• Nuclear Engineering and Technology
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• 제13권1호
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• pp.22-35
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• 1981

우리나라의 장기 우라늄 원광누적 소요량을 원자력 발전 계획모형, 원자로형 투입 방안 및 가능 핵주기에 따라 추정하였다. 투입 가능 모형은 가압경수로, 중수로 및 고속증식로로 선정하였으며, 가능 대체 핵주기로서는 가압경수로의 경우에, U자체 재순환 주기, U 및 Pu 자체 재순환 주기, 연소도 증가에 의한 개량 핵주기를 고려하였다. 또 U 자체 재순환이 가능한 경우에 대해서, 재처리 후 저장된 핵분열성 Pu 누적량을 계산하였으며, 이에 따라 고속증식로의 도입가능시기를 추정하였다. 우라늄 원광 누적 소요량의 최대치는 전세계 우라늄 원광 소요량의 약 4∼5%를 차지할 것으로 추정되었으며, 원자력 발전 계획 모형 상한의 경우에는 U 자체 재순환이 1990년부터 이루어질때, 2000년까지 1200MWe급 고속증식로 2기가 도입가능할 것으로 추정되었다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제31권5호
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• pp.455-464
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• 1999

The effect of TiO$_2$ on the sintering behavior of mixed UO$_2$-U$_3$O$_{8}$ Powder compacts has been investigated using the U$_{3}$O$_{8}$ powder made tv oxidation of defective UO$_{2}$ pellets. Without TiO$_2$, UO$_2$ pellet density is inversely proportional to U$_3$O$_{8}$ content and is below 94 %TD in the U$_3$O$_{8}$ range above 15 wt%. Using more than 0.1 wt % TiO$_2$, however, the density decreases slightly with U$_3$O$_{8}$ content and thus is higher than about 94% TD in the whole range of U$_3$O$_{8}$ content. The grain sizes of UO$_2$ pellets with more than 0.1 wt % TiO$_2$are larger than about 30${\mu}{\textrm}{m}$. Therefore, the U$_3$O$_{8}$ Powder can be reused without any restriction on its amount in UO$_2$ pellet fabrication by sintering the mixed UO$_2$-U$_3$O$_{8}$ compact with the aid of TiO$_2$. Mechanisms for densification and grain growth are proposed and discussed, based on a dilatometry study and an examination of microstructure. microstructure.

• Journal of Microbiology and Biotechnology
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• 제31권3호
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• pp.419-428
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• 2021

To efficiently recycle GH78 thermostable rhamnosidase (TpeRha) and easily separate it from the reaction mixture and furtherly improve the enzyme properties, the magnetic particle Fe3O4-SiO2-NH2-Cellu-ZIF8 (FSNcZ8) was prepared by modifying Fe3O4-NH2 with tetraethyl silicate (TEOS), microcrystalline cellulose and zinc nitrate hexahydrate. FSNcZ8 displayed better magnetic stability and higher-temperature stability than unmodified Fe3O4-NH2 (FN), and it was used to adsorb and immobilize TpeRha from Thermotoga petrophilea 13995. As for properties, FSNcZ8-TpeRha showed optimal reaction temperature and pH of 90℃ and 5.0, while its highest activity approached 714 U/g. In addition, FSNcZ8-TpeRha had better higher-temperature stability than FN. After incubation at 80℃ for 3 h, the residual enzyme activities of FSNcZ8-TpeRha, FN-TpeRha and free enzyme were 93.5%, 63.32%, and 62.77%, respectively. The organic solvent tolerance and the monosaccharides tolerance of FSNcZ8-TpeRha, compared with free TpeRha, were greatly improved. Using naringin (1 mmol/l) as the substrate, the optimal conversion conditions were as follows: FSNcZ8-TpeRha concentration was 6 U/ml; induction temperature was 80℃; the pH was 5.5; induction time was 30 min, and the yield of products was the same as free enzyme. After repeating the reaction 10 times, the conversion of naringin remained above 80%, showing great improvement of the catalytic efficiency and repeated utilization of the immobilized α-L-rhamnosidase.

• 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.