• 대한방사선방어학회:학술대회논문집
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• 2009.04a
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• pp.254-255
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• 2009

국내 경수로 원전의 경우, 원전의 효율적, 경제적 운영차원에서 장주기 운전으로 패턴을 바뀌면서 핵연료봉 표면상에 크러드(crud)의 침적량은 점점 증가하는 경향을 나타내고 있다. 이러한 경향은 원자로의 출력 제어와 직결되면서 이에 대한 문제 해결을 위한 대표성이 있는 시료의 채취와 재현성이 있는 부식 생성물의 측정이 요구되어져 왔다. 원자로 계통 내에서 부식생성물의 농도변화에 대한 평가, 특히 입자농도가 증가되어지면 축방향 출력편차(Axial Offset Anomaly, AOA)가 발생될 수 있는 위험에 노출되거나, 핵연료 교체를 위해 발전소 정지시(shut down) 부식생성물의 방출이 급격히 증가되는 것으로 나타났다. 특히 입자성을 띤 물질은 존재의 특성상 이들 물질에 대한 대표시료의 채취가 어려울 뿐 아니라 grab 채취로 인해, 분석결과에 대한 재현성이 낮으며 계통 선량율의 제어와 작업자 피폭관리에 많은 어려움이 뒤따르고 있어 선진 원전 운영국에서는 앞 다투어 대표시료를 채취 할 수 있는 capillary sampling 법이나 integrated sampling법을 적용해 오고 있다. 본 논문에서는 국내 경수로 원전에서 일반적으로 사용하고 있는 grab sampling 법에 대한 문제점 파악과 해외 원전에서 사용 중인 capillary sampling 법의 국내 적용 가능성에 대해 살펴보았다.

• Proceedings of the Korean Radioactive Waste Society Conference
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• 2003.11a
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• pp.83-89
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• 2003

A temperature- and pressure-reducing process is utilized to handle the spent fuel assembly in the post-irradiation examination facility. This process includes three separated unit processes. First one is the decontamination process to clean the spent fuel assembly casks. The second process is the temperature-reducing process to reduce the temperature elevated by decay process in the spent fuel assembly. The third process is the filtration process to remove insoluble particles existed in the casks using filters. Up-to-date technologies as well as practical theories related to the temperature- and pressure-reducing process is reviewed in this report. The test-operation process for various tests and the test results of the temperature- and pressure-reducing process for J-44 and K-23 spent fuel assemblies are also described in detail. This report must be effectively used for the normal operation of the facility with the awareness of unprecedented problems which could occur by continuing operation of the PIE facility.

• Resources Recycling
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• v.11 no.4
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• pp.3-10
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• 2002

The characteristics of dry and wet milled powder prepared by 1 cycle OREOX (oxidation and reduction of oxide fuels) treatment were investigated using the simulated spent fuel pellet. Sintered pellets simulating spent nuclear fuel burned in reactor were fabricated from $UO_2$ powder using as a starting material in fabrication of nuclear fuel. The 1 cycle OREOX-treated powder was prepared by only one path of oxidation md reduction of the simulated pellet. Powder having average particle size of less than 1 $\mu\textrm{m}$ could be easily obtained by dry milling, but not be achieved by wet milling. And, specific surface area of dry milled pow-der was higher than that of wet milled powder. Dry milled powder formed loose agglomerate, while wet milled powder showed the shape of irregular and angular particles. Dry milled powder provided higher green density, resulting in higher sintered density of higher than 95% TD and average grain size of larger than 8 $\mu\textrm{m}$ satisfying the standard specification of sintered pellets.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1997.10a
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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.

• Proceedings of the Materials Research Society of Korea Conference
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• 2003.11a
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• pp.119-119
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• 2003

탄화규소나 열분해 탄소는 고온 특성 및 화학적인 안정성 이 우수하여 단미 혹은 코팅재로로 소재의 성능을 향상시키기 위하여 에너지 관련 분야, 반도체 치구 분야, 방위산업 및 항공우주 분야와 원자력 분야에서 다양하게 사용된다. 특히 원자력 분야에서는 고온형 원자로의 노심 요소 부품으로 적용 및 개발을 고려하고 있으며, 대표적인 예로 수소생산용 초고온 가스냉각로의 코팅 핵연료 입자를 들 수 있다. 일반적으로 TRISO라 불리는 가스냉각로 핵연료는 구형 $UO_2$ kemel의 주변을 PyC-SiC -PyC의 삼중 코팅층으로 둘러싸는 구조를 하고 있으며, 이 코팅층들은 kernel물질이 분열하는 동안 발생되는 내부 기체 압력을 견디는 압력용기 역할과 기체나 금속 핵분열 생성물들을 가두는 확산 장벽 역할을 하게 된다. 본 연구에서는 구형의 $UO_2$대신 선행연구를 위하여 구형 ZrO$_2$를 이용하여 증착온도나 시간 및 입력기체비 등의 화학증착 변수로 조절하여 SiC 및 PyC을 코팅하고, 각 변수들에 의한 증착층의 거동을 고찰하고자 하였다.

• Applied Chemistry for Engineering
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• v.8 no.3
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• pp.430-437
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• 1997

Uranyl-peroxide compound was prepared by the reaction of excess hydrogen peroxide solution and trace uranium in filtrate from nuclear fuel conversion plant. The $CO_3{^{2-}}$ in filtrate was removed first by heating more than $98^{\circ}C$, because uranyl-peroxide compound could not be precipitated by $CO_3{^{2-}}$ remaining in filtrate. The optimum condition for uranyl-peroxide compound was ageing for 1 hr after controling the pH with $NH_3$ gas and adding the excess $H_2O_2$ of 10ml/lit.-filtrate. Uranium concentration in the filtrate was appeared to 3 ppm after the precipitation of uranyl-peroxide compound, and the chemical composition of this compound was analyzed to $UO_4{\cdot}2NH_4F$ with FT-IR, X-ray diffractometry, TG and chemical analysis. Also, this fine particle, about $1{\sim}2{\mu}m$, could be grown up to $4{\mu}m$ at pH 9.5 and $60^{\circ}C$. The separation efficiency of precipitate from mother liquor was increased with increase of pH and reaction temperature. Otherwise, the crystal form of this particle showed octahedral by SEM and XRD, and $U_3O_8$ powder was obtained by thermal decomposition at $650^{\circ}C$ in air atmosphere.

• Journal of the Korean Crystal Growth and Crystal Technology
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• v.17 no.2
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• pp.75-81
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• 2007

Densification and grain growth have been investigated in 5 wt% $U_3O_8$ seeded $UO_2$ and compared with those of the common $UO_2$ pellet. $UO_2$ compacts and $U_3O_8$ seeded $UO_2$ compacts were sintered at $1300{\sim}1700^{\circ}C$ for 0 h to 4 h. Density and grain size of the sintered pellets were measured by the water immersion method and the image analyzer, respectively. The seeded pellet has a slightly lower density during the intermediate sintering stage. However, the difference of density between two pellets decreases to about 0.5%TD with increasing the sintering temperature. The grain size of the two pellets is similar until $1600^{\circ}C$ but that of the seeded pellet rapidly increases with increasing the sintering temperature.

• Applied Chemistry for Engineering
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• v.24 no.2
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• pp.165-170
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• 2013

An external gelation method in place of an internal gelation method applied to the fabrication process of an intermediated compound of Uranium Oxy-Carbide (UCO) kernel spheres for Very High Temperature Reactor (VHTR) fuel preparation is under development in Korea. For the preliminary experiments of the UCO kernel sphere preparation using an external gelation method, the carbon black dispersion experiments were carried out using a simulated broth solution. From the selection experiments of various kinds of carbon black through dispersion experiments in a viscous metal salt solution, Cabot G carbon black was selected owing to its dispersion stability, and the homogeneous dispersing state of carbon black particles in our system. For the effective dispersion of nano-size aggregated carbon black particles in a high viscous liquid, the carbon black particles in a metal salt solution were first de-aggregated with ultrasonic force. The mixed solution was then dispersed secondly by the use of the extremely high-speed agitation with a mechanical mixer of 6000 rpm after feeding the Poly Vinyl Alcohol (PVA) in the solution. This results in the broth solution with good stability and homogeneity alongside no further changes in physical properties.

• Proceedings of the Korean Institute of Surface Engineering Conference
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• 2017.05a
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• pp.24-50
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• 2017

최근 수퍼 컴퓨터 성능과 소프트 엔지니어링의 비약적인 발달에 힘입어, 제일원리에 기반한 전산재료과학분야에 혁신이 일어나고 있다. 빅 데이터 (Big Data) 관리와 소재 게놈학 (Materials Genome Project) 분야는 그 대표적인 사례이다. 본 발표는 나노입자의 가장 큰 매력인 높은 부피대비 표면적을 이용한 다양한 화학반응성을 고양하는 연구를 소개한다. 신재생에너지 시스템용 전기촉매, 리튬이온전지 전극 및 전해질, 원자력의 사용후 핵연료 재활용, 인체 유해화합물 제거용 소재 개발 등을 중심으로 그 성공적인 방법론을 제공한다.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1995.05b
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• pp.733-738
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• 1995

$UO_2$ 및 CeO$_2$ 분말을 turbular mixer에서 혼합, 또는 attritor mill에서 분쇄한 후, 각 분말의 특성변화와 이에 따른 소결특성의 변화를 관찰하였다. 혼합된 분말은 평균입자크기와 비표면적이 각각 22.9$\mu\textrm{m}$, 5.1g/㎤이었고, 2시간 분쇄된 분말은 0.5$\mu\textrm{m}$, 6.7g/㎤이었다. 혼합분말로 성형할 경우의 소결밀도는 성형압력의 증가에 관계없이 약 9.6 g/㎤로서 매우 낮았고, 2시간 분쇄된 분말은 10.35 9/㎤ 이상으로 나타나, 혼합핵연료 소결체 제조시 분쇄공정이 반드시 필요함을 나타내었다. 분쇄된 분말을 환원성분위기에서 소결할 경우에는 분쇄시간이 증가함에 따라 결정립이 8$\mu\textrm{m}$까지 증가하였는데 이것은 CeO$_2$ 분말의 미세화와 함께 Ce 성분이 균질 하게 분포되었기 때문으로 사료된다. 그러나 산화성분위기에서는 분쇄시간이 증가할 때 평균 결정립크기는 6$\mu\textrm{m}$로서 변화가 거의 없었다.