• 방사성폐기물학회지
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• 제14권3호
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• pp.289-295
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• 2016

국내 최초로 건설된 가압경수로형 발전소인 고리1호기는 1978년 4월 첫 상업운전을 개시하였고, 2017년 6월 18일 영구정지 될 계획이다. 고리1호기에서는 사용후핵연료가 사용후핵연료저장조로 모두 이송된 이후, 계통 표면의 선량율을 감소시키기 위한 목적으로 전계통 제염을 실시할 계획이다. 이 논문에서는 해외 원전의 계통제염 사례분석을 통해 국내 최초로 시행될 예정인 고리1호기의 계통제염 운전개념을 기술하고자 하였다.

• 분석과학
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• 제13권6호
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• pp.751-758
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• 2000

사용후핵연료에 미량 함유되어 있는 요오드를 정량하기 위하여 분리 및 회수를 위한 최적조건을 실험하였다. 사용후핵연료의 용해를 위하여 모의 사용후핵연료를 이용하였으며 용해과정에서 요오드가 휘발되지 않는 혼합산(질산:염산)의 최적 혼합비는 80:20 mol%이었으며 비휘발성 요오드의 생성을 촉진시키기 위하여 오존을 사용하였을 때 요오드의 회수율이 6회 평균 측정값이 9.6% 증가를 나타내었다. 사염화탄소에 의한 요오드 추출과정에서 ${IO_3}^-$를 $I_2$으로 환원시키기 위하여 $NH_2OH{\cdot}HCl$을 사용하였으며 요오드 환원에 적합한 용해용액의 산도는 2.5 M 그리고 $NH_2OH{\cdot}HCl$의 양은 $1.5{\times}10^{-3}mole$ 이상이었다. 분리된 요오드는 이온 크로마토그래피로 정량하였으며 이때 회수율은 $82.8{\pm}4.1%$로서 $^{131}I$를 추적자로 사용하여 보정하였다.

• Korean Chemical Engineering Research
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• 제52권3호
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• pp.279-288
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• 2014

원자력발전은 국가의 안정적인 에너지 공급원 및 저탄소 발생 에너지원으로써 기능을 해왔으나, 원자력발전에 필수적으로 발생하는 사용후핵연료 축적이라는 큰 숙제를 안고 있다. 이를 해결하기 위한 방법 중의 하나가 파이로프로세싱과 소듐냉각고속로를 연계한 사용후핵연료의 재활용이다. 용융염 전해공정을 이용하는 파이로프로세싱은 사용후핵연료에 존재하는 장 반감기 고독성 원소와 고방열 핵종을 분리하여 고준위 폐기물을 줄이면서도 고속로의 원료물질을 공급하고, 소듐냉각고속로에서는 이를 이용하여 전력을 생산한 후 다시 그 사용후핵연료를 파이로프로세싱에서 원료물질로 가공하는 개념이다. 파이로프로세싱의 전단부에 해당하는 전해환원 공정은 산화물 형태의 사용후핵연료를 금속으로 전환시켜 후속 공정인 전해정련공정에 금속을 공급하는 역할을 한다. 파이로프로세싱을 위한 전해환원 공정의 상용화를 위해서는 고용량, 고효율의 시스템 개발이 요구되므로 양극과 음극에서 공정 속도의 영향을 미치는 인자를 연구하였다.

• 방사성폐기물학회지
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• 제9권2호
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• pp.113-119
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• 2011

원자력발전소에서 나온 사용후핵연료 건식저장시스템의 안전한 운영과 유지는 기본적으로 적절하게 선택된 설계기준에 좌우된다. 저장시스템의 가장 중요한 설계목표는 저장된 사용후핵연료로부터 작업자의 안전과 대중에게 과도한 위험이 없이 보관, 취급, 수납 및 감시할 수 있는 신뢰를 제공하는 것이다. 이러한 목표를 달성하려면, 시스템의 설계, 사용후핵연료로부터의 잔류 열을 제거하고 방사선 차폐를 제공함과 동시에 설계 기준에 지정된 시스템의 수명동안 격납을 유지하기 위한 기능을 포함한다. 운영 중 발생가능한 설계사항은 설계 기준에 반영되어야 한다. 본 논문에서는 건식저장시스템의 일반적인 성능 요구 사항을 소개하였다. 저장시스템은 인허가를 위한 규제 요구사항과 연관하여 사용후핵연료를 저장할 수 있도록 설계된다. 여기서 최대연소도의 증가는 냉각기간과 맞물려 가감할 수 있다. 이때 열부하와 방사능의 크기가 최대 설계기준 연소도의 기준을 설정하는 주요한 인자가 된다. 이외에 건식저장시스템의 설계기준사고와 다른 분야 즉 기계 및 구조 그리고 차폐 및 방사선적인 요구사항들의 종류가 기술되었다.

• 한국진공학회:학술대회논문집
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• 한국진공학회 2013년도 제44회 동계 정기학술대회 초록집
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• pp.670-670
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• 2013

The concept of a fusion-driven transmutation reactor based on LAR (Low Aspect Ratio) tokamak as a neutron source is studied based on ITER physics and technology. The radial build of transmutation reactor components are self-consistently determined by coupling the systems analysis with radiation transport analysis and an optimal configuration of a transmutation reactor for aspect ratio, A in the range of 1.5 to 2.0 is found. The performance of a transmutation reactor is investigated and shows that a transmutation reactor with a neutron source producing fusion power less than 150 MW can destroy the transuranic actinides contained in the spent fuels produced from more than two 1 GWe PWRs with production of the fission power being greater than 2 GW.

• 융복합기술연구소 논문집
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• 제3권2호
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• pp.7-10
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• 2013

Metal oxides are known as stable materials during a thermal treatment. However, some oxides are readily evaporated at high temperatures. A voloxidation process is a head-end process for a pyroprocessing dealing with spent nuclear fuels (SF). In SFs, fission productions are in the form of oxides and some of them would be evaporated during the voloxidation process. Therefore, it is of importance to analyse the vapor pressures of metal oxides so that the material flows throughout the pyroprocessing could be estimated. In this work, vapor pressures of relevant metal oxides were calculated and presented to draw a baseline on the material flow of the pyroprocessing.

• Korean Chemical Engineering Research
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• 제57권3호
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• pp.368-371
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• 2019

Using first principles calculations we investigated the thermomechanical stability of spent nuclear fuels (SNF), especially how mechanical properties of $UO_2$, such as, bulk, shear and Young's moduli and Poisson's ratio vary through alpha-decay of U into Th with generation of He gas. Our results indicate that substitution of U by Th through alpha decay ($U_{1-x}Th_xO_2$) does not significantly affect the stability of the grain in a fuel matrix. In addition, we studied the transport properties of He in and boundaries of the $U_{1-x}Th_xO_2$ grain. Helium preferentially resides at the grain boundaries through diffusion. Our study can contribute to substantial reduction of environmentally risk and enhancement of our sustainability by safe control of radioactive materials.

• 대한기계학회논문집 C: 기술과 교육
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• 제3권4호
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• pp.257-264
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• 2015

원자력 발전이 중요한 에너지 공급역할을 담당하기 위해서는 안전성을 확보하고, 사용 후 핵연료 문제를 해결하여야 한다. 이와 같은 문제를 해결하기 위한 방안으로 소듐이나 납비스무스 공융합금 등과 같은 액체금속을 냉각재로 이용하는 방안이 연구되고 있다. 본 논문에서는 액체금속 유동모사 실증 설비 개발을 위한 설계변수 검토, 설계 해석, 구조재의 선정 및 설비 개발 결과를 서술하였다. 설비의 개발은 열수력 해석코드의 해석을 통해 수행되었고 충분한 자연순환 유량을 갖는 설비제작 기술을 확보하였다.

• Journal of Radiation Protection and Research
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• 제34권1호
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• pp.9-14
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• 2009

High density polyethylene (HDPE) is degraded due to a radiation-induced oxidation when it is used as a neutron moderator in a neutron counter for a nuclear material accounting of spent fuels. The HDPE exposed to the gamma-ray emitted from the fission products in a spent nuclear fuel results in a radiation-induced degradation which changes its original molecular structure to others. So a neutron moderating power variation of HDPE, irradiated by a gamma radiation, was investigated in this work. Five HDPE moderator structures were exposed to the gamma radiation emitted from a $^{60}Co$ source to a level of $10^5-10^9$ rad to compare their post-irradiation properties. As a result of the neutron measurement test with 5 irradiated HDPE structures and a neutron measuring system, it was confirmed that the neutron moderating power for the $10^5$ rad irradiated HDPE moderator revealed the largest decrease when the un-irradiated pure one was used as a reference. It implies that a neutron moderating power variation of HDPE is not directly proportional to the integrated gamma dose rate. To clarify the cause of these changes, some techniques such as a FTIR, an element analysis and a densitometry were employed. As a result of these analyses, it was confirmed that the molecular structure of the gamma irradiated HDPEs had partially changed to others, and the contents of hydrogen and oxygen had varied during the process of a radiation-induced degradation. The mechanism of these changes cannot be explained in detail at present, and thus need further study.

• 자원리싸이클링
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• 제11권4호
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• pp.3-10
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• 2002

핵연료 원료인 $UO_2$ 분말을 사용해 원자로에서 연소된 사용후 핵연료 소결체를 모의 제조하여 1회 산화ㆍ환원처리하여 분말로 만든 후, 건ㆍ습식 attrition 분쇄에 따른 분말의 특성 및 소결성을 조사하였다. 분쇄에 의한 분말의 평균입자크기는 건식분쇄의 경우에는 1 $mu extrm{m}$ 이하인 미분말이 쉽게 생성되었으나, 습식분쇄에서는 그 이상의 분말만이 생성되었다. 그리고 분쇄분말의 비표면적은 건식분쇄한 경우가 습식분쇄한 경우 보다 높았다. 분말의 미세구조는 건식분쇄에 의해서는 느슨한 응집체가 형성되었으며, 습식분쇄 분말은 압분성이 낮은 불규칙적이고 각진 입자형태를 나타내었다. 건식분쇄에 의해서 압분체 밀도는 크게 증가하며 소결체 요구 조건을 만족하는 이론밀도의 95%이상이 되고 평균 결정립 크기가 8 $\mu\textrm{m}$이상인 소결체를 얻을 수 있었다.