• Proceedings of the Korean Institute of Surface Engineering Conference
• /
• 2012.11a
• /
• pp.139-139
• /
• 2012

• Proceedings of the Materials Research Society of Korea Conference
• /
• 2006.05a
• /
• pp.35.1-35.1
• /
• 2006

• Proceedings of the Materials Research Society of Korea Conference
• /
• 2008.05a
• /
• pp.39.2-39.2
• /
• 2008

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
• /
• 1999.10a
• /
• pp.213.2-213
• /
• 1999

• Proceedings of the Korean Institute of Surface Engineering Conference
• /
• 2001.06a
• /
• pp.52-52
• /
• 2001

지르칼로이-4와 장주기 고연소도용으로 개발된 신피복관인 Zirlo에 대해 LOCA 사고시 피복관이 노출되는 온도영역에서 대기압 조건에서 산화실험을 수행하였다. 온도범위는 $700{\;}-{\;}1200^{\circ}C$이다. 산화시간, 온도 에 따른 산화속도 모델이 제시되었다. 지르칼로이-4는 $1000^{\circ}C$이하의 대가압 수증기에서 3차 법칙을 따르는 반면에, Zirlo는 지속적으로 2차 법칙을 따르는 것으로 나타났다. $1000^{\circ}C$ 이상에선 Zirlo의 내부식성이 더 높게 평가되었다. 두 합금의 산화거동차이를 분석하기 위해 산화된 시편을 광학현미경으로 비교하였다. $1000^{\circ}C$ 이상 고온에서 Zirlo의 금 속내 $\alpha$상의 성장률이 지르칼로이-4에 비해 더 빨라, $\alpha$상이 더 넓게 분포하는 것으로 나타났다. 피복관 표면에 이미 존재하는 산화막은 지르칼로이-4와 Zirlo 모두 일정시간 동안 보호성을 유지하는 것으로 나타났다.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
• /
• 1995.05b
• /
• pp.721-726
• /
• 1995

사용후핵연료 중간저장 시설의 누수사고시 예상되는 SFLFL 컴퓨터 코드 분석 결과에 따른 실제 피복관의 산화시험 결과 저장용기 밑바닥 세가지 구멍은 크긴 조건들에 대히 환기회수가 시간당 0회인 경우는 사고후 48시간 경과시 매우 심각한 산화가 예상되며, 나머지 조건의 경우에는 48시간 산화 후 최대 산화량이 90mg/dm$^2$으로 시설의 누수사고시 산화막에 의한 영향은 거의 무시 할 수 있는 것으로 나타난다. 9가지의 시험조건중 안전성은 구멍의 크기가 7.62cm, 환기수가 시간당 2회인 경우가 가장 놓으며. 두번째는 구멍의 크기가 5.08cm, 시간당 환기수 2회의 경우였다. 같은 환기회수의 경우 구멍의 크기가 5.08과 7.62cm인 경우는 비슷하게 나타나지만 2.54와 5.08cm의 경우는 큰 차이를 보인다. 여기에서 수행된 시험은 미조사, 미전처리 시편을 사용한 것이므로 실제로 조사 및 로내 산화막이 입혀진 시편에 대한 추후 시험이 요구된다.

• Korean Chemical Engineering Research
• /
• v.51 no.6
• /
• pp.700-708
• /
• 2013

Pyroprocessing has been developed for the purpose of resolving the current spent nuclear fuel management issue and enhancing the recycle of valuable resources. Pyroprocessing has been developed with the dry technologies which are performed under high temperature conditions excluding any aqueous processes. Pyro-processes which are based on the electrochemical principles require pretreatment processes and a voloxidation process is considered as a pretreatment step for an electrolytic reduction process. Various kinds of gas conditions are applicable to the voloxidation process and the understanding of Cs behavior during the process is of importance for the analyses of waste characteristics and heat load on the overall pyroprocessing. In this study, the changes of chemical compounds with the gas conditions were calculated by analyzing gas-solid reaction behavior based on the chemical equilibria on a Cs-Te-O system. $Cs_2TeO_3$ and $Cs_2TeO_4$ were selected after a Tpp diagram analysis and it was confirmed that they are relatively stable under oxidizing atmospheres while it was shown that Cs and Te would be removed by volatilization under reducing atmosphere at a high temperature. This work provided basic data for predicting Cs behavior during the voloxidation process at which compounds are chemically distributed as the first stage in the pyroprocessing and it is expected that the results would be used for setting up material balances and related purposes.

• Journal of Nuclear Fuel Cycle and Waste Technology(JNFCWT)
• /
• v.16 no.4
• /
• pp.411-420
• /
• 2018

This study presents a revised crackling core model for the description of $UO_2$ sphere oxidation in air atmosphere. For close reproduction of the sigmoid behavior exhibited in $UO_2$ to $U_3O_8$ conversion, the fragmentation effect contributing to the increased reactive surface area and the concept of variable grain conversion time were considered in the model development. Under the assumptions of two-step successive reaction of $UO_2{\rightarrow}U_3O_7{\rightarrow}U_3O_8$ and final grain conversion time equivalent to ten times the initial grain conversion time, the revised model showed good agreement with the experimental data measured at 599 - 674 K and a lowest deviation when compared with Nucleation and Growth model and AutoCatalytic Reaction model. The evaluated activation energy at 100% conversion to $U_3O_8$, $57.6kJ{\cdot}mol^{-1}$, was found to be closer to the experimentally extrapolated value than to the value determined in AutoCatalytic Reaction model, $48.6kJ{\cdot}mol^{-1}$.

• Korean Journal of Materials Research
• /
• v.11 no.4
• /
• pp.324-328
• /
• 2001

CrN films were deposited onto STD61 steel substrates using an arc-ion plating apparatus, with and without ion-nitriding pretreatment, and their oxidation was studied between 700 and $900^{\circ}C$ for 40hr in air. The oxidation behavior was examined by thermogravimetric analyses, X-ray diffraction. EDS and SEM. The deposited CrN films consisted of CrN and $Cr_2$N phases. The CrN films increased the oxidation resistance of the substrate by forming a protective $Cr_2$$O_3$ layer. The ion-nitriding pretreatment has not affected the oxidation resistance of the CrN film.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
• /
• 1995.05a
• /
• pp.805-805
• /
• 1995

핵연료저장시설의 화재 등 극단적인 사고조건하에서 $UO_2$ 소결펠렛의 습식산화와 건식산화에 대한 연구를 수행하였다. 손상된 지르칼로이 피복관 속의 $UO_2$ 소결펠렛을 산성분위기의 습윤조건하에서 산화시킬 때의 $UO_2$ 펠렛의 산화속도는 IDR(mg/$\textrm{cm}^2$.min) = 1.55 [H$^{+}$]$^{1.21}$ 로 나타났다. 또한 습윤조건하에서 $UO_2$ 분말에 알카리 및 알카리 토금속 산화물, 그리고 백금족 및 회토류 산화물 등과 같은 불순물들이 존재할 때의 산화속도를 조사하였으며 이들에 대한 영향도 관찰하였다. 핵연료저장시설의 가상화재를 바탕으로 한 400~$700^{\circ}C$의 온도범위에서, 피복관이 씌워진 $UO_2$ 소결펠렛의 건식산화반응을 조사한 바 $UO_2$ 소결펠렛은 산화초기에 U$_4$O$_{9}$ 또는 U$_3$O$_{7}$ 등의 중간상 형성에 따른 3-4%의 부피축소에 의해 결정립계 균열이 일어나고, $600^{\circ}C$ 이하에서는 온도증가에 따라 중간상에서 U$_3$O$_{8}$ 상으로의 상변화에 의한 부피팽창으로 피복관의 변형과 함께 산화속도의 가속을 발견할 수 있었고, $600^{\circ}C$ 이상에서는 핵연료소자의 소성변형으로 인한 산화속도의 지연을 발견할 수 있었다. 또한 $UO_2$ 펠렛의 건식산화거동은 기체-고체 반응시의 전형적인 형태인 shrinking core model에 잘 적용될 것으로 판단되었다.