착이온으로 된다는 사실도 확인하였다.

• 분석과학
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• 제21권2호
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• pp.143-147
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• 2008

사용후핵연료를 지하 심부에 처분하였을 경우 예상되는 원자가가 4가인 우라늄(U(IV)) 이온을 제조하여 6가 우라늄(U(VI)) 이온과 분리하였다. U(IV) 이온을 제조하기 위하여 우라닐 용액에 몇 가지 환원제를 첨가하거나 환원제가 들어있는 혼합산으로 우라늄 산화물을 용해하는 시험을 수행하였다. 제조한 용액중 우라늄의 원자가는 Dowex AG 50W-X8 양이온교환수지에 의한 두 이온의 분리 및 레이저 유도 형광 분광광도계로 용액을 측정하여 확인하였다. 그러나 Lichroprep Si60 교환수지를 사용하였을 경우 Pu(IV)와 Pu(VI)의 분리조건으로 U(IV)와 U(VI)가 분리되지 않았다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제21권4호
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• pp.245-258
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• 1989

열중성자로의 핵계산을 위한 69군 단면적 라이브러리를 생산하였다. 기본 평가핵자료로는 IAEA Nuclear Data Section에서 수집된 자료가, 그리고 이를 처리하여 군정수화 하는데는 NJOY코드가 이용되었다. 새로이 마련된 라이브러리의 유용성을 검증하기 위해 각기 산화우라늄과 금속 우라늄 연료로 구성된 임계실험치를 WIMS-KAERI 코드로 계산된 결과와 비교, 검토하였다. 총 88임계결과에 대해 평균 $K_{eff}$ 값 0.9997, 그리고 표준 편차 0.69%를 보였다. PWR 연료의 연소결과로 얻어진 우라늄과 플루토늄 생성량에 대한 평가에서도 전반적으로 좋은 결과를 얻었다.다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제42권2호
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• pp.131-144
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• 2010

The Korea Atomic Energy Research Institute (KAERI) has been developing pyroprocessing technology for recycling useful resources from spent fuel since 1997. The process includes pretreatment, electroreduction, electrorefining, electrowinning, and a waste salt treatment system. This paper briefly addresses unit processes and related innovative technologies. As for the electroreduction step, a stainless steel mesh basket was applied for adaption of granules of uranium oxide. This basket was designed for ready handling and transfer of feed material. A graphite cathode was used for the continuous collection of uranium dendrite in the electrorefining system. This enhances the throughput of the electrorefiner. A particular mesh type stirrer was designed to inhibit uranium spill-over at the liquid Cd crucible. A residual actinide recovery system was also tested to recover TRU tracer. In order to reduce the waste volume, a crystallization method is employed for Cs and Sr removal. Experiments on the unit processes were tested successfully, and based on the results, engineering-scale equipment has been designed for the PRIDE (PyRoprocess Integrated inactive DEmonstration facility).

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제52권8호
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• pp.1714-1723
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• 2020

This study aims at characterizing the rheological properties of uranium oxide powders for nuclear fuel pellets manufacturing. The flowability of these powders must be compatible with a reproducible filling of press molds. The particle size distribution is known to have an impact on the rheological properties and fine particles (<100 ㎛) are suspected to have a detrimental effect. In this study, the impact of the particle size distribution on the rheological properties of UO₂ powders was quantified, focusing on the influence of fine particles. Two complementary approaches were used. The first approach involved characterizing the powder in a static state: density, compressibility and shear test measurements were used to understand the behavior of the powder when it is transitioned from a static to a dynamic state (i.e., incipient flow conditions). The second approach involved characterizing the behavior of the powder in a dynamic state. Two zones, corresponding to two characteristic behaviors, were demonstrated for both types of measurements. The obtained results showed the amount of fines should be kept below 10 % wt to ensure a robust mold filling operation (i.e., constant mass and production rate).

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제40권7호
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• pp.581-592
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• 2008

In this study, a conceptual pyroprocess flowsheet has been devised by combining several dry-type unit processes; its applicability as an alternative fuel cycle technology was analyzed. A key point in the evaluation of its applicability to the fuel cycle was the recovery yield of fissile materials from spent fuels as well as the proliferation resistance of the process. The recovery yields of uranium and transuranic elements (TRU) were obtained from a material balance for every unit process composing the whole pyroprocess. The material balances for several elemental groups of interest such as uranium, TRU, rare earth, gaseous fission products, and heat generating elements were calculated on the basis of the knowledge base that is available from domestic and foreign experimental results or technical information presented in open literature. The calculated result of the material balance revealed that uranium and TRU could be recovered at 98.0% and 97.0%, respectively, from a typical PWR spent fuel. Furthermore, the anticipated TRU product was found to emit a non-negligible level of $\gamma$-ray and a significantly higher level of neutrons compared to that of a typical plutonium product obtained from the PUREX process. The results indicate that the product from this conceptual pyroprocessing should be handled in a shielded cell and that this will contribute favorably to retaining proliferation resistance.

• 분석과학
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• 제16권6호
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• pp.431-437
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• 2003

가압경수로 사용후핵연료 (이산화 우라늄)의 리튬환원공정으로부터 생산된 우라늄 금속 전환체에 대한 금속 전환율을 건식방법인 열중량분석법 (T.G.A)으로 측정하였다. 전환체를 고체와 분말로 분류하여 측정한 결과 우라늄 금속 전환율은 각각 90.7~95.9 및 77.8~71.5 wt% 이었다. 금속 전환체의 건식저장 시 열적 산화 안정성을 확인하기 위하여 전환체내에 함유되어 있는 Mo, Ru, Rh 및 Pd 합금에 대한 산화 거동을 조사하였다. 합금을 $600{\sim}700^{\circ}C$의 공기분위기에서 산화시킨 결과 0.40~0.55 wt%의 무게증가를 보였으며 $750^{\circ}C$부터는 표면으로부터 산화가 진행되어 상변화가 일어났다. $900^{\circ}C$에서는 Mo의 휘발에 의한 영향으로 0.76~25.22 wt%의 무게 감소를 나타내었다.

• 방사성폐기물학회지
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• 제13권4호
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• pp.315-319
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• 2015

전해환원공정의 금속전환체로부터 우라늄을 회수하는 전해정련공정의 수율을 높이기 위해 고수율 전해정련장치가 개발되었다. 전해정련장치의 수율을 증대시키기 위해서는 고체음극에 전착되는 우라늄 덴드라이트를 음극 표면으로부터 효율적으로 회수할 수 있어야 한다. 철강 재료의 음극을 고체음극으로 사용하면, 우라늄 덴드라이트가 전착되어 쉽게 떨어지고 않고 고착 되어 점착계수(sticking coefficient)가 높아진다. 본 연구에서는 효율적으로 고체음극의 점착계수를 낮출 수 있는 진동 탈리법을 개발하였고 이를 적용하였다. 고체음극에 진동을 가함으로써 고체 표면에서 우라늄 전착물이 흑연음극의 자발특성과 유사하게 효율적으로 탈리됨을 확인하였다. 이러한 진동모드에 의한 고체음극에서의 전착물의 탈리 특성을, 고수율 전해정련장치 개념으로 개발한 흑연음극의 자발탈리 특성과 비교 검토하였다. 그리고 우라늄 덴드라이트의 진동 탈리에 대한 인가전류밀도와 진동 스트로크에 의한 영향 등을 고찰하였다.

• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 2004년도 추계학술발표회 발표논문집
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• pp.811-811
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• 2004