• TTA Journal
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• s.140
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• pp.24-25
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• 2012

일본 후쿠시마 원전 사고 이후 우라늄 원자로의 단점이 부각되면서 원자력 발전의 안전성에 대한 관심이 부쩍 높아졌다. 전 세계는 기존의 우라늄 원전보다 더 안전한 대안을 찾고 있는데, 이것이 바로 토륨원자로다. 토륨원자로는 핵연료로 우라늄 대신 토륨을 사용한다. 토륨은 납보다 흔한 금속이다. 바닷가 모래 등에 토륨의 매장량이 풍부해 우라늄 4배에 달한다. 산출국이 편중된 우라늄에 비해 거의 모든 대륙에 고르게 매장돼 있고, 우라늄처럼 복잡한 가공처리 과정을 거치지 않아도 돼 활용하기도 쉽다. 또 토륨 원자로에서 나오는 방사능 폐기물은 우라늄보다 1000분의 1 이상 적다. 방사성 폐기물은 원자로 내부에서 태워지기 때문에 거의 나오지 않을 뿐만 아니라 방사능이 빨리 분해돼 반감기도 적다. 우라늄 원자로보다 구조도 간단하다. 이처럼 많은 장점에도 불구하고 토륨이 원자력 발전 연료로 사용되지 않은 이유는 무엇일까.

• Proceedings of the Korea Society for Energy Engineering kosee Conference
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• 1999.11a
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• pp.131-136
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• 1999

토륨은 자연계에서 유일한 동위원소인 Th-232로 존재하며 반감기는 1.4$\times$$10^{10}$년으로 U-238의 4.5$\times$$10^{9}$년에 비하여 약 3배 길고 매장량도 약 3배 많은 것으로 알려져 있다. 토륨은 원자력 초기 개발단계인 1950년대부터 우라늄에 관한 연구와 함께 시작되었지만, 70년대 중반 이후로는 토륨 핵연료 재처리의 어려움과 여러 정치적 이유로 이에 관한 연구가 거의 중단되었다.(중략)

• Journal of Energy Engineering
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• v.25 no.2
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• pp.52-64
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• 2016

The production of nuclear energy from thorium which is non-fissile material was a main issue until the middle of 1970's, because of the thorium's abundance as energy resources, its capability of breeding fissile material U233, and the reduction of long-lived actinides. However, to use thorium as nuclear fuel, some obstacles such as the necessities of external neutron source and long-term neutron irradiation for effective breeding, and the production of high radioactive isotopes in the course of thorium breeding cycle should be overcome. The difficulties to resolve these cons of thorium cycle became the reason of interruption of the related researches in the middle of 1970's. But in the 21st century, the change of societal perspective regarding nuclear energy and the appearance of accelerator-driven nuclear reactor shift those cons into pros and rehabilitate the study of thorium. The high activity of thorium cycle turned out to be a good option as higher resistance and easier detectibility of nuclear proliferation and the employment of subcritical accelerator-driven reactor as external neutron sources is considered to enhance the nuclear safety. In this study we compare the thorium cycle with the currently-used uranium cycle and analyze the technical status and perspective of thorium researches which use accelerator-driven reactors.

• Resources Recycling
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• v.30 no.5
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• pp.32-37
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• 2021

Thorium extraction and possible separation from monazite leaching solution was studied. Primary amine Primene JM-T was select ed for t horium ext ract ion processing. Various experiment s were t est ed and est ablished for t he t horium liquid -liquid extraction process. The screening of extractant, lower pH conditions, extractant variation and extraction isotherms construction, and finally, stripping studies were established.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1997.05a
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• pp.96-101
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• 1997

양자가속기를 외부 중성자 공급원으로 하여 미임계 운전을 가능하게 하고 토륨을 핵연료로 사용하므로 장주기 핵종과 핵무기 재료물질의 발생량을 현저히 줄일 수 있는 새로운 노형인 energy amplifier에 대한 연구가 CERN을 중심으로 활발히 진행되고 있다. 본 연구에서는 토륨주기에 대하여 고정 중성자속 조사에 의한 핵분열 및 방사붕괴에 관한 모델을 정립하여 다수의 연립선형 미분방정식으로 구성하여 Runge Kutta 5-6차 자동시간 간격 수치해법을 이용하여 계산하였다. 결과는 1014의 고정 중성자속에 대하여 충분한 U233의 생산이 평형상태에 도달하고 장주기 핵종도 우라늄 주기에 비하여 현저히 줄어듬을 보이므로 가속기를 이용한 토륨 핵연료 주기의 타당성을 확인하였다.

• Journal of the Korean Chemical Society
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• v.15 no.1
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• pp.5-9
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• 1971

A separation scheme using cation exchange procedure is designed specifically for the rapid determination of thorium in monazite samples. All the coexisting ions in monazite, including rare earth ions, are eluted with 3N hydrochloric acid. The remaining thorium is eluted from the resin column with 5N sulfuric acid prior to spectrophotometric determination with thorin reagent. The radioactive tracers and spectrophotometric methods were used to confirm the quantitative elution of thorium and also the chemical purity of the eluted thorium from the column.

• 한국해양학회지
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• v.30 no.4
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• pp.288-301
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• 1995

Rates of the sedimentation and particle mixing have been estimated by applying uranium-series disequilibrium techniques to three sediment cores collected from the korea Deep Ocean Study (KODOS) site between the clarion and Clipperton Fracture Zones (CCFZ) of the Equatorial Pacific. Sedimentation rates based on the profiles of excess /SUP 230/Th activity and /SUP 230/ Th/SUB xs//SUP 232/ Th activity ratios at the southeastern part of the study area were estimated to be in the order of a few millimeters per thousand year, while at the northwestern part a factor of ten lower. Excess activities of /SUP 230/Th and /SUP 230/Th ratios showed intervals of constant values in the upper part of the sediment cores, probably generated by biological particle mixing. A "two-box" advection-diffusion steady state mixing model was employed in order to estimate particle mixing rates in the upper and the lower layers, based on the distribution profiles of excess /SUP 210/Pb activities. Particle mixing coefficients were estimated to be in the order of 10$^1$ cm$^2$/y in the upper layer and 10/SUP -1/-10/SUP 0/ cm$^2$/y in the lower layer.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1997.10a
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• pp.171-176
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• 1997

Th-232를 Fertile로 사용한 핵연료는 U-238을 Fertile로 사용한 핵연료보다 핵확산 저항성, 방사성 폐기물 생성면에서 유리하다. 본 연구에서는 MHTGR의 핵연료에 사용된 탄소피막 입자 기술을 토륨 핵연료에 적용하여 새로운 가압경수로용 핵연료로 개념 설계하였다. 핵연료의 설계안을 울진 3,4호기 집합체 설계안에 적용하여 해적 타당성을 살펴보았다.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1998.05a
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• pp.46-51
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• 1998

토륨핵연료를 이용한 플루토늄 소모에 대한 연구를 목적으로 조직된 IAEA CRP(Coordinated Research Program) 업무의 일환으로, 농축우라늄 및 플루토늄을 seed로한 토륨핵연료를 국내의 900MWe 가압경수로에 이용하였을 경우에 플루토늄을 비롯한 heavy isotope의 원소량 변화, 사용 후 핵연료로부터의 방사능 준위, 노심의 반응도 특성을 분석하여 혼합핵연료 노심과 비교하였다. (Th+Pu)O$_2$,는 혼합핵연료 보다 플루토늄의 소모량이 약 2.4배 많으며, fissile 플루토늄 원소의 존재비율은 10% 정도 더 감소하는 것으로 나타나 플루토늄 소모의 특성이 유리하고 핵비확산 성격이 강한 것으로 나타났다 사용후 핵연료의 방사능은, 핵연료가 노심에서 바로 인출된 시점에서 는 (Th+Pu)O$_2$,가 가장 낮으나, 그 이후로는 (Th+Pu)O$_2$와 혼합핵연료의 방사능은 비슷한 반면, (Th+U)O$_2$,의 방사능이 가장 낮은 것으로 나타나 장기적으로는 (Th+U)O$_2$가 가장 유리하다. 대략적인 전환비는 (Th+Pu)O$_2$노심이 약 0.56, (Th+U)O$_2$ 노심은 약 0.63, 혼합핵연료 노심은 약 0.61 정도로 추정되었다. 토륨핵연료의 연소도에 따른 반응도 변화, 가돌리니아봉의 중성자 횹수 성질 및 반응도 특성 등 노심특성은 seed 물질의 특성과 함량에 따라 좌우되는 것으로 나타났다.

• Journal of Radiation Protection and Research
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• v.11 no.1
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• pp.22-28
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• 1986

Densities of a large number of mixed uranyl nitrate-thorium nitrate solutions were measured with pycnometer. By the least squares analysis of the experimental result, an empirical formula for determining water content of mixed uranyl nitrate-thorium nitrate solutions as functions of uranium concentration, thorium concentration and nitric acid normality is derived; $W=1.0-0.358\;C_u-0.4538\;C_{Th}-0.0307\;H^+$ where $W,\;C_u,\;C_{Th},\;and\;H^+$ stand for water content(g/cc), uranium concentration (g/cc), thorium concentration (g/cc), and nitric acid normality, respectively. Water contents of the mixed uranyl nitrate-thorium nitrate solutions are calculated by using the empirical formula, and compared with the values calculated by Bouly's equation in which an additional data, solution density, is required. The two results show good agreements within 2.7%.