• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 1996년도 춘계학술발표회논문집(3)
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• pp.98-104
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• 1996

핵분열 생성물 방출량을 계산하는 모델들에 대한 비교 분석을 위해 GAPCON-THERMAL-2 Revision 2 (GT2R2) 코드를 이용하여 Beyer-Hann , Beyer-Hann with NRC High Burnup Correction, ANS5.4와 Modified ANS5.4 핵분열 생성물 방출 모델들을, RISO-M2-2C 핵연료봉의 실험결과와 비교하였다. Beyer-Hann 모델은 실험결과보다 낮게 예측한반면 ANS5.4 모델은 실험결과 보다 높게 예측하였다. 한편 NRC High Burnup Correction을 한 Beyer-Hann 모텔과Modified ANS5.4 모델은 실험 결과와 비슷한 방출비를 예측하였다. 이러한 결과를 확인하기 위해 국부적인 핵연료 온도와 연소도를 검토한 결과 ANS5.4 모델이 .Modified ANS5.4 모델보다 온도와 연소도에 따라 더 민감한 반응을 보이고 있으며, Beyer-Hann 모텔은 연소도 영향이 없이 각 온도 영역에서 일정하였고, Beyer-Hann with NRC High Burnup Correction 모델은 20,000MWd/MTU 연소도 이상영역에서 연소도 영향을 보이고 있다.

• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 1996년도 춘계학술발표회논문집(3)
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• pp.139-144
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• 1996

핵분열 생성물 방출량을 계산하는 모델들에 대한 비교 분석을 위해 GAPCON-THERMAL-2 Revision 2 (GT2R2) 코드를 이용하여 Beyer-Hann , Beyer-Hann with NRC High Burnup Correction, ANS5.4와 Modified ANS5.4 핵분열 생성물 방출 모델들을, RISO-M2-2C 핵연료봉의 실험결과와 비교하였다. Beyer-Hann 모델은 실험결과보다 낮게 예측한반면 ANS5.4 모델은 실험결과 보다 높게 예측하였다. 한편 NRC High Burnup Correction을 한 Beyer-Hann 모델과 Modified ANS5.4 모델은 실험 결과와 비슷한 방출비를 예측하였다. 이러한 결과를 확인하기 위해 국부적인 핵연료 온도와 연소도를 검토한 결과 ANS5.4 모델이 Modified ANS5.4 모델보다 온도와 연소도에 따라 더 민감한 반응을 보이고 있으며, Beyer-Hann 모델은 연소도 영향이 없이 각 온도 영역에서 일정하였고, Beyer-Hann with NRC High Burnup Correction 모델은 20,000MWd/MTU 연소도 이상영역에서 연소도 영향을 보이고 있다.

• 방사성폐기물학회지
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• 제2권2호
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• pp.125-133
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• 2004

최대 선출력 61 ㎾/m 및 평균 연소도 1,770 ㎿d/tU의 조건으로 하나로에서 조사한 DUPIC(Direct Use of Spent PWR Fuel in CANDU Reactors) 핵 연료를 EPMA (Electron Probe Micro Analyzer)를 이용하여 핵분열 생성물을 분석하였다. EPMA의 정확한 분석 방법을 확립하고자, 핵분열생성물 대신 시약을 첨가하여 제조한 모의 DUPIC 핵연료로 EPMA 분석을 수행하였고, 그 결과를 습식 화학 분석의 결과와도 비교하여 평가하였다. 모의 DUPIC 핵연료 중심부의 금속 석출물은 약 1 $\mu\textrm{m}$ 정도의 크기로 관찰되었으며, 이들의 조성은 Mo-53.89 at.%, Ru-37.40 at.% 및 Pd+Rh-8.71 at%이었다. 모의 DUPIC 핵연료 시험에서 정립한 시험방법으로 조사한 DUPIC 핵연료 시편의 금속 석출물 특성을 분석하였다. 핵연료 중앙부에서 관찰된 금속 석출물들의 크기는 2∼2.5 $\mu\textrm{m}$ 정도이었으며, Mo-47.34 at.%, Ru-46 at.%, Pd+Rh-6.65 at.%의 조성임을 확인하였다. 이 실험을 위하여, 특별히 시료의 전도성을 향상시키기 위한 처리를 하였으며, 작은 금속 석출물에 EPMA의 전자빔을 정확히 조사할 수 있는 실험 조건을 제시하였다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제24권1호
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• pp.40-51
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• 1992

연구용 원자로의 분산형 핵연료에 대한 노내 조사 거동의 주요 특성중의 하나는 핵연료심 팽윤에 기인된 핵연료봉 직경 증가이다. 본 논문에서는 분산형 우라늄실리사이드 핵연료에 대한 노내 조사거 동과 실험 증거들을 분석함으로써 그 핵연료의 팽윤에 대한 물리적 해석 모형인, DFSWELL 전산 모형을 개발하였다. 문헌에 보고된 실험 증거들로부터 노내에서 U$_3$Si-Al 핵연료심의 부피변화는 온도와 핵분열율에 따라 크게 영향을 받는 것으로 나타났다. 분산형 우라늄 실리사이드 핵연료에 대한 정량적 팽윤량은 주어진 온도, 핵분열율, 핵분열고체생성물 측적 및 핵분열기체 기포거동을 고려함으로써 평가될 수 있다. 연구로의 분산형 우라늄실리사이드 핵연료의 팽윤 현상은 다음과 같은 세 가지 현상으로 귀결된다. i ) 핵분열기체생성물 기포 생성/축적에 치한 부피변화 ii ) 고체 핵분열생성물의 축적 및 상 변화에 의한 부피변화 iii ) 핵연료 입자와 기지 사이의 공유층에 대한 부피변화 상기 세 가지의 물리 적 현상을 고려하는 본 DFSWELL 전산 모형의 출력이력 조건에 따른 절대 예측치들은 실행 결과와 비교할 때 분산형 우라윰실리 사이드 핵연료의 조사추 팽윤 실측치와 잘 일치한다.

• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 2001년도 춘계학술발표회요약집
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• pp.362.1-362
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• 2001

• 에너지공학
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• 제23권3호
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• pp.186-190
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• 2014

원자력발전소는 냉각재상실사고(LOCA)와 같은 과도상태시 pH 조절을 통해 격납건물의 핵분열생성물(요오드) 제거 능력을 유지한다. 이와 더불어 격납건물 내부의 스테인레스강 기기들의 응력부식균열(Stress Corrosion Cracking)을 방지하고 알루미늄 또는 아연 부식에 의한 수소생성을 최소화할 수 있기 때문에 살수 및 집수조냉각수의 화학조건(pH) 조절능력이 요구된다. 현재 원전은 LOCA시 능동형 살수첨가제인 NaOH를 사용하여 격납건물 살수 및 집수조냉각수의 pH를 조절하도록 설계되어있다. 본 논문에서는 LOCA시 집수조냉각수의 pH를 분석하고, 살수화학조건 pH 관련 최신규제요건인 표준심사지침(SRP) 6.5.2에 따라 핵분열생성물제거상수 및 제염계수를 계산하였다. 분석결과, 격납건물집수조 pH는 8.09~9.67로서 설계기준을 만족한다. 그리고 격납건물살수계통에 의한 핵분열생성물 제거상수 및 제염계수는 원전 내환경기기검증을 위한 방사선환경 평가의 입력으로 제공된다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제16권3호
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• pp.169-179
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• 1984

FIPREL 전산코드를 사용하여 원자로 냉각수 내의 핵분열 생성물에 의한 방사능을 분석함으로써 PWR의 운전시에 발생하는 핵연료 피복관 파손을 평가할 수 있는 효과적인 절차를 모색하였다. 이 코드를 이용하여 핵연료의 농축도, 연소도, 가동온도 및 갭유출계수의 크기로 정량화되는 실제적 파손 크기등의 물리적 파라미터에 대해서 핵분열 생성물의 방사능이 나타내는 민감도에 대한 방대한 계산을 실시하였으며 그 결과는 PROFIP방법에 의한 것과 대체적으로 일치한다. 노출 우라늄이 존재하는 경우에는 옥소보다도 화학적으로 더 안정된 핵종간의 방사능비에 근거하여 반복계산을 실시함으로써 파손된 핵연료 봉에서 유출된 방사능만을 분리해 낸다. 개발된 전산코드로 파손 핵연료봉의 선형출력 밀도, 갯수, 실제적 파손 크기 및 노출우라늄의 질량등을 계산할 수 있다. 고리 1호기의 4주기에 걸친 운전 경험을 이 모텔에 의해 분석한 결과에 의하면 본 모델은 원자력발전소 정상운전시 핵연료봉의 상태를 감시·평가하는데 아주 적합한 것으로 판명되었다.

• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 2002년도 추계학술발표회요약집
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• pp.213-213
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• 2002

• 한국방사성폐기물학회:학술대회논문집
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• 한국방사성폐기물학회 2011년도 춘계학술논문요약집
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• pp.173-174
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• 2011

• 대한화학회지
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• 제45권4호
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• pp.304-311
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• 2001

경수로 사용후 핵 연료에 미량 함유되어 있는 핵분열생성물을 유도 결합 플라스마 원자방출분광법(ICP-AES)으로 분석하기 위하여 우라늄으로부터 학분열생성물을 추출 크로마토그래피로 분리, 회수하는 방법을 검토하였다. 우라늄 분리 분야에서 잘 알려져 있는 tri-n-butyl phosphate(TBP)를 추출제로 사용하여 몇 가지 Amberlite XAD 다공성 수지들에 대한 침윤능을 비교한 후 TPB침윤양이 가장 큰 Amberlite XAD-16을 지지체로 선택하였다. 사용후핵연료 용해용액과 화학조성이 유사한 모의 사용후핵연료 용해용액을 사용하여 TBP 침윤수지에 대한 핵분열생성물 원소들의 흡착거동을 조사하고, 분리에 미치는 여러 변수들을 최적화 하였다. Pd 및 Ru을 제외한 대부분의 핵분열생성물 원소들을 정밀도 3.1% 이하의 범위에서 정량적으로 회수할 수 있었다.