• Nuclear Engineering and Technology
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• 제48권1호
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• pp.274-284
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• 2016

Purpose: The purpose of this work is to describe the spectrometric analysis of gaseous cloud formation over reactor mixed uranium-and-plutonium (UP) fuel $(U_{0.8}Pu_{0.2})O_2$ samples heated to a temperature $>2,000^{\circ}C$, and thus forecast and evaluate radiation hazards threatening humans who cope with the consequences of any accident at a fission reactor loaded by UP mixed oxide $(U_{0.8}Pu_{0.2})O_2$, such as a mixture of 80% U and 20% Pu in weight. Materials and methods: The UP nuclear fuel samples were heated up to a temperature of over $2,000^{\circ}C$ in a suitable assembly (apparatus) at out-of-pile experiments' implementation, the experimental in-depth study of metabolism of active materials in living organisms by means of artificial irradiation of pigs by plutonium. Spectrometric measurements were carried out on the different exposed organs and tissues of pigs for the further estimation of human internal exposure by nuclear materials released from the core of a fission reactor fueled with UP mixed oxide. Results: The main results of the research described are the following: (1) following the research on the influence of mixed fuel fission products (radioactive isotopes being formed during reactor operation as a result of nuclear decay of elements included into the fuel composition) on living organisms, the authors determined the quantities of plutonium dioxide ($PuO_2$) that penetrated into blood and lay in the pulmonary region, liver, skeleton and other tissues; and (2) experiments confirmed that the output speed of plutonium out of the basic precipitation locations is very small. On the strength of the experimental evidence, the authors suggest that the biological output of plutonium can be disregarded in the process of evaluation of the internal irradiation doses.

• 자원환경지질
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• 제12권1호
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• pp.41-49
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• 1979

본문은 광물학 및 습식야금법의 관점에서, 산성용액내의 점토 광물의 물리적 특성과 화학적 특성을 문헌에 의해 검토한 것이다. 점토광물의 몇가지 중요한 특성은 이들이 산성용액내에서 양이온을 교환하고 흡수팽창하며, 이질광물로 분해(incongruent dissolution)하는 능력을 갖는다는 것이다. 여러 점토광물들은 양이온 교환과정으로 금속 이온들을 용액으로부터 흡착할 수 있다. 일반적으로 이들의 양이온 교환능력은 다음 순서로 증가된다. 즉, kaolinite, halloysite, illite, vermiculite, montmorillonite 산성용액내에서는 점토광물들에 의하여 동과 같은 양이온 흡착은 수소와 알미늄에 의해 크게 방해를 받으므로, 우라늄 및 동 등의 금속을 회수하는데는 점토광물이 중용한 요소가 되지 않는다. 그러나, 염기성용액에서는 양이온 흡착(uptake)이 중요하다. 흡수 팽창성은 낮은 pH에서 최소가 된다. 이는 격자 파괴에 기인할 가능성이 많다. 흡수 팽창은 montmorillonite형 점토에서 조절이 되는데 그것은 내부층의 Na 이온이 리튬 과/또는 수산화된 알미늄 이온과 교환을 하기 때문이다. 점토광물에 대한 산의 효과는 다음과 같다. i) 면적 및 다공성이 증가됨에 따라 보다 작은 판상의 집합체로 분리됨 ii) 점토-산 반응은 다음 순서로 일어난다. (ㄱ) 내부층 양이온들의 $H^+$ 치환 (ㄴ) Al, Fe, Mg 등의 팔면체 양이온의 이동. (ㄷ) 사면체 Al 이온들의 이동. 산의 공격반응(attack)은 점토 입자의 가장자리에서부터 시작되어 내부로 계속되며, 수화된 규소겔을 가장 자리에 남긴다. iii) (ㄴ)과 (ㄷ)의 반응속도는 위-일급($pseudo-1^{st}$ order)이며, 이는 산의 농도에 비례한다. 그리고 그 속도는 온도 매 $10^{\circ}C$ 증가에 따라 배가된다. 산에 의한 동이나 우라늄을 제자리에서 용해시키는 경우 고찰할 문제는 다음과 같다. i) 1년 혹은 그 이상의 오랜 작용으로 산의 반응을 받은 점토광물은 규소겔을 남길 것이다. 그런데 이 겔이 용해(leaching)작용을 받고 있는 유용 광물 표면을 덮게 되면 용해에 의한 회수 속도는 실질적으로 감소된다. ii) 0.5% 점토광물과 동을 함유하는 회수 가능한 동광상에 대해 점토-산 반응에 사용될 값의 상승은 동 1파운드당 1.5c이다. (혹은 구리 1파운드당 $H_2SO_4$ 0.93Ibs) 점토광물에 의한 이러한 산의 소모량이 산화동광상에서 동을 추출하는데 경제적 평가의 한 요소가 될 것이다.

• 자원환경지질
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• 제41권6호
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• pp.773-795
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• 2008

우리나라의 주요 수입 광종은 동광, 연-아연광, 철광, 망간광 및 몰리브덴광 등이다. 우리나라의 해외자원개발은 아시아 14개국 92개 사업, 미주 및 유럽지역 10개국 29개 사업 그리고 중동 및 아프리카 9개국 14개 사업이 있으며 주로 호주, 중국, 몽골 및 인도네시아에서 사업수가 높다. 호주, 인도네시아 및 중국의 사업은 대부분이 석탄이고 일부 망간, 철, 연-아연, 니켈, 구리, 금, 몰리브덴, 희유원소 및 우라늄 등이나 몽골은 금과 희유원소가 큰 부분을 차지한다. 금속자원에 대한 광상 유형별 대표적인 광상형은 조산 lode형 광상, VMS형 광상, 반암형 광상, SEDEX형 광상, MVT형 광상, IOCG형 광상 및 마그마성 Ni-Cu-PGE형 광상 등이 있으며 이들 유형별 광상들은 전세계적으로 도처에 분포하며 다른 유형별 광상보다 금속자원의 매장량이 높고 부산물인 미량 금속자원에 대한 품위도 높게 나타난다. 따라서 향후 해외광물자원의 탐사 및 개발에 있어 우선 각 국가별 매장량, 주요 광물자원의 생산량 및 지체구조와 함께 광상 유형별 등을 종합 검토하여 조사 및 탐사를 실시한다면, 해외자원개발의 투자 위험도가 감소될 뿐만 아니라 탐사대상지역에서 품위가 높은 광체를 확보할 수 있을 것이다.

• 분석과학
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• 제11권3호
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• pp.189-193
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• 1998

조사후 핵연료의 용해실험 다음에 잔류된 불용성 잔유물을 구성하는 Mo, Ru, Rh 등의 원소로 이루어진 이성분계 합금인 $MoRu_3$와 $MoRh_3$을 아르곤 아아크로를 이용하여 $1700^{\circ}C$ 이상의 고온에서 합성하였다. 이들 합금의 정확한 구조와 결정격자상수는 ICDD(International Centre for Diffraction Data)에서 제작되는 분말회절수집철(JCPDS files) 등에 수록된 바가 없다. X선 회절분석결과 이들 두 합금은 육방밀집구조와 $P6_3/mmc$의 공간군을 갖는 $WRh_3$의 구조와 매우 유사한 것으로 나타났다. 이 화합물들의 격자상수, a와 c는 최소자승법을 이용하여 구하였다. 또한 XPS로 분석을 통하여 이들의 표면을 조사한 결과 금속 표면이 실온에서 공기와 접촉하였을 때 여러 구성성분 중에서 Mo(0)가 Mo(6+)로 산화되는 것을 확인하였는데, 아르곤이온으로 표면을 15분 정도 sputtering 하여 Mo(6+)층을 제거할 수 있었다. 합금의 구성성분 중, Mo, Ru, Rh 원소에서 내부 전자들의 결합에너지에는 커다란 변화가 없는 것으로 나타났다. 이들 화합물들의 자화율을 측정해 본 결과 2~300 K 범위에서 전형적인 Pauli-paramagnetic 행동을 보여주었다.

• 방사성폐기물학회지
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• 제16권1호
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• pp.59-64
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• 2018

사용후핵연료을 건식처리하는 파이로프로세싱 중 전해정련 및 제련공정 후 발생되는 우라늄과 초우라늄 및 희토류 등의 염화물을 함유한 LiCl-KCl 공융염에는 특히 희토류 함량이 높기 때문에 유효자원으로 활용이 가능한 형태의 우라늄과 초우라늄의 분리/회수가 쉽지 않다. 이러한 문제점을 해결하기 위해 본 연구에서는 $LiCl-KCl-UCl_3-NdCl_3$ 시스템에서 산화제($K_2CO_3$)를 이용하여 $UCl_3$를 산화물 형태로 전환한 후 전기화학적 방법을 이용하여 $NdCl_3$를 금속형태로 분리하는 실험을 실시하였다. 실험에 앞서, 이론적 평형계산을 수행하여 우라늄 염화물을 산화물로 전환하기 위한 실험조건을 결정하였다. 상기의 실험에서 LiCl-KCl 내 $UCl_3$는 첨가제의 주입량이 이론적 반응당량에 근접하였을 때 거의 대부분이 염내에서 염화물 형태로 존재하지 않는 것으로 나타났다. 이후 액체금속음극을 이용하여 $NdCl_3$를 금속형태로 전착시켰으며, 전착실험 후 투명한 용융상의 LiCl-KCl 공융염과 갈색의 우라늄 산화침전물이 존재함이 확인되었다. 이러한 결과들을 통해 $LiCl-KCl-UCl_3-NdCl_3$ 시스템에서 우라늄 및 희토류를 각각 분리할 수 있는 방안을 수립할 수 있을 것으로 판단된다.

• 한국세라믹학회지
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• 제40권9호
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• pp.916-920
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• 2003

무게 비로 6%의 Gd가 치환된 이산화 우라늄, ( $U_{0.913}$G $d_{0.087}$) $O_2$를 475$^{\circ}C$ 공기 분위기에서 산화시키고 130$0^{\circ}C$ 공기 분위기에서 열처리시킬 때 변화하는 결정 구조, 형상 등을 XRD, SEM 및 EPMA 등을 이용하여 관찰하였다. 입방계 구조의 ( $U_{0.913}$G $d_{0.087}$) $O_2$는 475$^{\circ}C$ 공기 분위기에서 사방정게 구조의 ( $U_{0.913}$G $d_{0.087}$)$_3$ $O_{8}$로 산화되었다. 저온 산화에 의해 생성된 사방정계 130$0^{\circ}C$의 고온에서 열처리하는 동안 사방정계 상과 압방정계 상으로 다시 분리되었다. XRD와 EPMA 관찰결과, 분리된 사방정계 상과 입방정계 상은 각각 $U_3$ $O_{8}$과 ( $U_{0.67}$G $d_{0.33}$) $O_{2+}$x/인 것을 확인하였다. 열처리 동안 일어나는 일련의 산화와 상 분리 과정은 상 반응식으로 나타낼 수 있다. 각 열처리 단계에서의 무게 변화비를 측정하고 상 반응식을 이용하면 (U,Gd) $O_2$에 고용되어 있는 초기 Gd 함량을 정확히 계산할 수 있다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제49권5호
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• pp.1044-1062
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• 2017

The construction project of the Kijang research reactor (KJRR), which is the second research reactor in Korea, has been launched. The KJRR was designed to use, for the first time, U-Mo fuel. Plate-type U-7 wt.% Mo/Al-5 wt.% Si, referred to as U-7Mo/Ale5Si, dispersion fuel with a uranium loading of $8.0gU/cm^3$, was selected to achieve higher fuel efficiency and performance than are possible when using $U_3Si_2/Al$ dispersion fuel. To qualify the U-Mo fuel in terms of plate geometry, the first miniplates [HANARO Miniplate (HAMP-1)], containing U-7Mo/Al-5Si dispersion fuel ($8gU/cm^3$), were fabricated at the Korea Atomic Energy Research Institute and recently irradiated at HANARO. The PIE (Post-irradiation Examination) results of the HAMP-1 irradiation test were analyzed in depth in order to verify the safe in-pile performance of the U-7Mo/Al-5Si dispersion fuel under the KJRR irradiation conditions. Nondestructive analyses included visual inspection, gamma spectrometric mapping, and two-dimensional measurements of the plate thickness and oxide thickness. Destructive PIE work was also carried out, focusing on characterization of the microstructural behavior using optical microscopy and scanning electron microscopy. Electron probe microanalysis was also used to measure the elemental concentrations in the interaction layer formed between the U-Mo kernels and the matrix. A blistering threshold test and a bending test were performed on the irradiated HAMP-1 miniplates that were saved from the destructive tests. Swelling evaluation of the U-Mo fuel was also conducted using two methods: plate thickness measurement and meat thickness measurement.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제53권10호
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• pp.3367-3378
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• 2021

The design phase and safety assessment of Generation IV liquid metal-cooled fast reactors calls for the improvement of fuel pin performance codes, in particular the enhancement of their predictive capabilities towards uranium-plutonium mixed oxide fuels and stainless-steel cladding under irradiation in fast reactor environments. To this end, the current capabilities of fuel performance codes must be critically assessed against experimental data from available irradiation experiments. This work is devoted to the assessment of three European fuel performance codes, namely GERMINAL, MACROS and TRANSURANUS, against the irradiation of two fuel pins selected from the SUPERFACT-1 experimental campaign. The pins are characterized by a low enrichment (~ 2 wt.%) of minor actinides (neptunium and americium) in the fuel, and by plutonium content and cladding material in line with design choices envisaged for liquid metal-cooled Generation IV reactor fuels. The predictions of the codes are compared to several experimental measurements, allowing the identification of the current code capabilities in predicting fuel restructuring, cladding deformation, redistribution of actinides and volatile fission products. The integral assessment against experimental data is complemented by a code-to-code benchmark focused on the evolution of quantities of engineering interest over time. The benchmark analysis points out the differences in the code predictions of fuel central temperature, fuel-cladding gap width, cladding outer radius, pin internal pressure and fission gas release and suggests potential modelling development paths towards an improved description of the fuel pin behaviour in fast reactor irradiation conditions.

• 방사성폐기물학회지
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• 제7권2호
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• pp.93-100
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• 2009

본 연구는 12 성분의 모의 FP-산화물 (simulated fission products oxide)을 대상으로 하여 $(NH_4)_2CO_3-H_2O_2$ 탄산염 용액에서 U을 산화 용해할 때 U과 함께 용해되는 FP의 산화 용해특성을 규명하였다. FP-산화물의 산화용해 시 FP의 최소 용해를 위한 산화제로는 $H_2O_2$가 가장 우수하였다. 0.5 M $(NH_4)_2CO_3-0.5$ M $H_2O_2$ 계에서 U과 함께 산화 용해되는 원소로는 Re, Te, Cs, Mo 등이고, 2시간 용해에서 Re과 Te은 각각 98${\pm}$2%, Cs은 94${\pm}$2%, Mo는 29${\pm}$2%가 용해되었다. Re, Te 및 Cs의 용해는 각각 $(NH_4)_2CO_3$ 용액에서의 높은 용해도에 기인하여 $H_2O_2$ 함유 여부에 관계없이 매우 빠르게 일어나고, $(NH_4)_2CO_3$ 농도 및 $H_2O_2$의 농도증가에 거의 영향을 받지 않았다. 반면에 $H_2O_2$에 의한 Mo의 산화 용해는 $(NH_4)_2CO_3$ 농도에 무관하게 매우 느리게 일어나고, 4시간 용해에서 약 33%가 용해되었다. 그리고 용액 내 pH는 FP-산화물의 용해에 가장 큰 영향을 미치는 요인으로 U의 산화 용해 시 FP의 공용해를 방지하기 위해서 pH 9${\sim}$10에서 수행하는 것이 효과적이었다.