• 분석과학
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• 제16권2호
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• pp.117-124
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• 2003

고온 건식공정의 사용후핵연료 산화분말 ($U_3O_8$)과 경 중수로 연계 핵연료 제조공정의 $UO_2$ 소결체 물성 이해에 필요한 Oxygen/Metal 비를 습식 및 건식 분석방법으로 측정하였다. $UO_2$ 분말에 핵분열생성물 원소의 산화물을 일정량 첨가하고 $1,700^{\circ}C$의 수소분위기에서 소결시켜 20,000~60,000 MWd/MtU 연소도 범위의 사용후핵연료와 화학조성이 유사한 모의 사용후핵연료를 제조하였다. 습식법에 의한 O/M 비 측정을 위하여 혼합산 (10 M HCl : 8 M $HNO_3$, 2.5:1 V/V)에 의한 가압산분해법으로 모의 사용후핵연료를 용해하고 우라늄과 핵분열생성물 원소를 추출 크로마토그래피로 분리한 후 금속원소의 총량을 유도결합플라스마 원자방출분광분석법으로 결정하였다. 또한 $UO_2$가 산화될 때의 무게변화를 열중량 무게분석법 (thermogravimetric)으로 측정하여 O/M비를 계산하고 습식법으로 얻은 결과와 비교하였다. $Mo_{0.4}-Ru_{0.4}-Rh_{0.1}-Pd_{0.1}$ 합금이 O/M비 측정에 미치는 영향을 조사하였다.

• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 1997년도 추계학술발표회논문집(1)
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• pp.387-391
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• 1997

냉각재중의 방사능을 띤 성분 중에는 이온교환기에서 제거가 가능한 이온성분과 함께 필터에 의해서 주로 제거되는 입자성 물질로 존재한다. 운전중의 냉각재내 방사성 부식생성물의 물리적 조성 분포 측정 결과에 따르면 90%이상이 0.45$mu extrm{m}$필터에 의해 제거되는 입자성 물질로 구성되어 있다. 이로 인해 새수지 충전후 얼마 사용하지 않은 탈염기의 제염계수가 탈염기에서 완벽한 제거가 어려운 입자성 부식생성물로 인해 10이하를 나타낼 수 있다. 1차계통에 쓰이는 수지의 성능검사를 위해 사용하고 있는 현재의 제염계수 측정법은 다음과 같은 두가지 이유로 완벽하지 않음을 알 수 있다. 첫째, 냉각재중의 방사능을 띤 성분중에는 이온교환기에서 제거가 가능한 이온성분과 함께 필터에 의해 제거되는 입자성 물질도 함께 존재하므로 탈염기의 제염계수 측정 절차는 입자성 물질을 배제한 후 측정해야 하며, 특히 수치 교체를 결정하기 위한 제염계수 측정시에는 여과된 여액으로 방사능 농도를 측정하는 것이 바람직하다. 둘째 운전중인 냉각재의 시료중에는 핵분열 수율이 높고 핵연료봉 손상부위로 유출이 용이한 불활성 기체핵종들이 많이 존재하며, 탈염기 후단에서 채취한 시료중에도 많이 존재하고, 시료 이송과 방사능 측정동안의 짧은 시간동안에도 계속 붕괴반응함으로서 새로 생긴 핵종으로 인해 마치 탈염기의 제거능이 낮은 것으로 오판될 수 있다. 이러한 측정 오차인자를 고려하여야 1차계통 탈염기의 교환능력을 정확히 판정할 수 있다.

• 분석과학
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• 제14권4호
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• pp.291-299
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• 2001

사용후핵연료내 핵분열생성물중 Sm 동위원소 정량을 위한 분리 및 정제에 관한 연구를 수행하였다. 일차적으로 핵분열생성물 대신 여러 비방사성 금속이온(Cs, Ba, Gd, Eu, Sm 및 Nd)들로 구성된 모의용액을 시료로 사용하였다. Sm은 AG $1{\times}8$ 음이온교환수지관에서 1 M $HNO_3$/90% MeOH 용액으로 세척 후 0.5 M $HNO_3$/80% MeOH 용액으로 용리하였다. 용출액에 함유되어 있는 미량의 Ba을 제거하기 위하여 0.2 M alpha-hydroxyisobutyric acid 용액(pH 4.5-4.6)으로 전처리한 AG $50W{\times}8$ 양이온교환수지관에서 정제하였으며, 순수한 Sm을 90% 이상 분리, 회수할 수 있었다. 실제 PWR 사용후핵연료에 함유되어 있는 Sm의 분리 및 정제에 적용하여 용출액을 질량분석한 결과 Gd, Eu, Pm, Nd 및 BaO에 의한 동중원소 영향이 나타나지 않았다. $^{154}Sm$ 스파이크를 이용한 동위원소희석 질량분석법으로 사용후핵연료 중의 Sm 및 각각의 성분 동위원소($^{147}Sm$, $^{148}Sm$, $^{149}Sm$, $^{150}Sm$, $^{151}Sm$, $^{152}Sm$ and $^{154}Sm$)들을 정량하였다.

• 에너지공학
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• 제20권4호
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• pp.259-266
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• 2011

원자로 정지냉각계통은 원자로 정지 시 핵연료 잔열 제거를 위하여 냉각수가 충분히 공급하고 원자로기기들을 보호할 수 있는 냉각율을 유지할 수 있도록 설계되어야 한다. 경수로 정지냉각계통을 분석하기 위한 KDESCENT코드를 중수로 정지냉각계통에 적용하여 보았으며 기존의 중수로형 해석코드인 SOPHT, SDCS 코드 결과와 비교분석하였다. 정지냉각펌프 모드와 열수송펌프 모드에서 정상냉각 운전상태는 계통의 설계 요건을 만족시켰으며 정지냉각 열교환기를 열제거원으로 사용하였을 때 냉각률은 설계요건에서 규정하고 있는 제한치인 $2.8^{\circ}C/min$ 이하의 값을 얻었다. 전반적인 냉각능력 분석 결과 월성 2, 3, 4호기 정지냉각계통은 핵연료로부터 핵분열 생성물의 방출을 충분히 제한하고 핵연료채널의 건전성을 유지시키기 위한 충분한 냉각을 핵연료에 제공하였다.

• Applied Microscopy
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• 제35권3호
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• pp.113-119
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• 2005

차폐형 성분분석기 (Shielded EPMA)를 이용하여 한국형 경수로발전소에서 연소된 35,000 MWd/MTU, U-235의 농축도 3.2%인 $UO_2$ 사용후핵연료의 연소도 측정 방법을 제시하였다. 원자로의 출력과 핵연료의 특성 및 중성자속 분포 등 중요한 핵공학적 정보를 제공하는 사용후핵연료의 연소도는 U-235의 감손에 따른 무거운 핵종의 변화를 측정하거나 사용후핵연료 내에 생성된 핵분열 생성물을 측정하는 방법 등이 있다. 이러한 방법은 비파괴시험으로도 하고 있으나 파괴시험인 화학적 분석방법이 보다 정확한 것으로 인식되고 있다. 그러나 화학분석법은 분석시간이 많이 걸리며, 방사선 시료의 취급으로 인한 시험자의 피폭 등의 어려움이 따른다. 화학적 분석방법에 의한 연소도 측정방법 대신 분석시료의 제작 및 분석시간이 화학적 분석방법에 비해 상당히 짧고, 또한 국부적인 연소도 측정이 요구되는 사고 핵연료나 고연소 핵연료의 위치별 연소도 측정이 가능한 EPMA를 사용한 연소도 측정기술이 개발되고 있다. 시험결과 ORIGEN2 코드로 계산한 연소도에 따른 Nd의 농도와 EPMA 분석에 의한 Nd의 농도는 거의 일치하였다. EPMA로 분석한 Nd의 조성과 ORIGEN-2 코드로 계산한 Nd의 조성 분포를 이용하여 사용후핵연료의 연소도를 예측하는 일차 실험식을 유도하였으며, 그 결과가 화학분석에 의한 연소도와 거의 일치함을 확인하였다.

• 한국방사성폐기물학회:학술대회논문집
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• 한국방사성폐기물학회 2005년도 춘계 학술대회
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• pp.335-343
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• 2005

차폐형 성분분석기(Shielded EPMA)를 이용하여 한국형 경수로발전소에서 연소된 35,000 MWd/MTU, U-235의 농축도 $3.2\%$인 $UO_2$ 사용후핵연료의 연소도 측정 방법을 제시하였다. 원자로의 출력과 핵연료의 특성 및 중성자속 분포 등 중요한 핵공학적 정보를 제공하는 사용후핵연료의 연소도는 U-235의 감손에 따른 무거운 핵종의 변화를 측정하거나 사용후핵연료 내에 생성된 핵분열생성물을 측정하는 방법 등이 있다. 이러한 방법은 비파괴시험으로도 하고 있으나 파괴시험인 화학적 분석방법이 보다 정확한 것으로 인식되고 있다. 그러나 화학분석법은 분석시간이 많이 걸리며, 방사선시료의 취급으로 인한 시험자의 피폭 등의 어려움이 따른다. 화학적 분석방법에 의한 연소도 측정방법 대신 분석시료의 제작 및 분석시간이 화학적 분석방법에 비해 상당히 짧고, 또한 국부적인 연소도 측정이 요구되는 사고 핵연료나 고연소 핵연료의 위치별 연소도 측정이 가능한 EPMA를 사용한 연소도 측정기술이 개발되고 있다. 시험결과 ORIGEN2코드로 계산한 연소도에 따른 Nd의 농도와 EPMA 분석에 의한 Nd의 농도는 거의 일치하였다. EPMA로 분석한 Nd의 조성과 ORIGEN-2 코드로 계산한 Nd의 조성 분포를 이용하여 사용후핵연료의 연소도를 예측하는 일차 실험식을 유도하였으며, 그 결과가 화학분석에 의한 연소도와 거의 일치함을 확인하였다.

• Journal of Radiation Protection and Research
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• 제24권3호
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• pp.155-160
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• 1999

환경 중에는 핵실험 및 원자력 발전소에서 방출되는 여러 가지 방사성 핵종들과 천연방사성 핵종들이 존재한다. 이 중에서 원자력발전소 운영과 관련하여, 환경 중의 인공방사성 핵종에 대한 관심이 높아지고 있다. 핵실험이나 원자력발전소와 관련된 인공방사선 핵종들은 주로 핵분열 생성물들로서, 그 수가 200여종에 이른다. 이 중에서도 $^{90}Sr$과 $^{137}Cs$은 선량특성상 특히 주목되어 왔다. 본 논문에서는 환경준위의 $^{90}Sr$ 정량 분석 방법에 대한 연구를 수행하였다. 환경 중의 $^{90}Sr$은 저준위이며, 특성 감마선과는 달리 연속 스팩트럼의 베타선원으로, $^{89}Sr$, $^{90}Y$ 및 다른 방사성 핵종들과 혼합되어 있기 때문에 정량적인 분석이 매우 어렵다. 저준위 방사성 스트론튬 분석을 위해서는 농축 과정 및 분석에 영향을 주는 타 방사성 핵종과의 화학적 분리과정이 필요하다. 그 동안 국내 여러 기관에서 공통적으로 스트론튬 회수율 산정을 위해 중량법을 사용하였고, 화학분리절차도 중량법을 사용하기에 적합하도록 개발하여 사용하였다. 최근 분석기기의 발달로 인해서, ppm 이나 ppb 단위의 안정원소 분석을 쉽게 할 수 있다는 점에 근거하여, 원자분광분석기기(ICP : Inductively Coupled atomic Plasma emission spectrophotometer)를 사용한 회수율 산정 및 그에 적합한 절차를 개발하였다. 개발된 절차는 기존의 중량법에 비해서 화학적 처리절차가 훨씬 간편하면서도 정확도가 높아서, 환경방사성 스트론튬의 정량분석에 적절히 사용될 수 있다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제25권2호
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• pp.237-247
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• 1993

반감기가 서로 크게 다른 두 종류의 방사성 직접핵분열생성물의 방사능비(activity ratio)를 핵연료의 냉각기간 및 연소이력의 함수로 표현하였으며 연소이력에는 사용후핵연료의 평균연소도, 연소기간, 연소주기간의 간격 그리고 주 핵분열물질등이 포함되었다. 고리 1호기에서 연소된 6개의 사용후 가압경수로(PWR) 핵연료 집합체로 부터 36개의 시료를 제작하여 이들 시료에 대한 감마선 스펙트럼을 고순도(HP) Ge 검출기를 사용하여 수집한 후, 각 스펙트럼을 분석하여 얻은 방사능비 $^{l44}$Ce $^{l37}$ Cs를 이용하여 냉각기간을 계산하였다. 그 결과 $^{l44}$Ce 감마선 검출계수율이 $10^{-3}$ cps(count per second) 정도로 아주 낮았음에도 불구하고 검출된 방사능비 $^{l44}$Ce $^{l37}$ Cs를 사용하여 구한 냉각기간은 원자로 운전기록에 의한 냉각기간 (operator declared cooling time)과 상대적인 차이가 $\pm$5% 이내로 잘 일치한 것으로 부터 핵 분열 생성물 $^{l44}$Ce 및 $^{l37}$ Cs은 냉각기간 결정을 위한 좋은 모니터가 됨을 확인하였다. 여러가지의 연소 이력을 갖는 핵연료를 대상으로 한 본 실험의 경우, 단순하게 모델화한 연소이력을 대입하여 얻은 냉각기간은 실제 연소이력을 대입하여 얻은 냉각기간과 시간차이가 $\pm$0.5년 이내에서 잘 맞았으며 이로부터 연소이력에 대한 정확한 정보 없이도 신뢰할 수 있는 정도의 냉각기간을 추정하는 것이 가능할 것으로 생각되었다. 아울러 냉각기간 결정을 위한 본 기술을 활용한 사용후 핵연료의 증명 및/또는 분류에 대한 타당성 연구를 한 결과 감마선 분광분석 방법으로 검출한 방사능비 $^{l44}$Ce $^{l37}$ Cs에 의해서 결정된 냉각기간은, 조사후시험시설 (post irradiation examination facility)등과 같이 사용후핵연료 집합체를 해체 또는 절단하여 만든 시료를 취급하는 시설등에서,사용후핵연료에 대한 안전관리 및 계량관리를 위하여 유용하게 활용될 수 있을 것으로 사료되었다.것으로 사료되었다.

• Composites Research
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• 제29권1호
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• pp.40-44
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• 2016

원자력발전소에서 사용되고 있는 핵연료 피복관은 핵분열 생성물들의 외부 유출을 방지하기 위해 고온 고압의 냉각수 분위기에서 우수한 산화저항성을 가져야 한다. 그러나 후쿠시마 원전사고의 LOCA(Loss-Of-Coolant-Accident)와 같은 중대사고에서 핵연료의 피복관과 수증기 사이의 격렬한 반응으로 인해 급격한 고온산화를 동반한 다량의 수소발생으로 수소폭발을 방지하기 위한 핵연료의 개발이 요구되고 있다. 이에 따라 핵연료 피복관의 안전성 향상을 위해 내방사선성이 우수하며 높은 강도와 산화, 부식에 대한 내화학적 안정성 및 우수한 열전도도 의 특성을 갖는 SiC와 같은 구조용 세라믹스가 활발히 연구되고 있다. $SiC_f/SiC$ 복합체 보호막 금속 피복관은 지르코늄 피복관 튜브에 SiC 섬유를 필라멘트 와인딩 한 후 Polycarbosilane을 polymer로 함침하여 기지상을 형성하는 공정을 이용하였다. 따라서 이렇게 제조한 $SiC_f/SiC$ 복합체 금속 피복관을 Drop Tube Furnace를 이용한 열충격에 따른 시편의 산화 및 미세조직을 분석하였다.

• 분석과학
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• 제13권3호
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• pp.309-314
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• 2000

리튬 용융염($LiC+Li_2O$) 내에 미량으로 존재하는 핵분열생성물을 유도결합 플라스마 원자방출분광기(ICP-AES)를 이용하여 분석하였다. 분석대상 원소 중 감도가 가장 좋은 파장을 선택해 이들 파장에서 리튬 500, 1,000, 2,000 mg/L에 따른 분광학적 간섭 여부를 확인한 결과, 분석원소중 0.1 mg/L 이하의 Y, Nd, Sr, La, Eu의 방출세기는 리튬의 농도가 2,000 mg/L까지 증가시켜도 분광학적 간섭을 받지 않은 반면, Mo, Ba, Ru, Pd, Rh, Zr, Ce는 10% 에서 50% 이상 분광학적 간섭과 매트릭스에 의한 스펙트럼 방해가 나타났다. 리튬 매질로부터 미량 금속원소들을 군분리하기 위하여 모의 용융염 용액을 조제해 암모니아수를 가한 후 분리하고 다시 산처리하여 얻은 용액을 ICP-AES로 회수율을 측정하였다. 분석원소 중 Ru, Y, Rh, Zr, Nd, Ce, La, Eu의 회수율은 90% 이상인 반면 Mo, Ba, Pd, Sr는 낮은 회수율을 보여주었으며, 가해준 암모니아수 양이 증가할수록 회수율이 증가하는 경향을 보였다.