Proceedings of the Korean Radioactive Waste Society Conference
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2004.06a
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pp.222-222
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2004
가압 중수로형 원자력발전소에서는 중수 중의 중수소와 중성자의 반응에 의하여 수소동위원소인 삼중수소(트리튬)가 불가피하게 생성되는데 발전소의 가동 년수가 증가함에 따라 계통내 중수중의 삼중수소 농도도 증가하게 된다. 따라서 계통내 삼중수소화 중수로부터 삼중수소를 분리하여, 중수는 원자로로 순환하고 분리된 삼중수소는 별도로 저장할 필요가 있다. 이 과정에서 분리$\cdot$농축된 삼중수소는 방사성 물질일 뿐만 아니라 앞으로 핵융합 연구에 매우 중요하게 이용되어야 할 자원이기 때문에 이를 안전하게 저장하기 위한 기술(저장기술)과 경우에 따라 지정된 장소로 운반하기 위한 기술(운반기술)이 필요하다.(중략)
Kim, Dong Won;Kim, Chang Suck;Choi, Ki Young;Jeon, Young Shin;Jeong, Young Kyu;Park, Sung Up
Analytical Science and Technology
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v.7
no.2
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pp.201-204
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1994
Cation exchange column chromatography of lithium was carried out to investigate the lithium isotope separation in aqueous ion exchange system. A Pyrex glass column of $50cm{\times}6mm$ inner radius with a water jacket was used as the separation column in experiment. Upon column chromatography using hydrochloric and succinic acid mixtures as an elunent, single separation factor, ${\alpha}$, 1.0068 was obtained. From the experiment, it was found that $^6Li$ was enriched in the resin phase and $^7Li$ in the solution phase.
Inorganic analytical laboratory of Korea Research Institute of Standards and Science participated in an interlaboratory comparison program operated by Quebec Toxicology Centre of Canada in 1994 and again in 1995. The objective of this program is to enable participating laboratories to assess reproducibility and accuracy of their analytical results for trace toxic elements in human biological fluids. This laboratory determined Cd and Pb concentrations in 3 levels of human blood samples by isotope dilution inductively coupled plasma mass spectrometry. 0.5mL of blood sample is added to the digestion bomb together with 2mL of nitric acid and enriched spike isotopes and then decomposed in the microwave digestion system. The decomposed sample is diluted to 10mL and nebulized into ICP-MS. The Cd and Pb values reported by all participating laboratories are presented and compared. The values reported by this laboratory are within the acceptable range of target values.
Concentrations of sulfate and 6-values of sulfate, $({\delta}^{34}SO_4_){pw}$, dissolved In pore waters were measured from the sediment cores of the two different marine environments : deep northeast Pacific (57-1) and coastal Kyunggi Bay of Yellow Sea (57-2) . Sulfate concentration in pore waters decreases with depth at both cores, reflecting sulfate reduction in the sediment columns. However, much higher gradient of pore water sulfate at 57-2 than 57-1 indicates more rapid sulfate reduction at 57-2, because of high sedimentation rate at the coastal area compared to the deep-sea. The measured 6-values, $({\delta}^{34}SO_4_){pw}$, follow extremely well the predicted trend of the Rayleigh fractionation equation. The range of 26.756 to 61.35% at the coastal core 57-2 is not so great as that of 32.4$\textperthousand$ to 97.8$\textperthousand$ at the deep-sea core 57-1. Despite greater graclient of pore water sulfate at 57-2, the 6-values become lower than those of the deep- sea core 57-1. This inverse relation between the 6-values and the gradients of pore water sulfate could be explained by the combination of the two subsequent factors : the kinetic effect by which the residual pore water sulfate becomes progressively enriched with respect to the heavy isotope of $^{34}S$ as sulfate reduction proceeds, and the intrinsic formulation effect of the Rayleigh fractionation equation in which the greater becomes the fractionation factor, the more diminished values of $({\delta}^{34}SO_4_){pw}$ are predicted.
Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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1995.05b
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pp.859-864
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1995
중수형발전로의 가동에 따라 중수는 삼중수소로 오염된다 오염된 중수의 정화에 적합한 공정으로 평가되는 기액촉매교환과 초저온증류공정으로 이루어진 촉매복합공정에 대하여 탑내의 유속비 및 이론단수의 변화에 따른 촉매탑과 증류탑에서의 삼중수소 제거율 및 농축률 그리고 탑내의 수소동위원소의 농도분포변화를 Newton-Raphson 방법을 사용하여 전산모사를 수행하여 구하였다. 이러한 해석은 본격적 최적화 설계의 기초입력자료로 활용될 것이다.
Jeongmin Kim;Yuyoung Lee;Jung Youn Choi;Haneol Lee;Hyunju Kim
Economic and Environmental Geology
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v.56
no.5
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pp.557-564
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2023
Nuclear materials such as uranium are used as fuel for nuclear power generation, but there is a high possibility that they will be used for non-peaceful purposes, so international inspections and regulations are being conducted. Isotope analysis data of fine particulate obtained from nuclear facilities can provide important information on the origin and concentration method of nuclear material, so it is widely used in the field of nuclear safety and nuclear forensics. In this study we describe the analytical method that can directly identify nuclear particles and measure their isotopic ratios for fine samples using a large-geometry secondary ion mass spectrometer and introduce its preliminary results. Using the U-200 standard material, the location of fine particles was identified and the results consistent with the standard value were obtained through microbeam analysis.
Neutron total cross sections of seperated isotopes were measured with the time-of-flight spectrometer at the 3 MeV Karlsruhe Van do Graaff Accelerator. The neutron energy ranged from 10 to 250 keV. The energy resolution was between 0.2 and 0.5 nsce/m. The measured cross sections were-shape-analyzed in terms of an R-matrix multilevel formula. Thus neutron widths and spins for up to 50 resonances per isotope could be determined. Average neutron widths, level densities and strength functions were derived. The spin dependence of strength functions and the distribution of widths and spacings were investigated.
Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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1998.05b
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pp.746-751
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1998
붕소 중성자 포획 요법(BNCT, Boron Neutron Capture Therapy)용 열외중성자빔의 개발을 위하여 방사성 동위원소인 Cf-252를 중성자 선원으로 사용하였으며 상대적으로 낮은 중성자속을 높이기 위하여 미임계 증배 집합체를 이용하였다. 이전에 계시된 미임계 증배 집합체는 높은 핵연료 농축도를 필요로 하는 단점이 있어 본 연구에서는 이를 감소시키기 위한 몇 가지 설계안을 제시하였다. 중성자빔 설계를 위하여 몬테칼로 방법을 이용한 전산코드인 MCNP를 이용, 타원형두뇌 팬텀 내에서 AD, AR ADDR및 각각의 선량성분 등을 계산함으로써 설계된 중성자빔의 특성분석을 수행하였다. 새롭게 개선되어 제시된 중성자빔의 설계는 상대적으로 낮은 핵연료 농측도를 보이면서 기존의 결과와 유사한 결과를 보여주고 있으며 특히 두뇌 팬텀 내에서의 선량률은 기존에 비해 매우 높은 값을 보임으로써 짧은 시간에 효과적으로 뇌종양을 치료할 수 있는 이 점이 있다.
Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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1998.05b
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pp.509-514
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1998
ORIGEN-S 전산코드로 계산된 가압경수로(PWR)사용후핵연료 내에 존재하는 방사성핵종비 $^{134}$ Cs/$^{137}$Cs 및 $^{154}$ Eu/$^{137}$Cs 를 감마선 분광실험으로 측정한 값과 비교하여 핵연료의 연소도를 결정하였다. 고리 1호기 및 2호기 사용후핵연료봉에 대한 감마선 분광실험을 한국원자력연구소 조사재시험시설(IMEF)과 조사후시험시설(PIEF)의 시험기기 및 장치를 이용하여 수행하고 이 결과로부터 $^{134}$ Cs/$^{137}$Cs 와 $^{154}$ Eu/$^{137}$Cs 의 핵종비를 측정하였다. 이와 별도로 사용후핵연료의 연소도, 냉각시간, 초기농축도등에 따른 $^{134}$ Cs/$^{137}$Cs 와 $^{154}$ Eu/$^{137}$Cs의 핵종비를 ORIGEN-S 코드로 계산을 하였으며, 이 핵종비와 연소도 사이의 관계를 회귀분석하여 2차 다항식 함수로 유도하였다 이관계식과 감마선 분광실험으로 측정한 $^{134}$ Cs/$^{137}$Cs와 $^{154}$ Eu/$^{137}$Cs 의 핵종비를 이용하여 각각의 연소도를 결정할 수 있었다.
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[게시일 2004년 10월 1일]
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