• 대한방사선방어학회:학술대회논문집
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• 대한방사선방어학회 2011년도 추계 학술발표회 및 심포지엄
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• pp.242-243
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• 2011

• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 2002년도 춘계공동학술발표회요약집
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• pp.298-298
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• 2002

• 한국방사성폐기물학회:학술대회논문집
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• 한국방사성폐기물학회 2004년도 학술논문집
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• pp.407-417
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• 2004

본 연구는 우라늄변환시설의 해체과정에서 발생되는 콘크리트 및 구성부품에 대한 알파분광과 감마분광에 대한 방사선계측방법의 타당성을 입증하고자 한다. 우라늄변환시설내의 구성부품 및 내부벽면은 천연우라늄 물질로 오염되어있다. 스테인레스 스틸 파이프와 벽면의 콘크리트의 일부에 대하여 시료를 채취하고 알파분석과 감마분석을 수행하였다. 천연우라늄 시료(AUC)의 측정에서 0.01 Bq/g 이상에서는 알파선 측정결과와 감마선 측정결과가 잘 일치하지만, 0.005 Bq/g의 낮은 농도에서는 감마선 측정결과가 상대적으로 높게 평가된다. 변환공정의 천연우라늄인 $^{238}U$은 $^{214}Pb$, $^{214}Bi$ 와 $^{234}Th$, $^{234m}Pa$을 비교 측정하여 그 농도를 구할 수 있다. 우라늄변환시설의 벽면은 대부분 우라늄으로 오염되어있다. 우라늄변환시설 해체과정에서 발생되는 배경방사능 준위의 폐기물을 감마분광법을 이용하여 계측하여 보수적인 평가 자료로 활용할 수 있다.

• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 2002년도 춘계공동학술발표회요약집
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• pp.322.2-322
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• 2002

• 한국방사성폐기물학회:학술대회논문집
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• 한국방사성폐기물학회 2003년도 가을 학술논문집
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• pp.689-695
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• 2003

Electrochemical decontamination process has been applied for recycle or self disposal with authorization of large amount of metallic wastes contaminated with uranium compounds such as $UO_2$, ammonium uranyl carbonate (AUC), ammonium di-uranate (ADU), and uranyl nitrate(UN) with tributylphosphate(TBP) and dodecane, which are generated by dismantling the contaminated system components and equipment of a retired uranium conversion plant in Korea Atomic Energy Research Institute (KAERI). Electrochemical decontamination for metallic wastes contaminated with uranium compounds was evaluated through the experiments on the electrolytic dissolution of stainless steel as the material of the system components in neutral salt electrolytes. The effects of type of neutral salt as the electrolyte, current density, and concentration of electrolyte on the dissolution of the materials were evaluated. Decontamination performance tests using the specimens taken from a uranium conversion plant were quite successful with the application electrochemical decontamination conditions obtained through the basic studies on the electrolytic dissolution of structural material of the system components.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제25권4호
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• pp.548-551
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• 1993

원자력 산업의 변환공정에서 발생하는 폐수용액중의 우라늄 농도를 레이저 유발형광법을 사용하여 쉽게 측정할 수 있는 새로운 분석방법을 개발하였다. 실험 결과 시료의 약 10배 이상의 부피로 4M-인산용액을 첨가함으로써 효율적으로 형광 quencher의 영향을 배제시킬 수 있었으며, 폐액 시료에서의 우라늄 농도 3.0$\times$$10^{-6}$－6.0$\times$$10^{-5}$ M U $O_2$$^{2＋}$의 범위에서 농도에 대한 형광강도의 직선성이 우수하였다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제48권3호
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• pp.613-623
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• 2016

Molybdenum-99 ($^{99}Mo$) is the most important isotope because its daughter isotope, technetium-99m ($^{99m}Tc$), has been the most widely used medical radioisotope for more than 50 years, accounting for > 80% of total nuclear diagnostics worldwide. In this review, radiochemical routes for the production of $^{99}Mo$, and the aspects for selecting a suitable process strategy are discussed from the historical viewpoint of $^{99}Mo$ technology developments. Most of the industrial-scale $^{99}Mo$ processes have been based on the fission of $^{235}U$. Recently, important issues have been raised for the conversion of fission $^{99}Mo$ targets from highly enriched uranium to low enriched uranium (LEU). The development of new LEU targets with higher density was requested to compensate for the loss of $^{99}Mo$ yield, caused by a significant reduction of $^{235}U$ enrichment, from the conversion. As the dramatic increment of intermediate level liquid waste is also expected from the conversion, an effective strategy to reduce the waste generation from the fission $^{99}Mo$ production is required. The mitigation of radioxenon emission from medical radioisotope production facilities is discussed in relation with the monitoring of nuclear explosions and comprehensive nuclear test ban. Lastly, the $^{99}Mo$ production process paired with the Korea Atomic Energy Research Institute's own LEU target is proposed as one of the most suitable processes for the LEU target.

• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 2001년도 추계학술발표회요약집
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• pp.329.2-329
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• 2001

• Membrane and Water Treatment
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• 제3권4호
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• pp.231-242
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• 2012

The performance of a nanofiltration membrane for treatment of a low-level radioactive liquid waste was investigated through static and dynamic tests. The liquid waste ("carbonated water") was obtained during conversion of $UF_6$ to $UO_2$. In the static tests membrane samples were immersed in the waste for 24, 48 or 72 h. The transport properties of the samples (hydraulic permeability, permeate flow, selectivity) were evaluated before and after immersion in the waste. In the dynamic tests the waste was permeated in a permeation flow front system under 0.5 MPa, to determine the selectivity of NF membranes to uranium. The surface layer of the membrane was characterized by zeta potential, field emission microscopy, atomic force spectroscopy and infrared spectroscopy. The static test showed that the pore size distribution of the selective layer was altered, but the membrane surface charge was not significantly changed. 99% of uranium was rejected after the dynamic tests.

• 공업화학
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• 제7권6호
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• pp.1164-1173
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• 1996

현재 국내에서 가동중인 원자력발전소 공급용 핵연료 분말제조 공정에서 발생되는 폐액의 물성과 처리방법에 대한 연구가 수행되었다. 중수로형과 경수로형 발생 폐액에 함유된 우라늄을 회수/처리하기 위하여, 공히 폐액 속의 탄산이온의 제거가 필수적이다. 중수로형은 ADU 형태로 경수로형의 경우 $UO_4$ 화합물 형태로 처리하는 것이, 최종 폐액의 우라늄 농도를 최소화할 수 있었다. 처리후 폐액의 우라늄 농도는 중수로형 폐액의 경우, 폐액을 가열하여 ADU를 제조한 후 여액에 lime을 처리하는 방법으로 1ppm까지, 경수로형 폐액의 경우 $UO_4{\cdot}2NH_4F$형태로 우라늄을 침전시킬 경우 0.8ppm까지 여액중의 우라늄 농도를 낮출 수 있었다. 최적 처리조건은 중수로형 폐액의 경우 $101^{\circ}C$까지 단순 가열방법이, 경수로형 폐액의 경우 가열한 후 $60^{\circ}C$에서 암모니아로 pH를 9.5로 조절한 후 과산화수소 용액을 첨가하여 1시간 반응시키는 경우로 나타났다. 폐액으로부터 회수된 우라늄 화합물은, 중수로형 폐액인 경우 pH가 낮을수록 회수된 ADU 입자의 크기가 증가하였으며, 경수로형 폐액인 경우 회수된 uranium peroxide 화합물을 공기분위기에서 열분해시킨 결과 기존의 AUC 분말이 열분해되어 나타내는 특성과 동일한 특성을 보임에 따라 핵연료분말 제조공정으로 recycle이 가능한 것으로 판단되었다.