• Nuclear Engineering and Technology
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• 제53권10호
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• pp.3367-3378
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• 2021

The design phase and safety assessment of Generation IV liquid metal-cooled fast reactors calls for the improvement of fuel pin performance codes, in particular the enhancement of their predictive capabilities towards uranium-plutonium mixed oxide fuels and stainless-steel cladding under irradiation in fast reactor environments. To this end, the current capabilities of fuel performance codes must be critically assessed against experimental data from available irradiation experiments. This work is devoted to the assessment of three European fuel performance codes, namely GERMINAL, MACROS and TRANSURANUS, against the irradiation of two fuel pins selected from the SUPERFACT-1 experimental campaign. The pins are characterized by a low enrichment (~ 2 wt.%) of minor actinides (neptunium and americium) in the fuel, and by plutonium content and cladding material in line with design choices envisaged for liquid metal-cooled Generation IV reactor fuels. The predictions of the codes are compared to several experimental measurements, allowing the identification of the current code capabilities in predicting fuel restructuring, cladding deformation, redistribution of actinides and volatile fission products. The integral assessment against experimental data is complemented by a code-to-code benchmark focused on the evolution of quantities of engineering interest over time. The benchmark analysis points out the differences in the code predictions of fuel central temperature, fuel-cladding gap width, cladding outer radius, pin internal pressure and fission gas release and suggests potential modelling development paths towards an improved description of the fuel pin behaviour in fast reactor irradiation conditions.

• 방사성폐기물학회지
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• 제17권1호
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• pp.37-46
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• 2019

사고저항성 핵연료의 일환으로 $UO_2$ 입자가 세라믹 셀 벽으로 둘러싸인 미세구조를 갖는 세라믹 미소셀 $UO_2$ 소결체를 개발 중이다. 이는 핵분열생성물들을 $UO_2$ 펠렛 내에 포집하여 펠렛 외부로의 방출을 저감함으로써 봉내압 상승을 완화하고 응력부식균열 발생률을 낮춘다. 생성량이나 방사능 측면에서 위험한 핵분열생성물 중 하나로 여겨지는 세슘은 세라믹 미소셀소결체 내에서 셀 물질과 화학반응 하여 포집될 수 있다. 따라서, 세슘 포집능은 해당 화학반응의 열역학적, 속도론적 특성에 의해 결정된다. 역으로, 미소셀 소결체의 조성설계 시 해당 반응에 대한 열역학적 예측이 필수적이다. 본 연구는 세라믹 현재 개발 중인 여러 미소셀 조성(Si-Ti-O, Si-Cr-O, Si-Al-O)에 대해 세슘의 포집능을 평가하는 열역학적 계산을 다룬다. 계산에 앞서 먼저 HSC Chemistry를 이용해 세슘과 셀 물질의 물리/화학적 상태를 정의한 후, LWR 정상운전 모사환경에서 계산된 세슘포텐셜(${\Delta}G_{Cs}$)과 산소포텐셜(${\Delta}G_{O_2}$)에 근거하여 세슘포집 반응성을 평가하였다. 계산 결과에 근거하면, 세슘 포집반응은 상기 모든 조성에서 자발적일 것으로 예상되며 이로써 조성설계의 근거를 제시함과 동시에 세슘의 포집능을 평가하는 효과적인 방법을 제공한다.

• 한국세라믹학회지
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• 제51권5호
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• pp.418-423
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• 2014

Fully ceramic micro encapsulated (FCM) nuclear fuel is a concept recently proposed for enhancing the stability of nuclear fuel. FCM nuclear fuel consists of tristructural-isotropic (TRISO) fuel particles within a SiC matrix. Each TRISO fuel particle is composed of a $UO_2$ kernel and a PyC/SiC/PyC tri-layer which protects the kernel. The SiC ceramic matrix is created by sintering. In this FCM fuel concept, fission products are protected twice, by the TRISO coating layer and by the SiC ceramic. The SiC ceramic has proven attractive for fuel applications owing to its low neutron-absorption cross-section, excellent irradiation resistivity, and high thermal conductivity. In this study, a SiC-matrix composite containing TRISO particles was sintered by hot pressing with $Al_2O_3-Y_2O_3$ additive system. Various sintering conditions were investigated to obtain a relative density greater than 95%. The internal distribution of TRISO particles within the SiC-matrix composite was observed using an x-ray radiograph. The fracture of the TRISO particles was investigated by means of analysis of the cross-section of the SiC-matrix composite.

• 한국입자에어로졸학회지
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• 제13권1호
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• pp.1-10
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• 2017

본 총설에서는 액체층을 통과하는 기포의 크기, 형상, 상승속도를 결정하기 위한 이론들을 살펴보았다. 액체의 물리적 특성과 기포의 유량으로부터 기포의 크기, 형상, 상승속도를 체계적으로 계산하는 여러 가지 이론식 및 모수식들을 살펴보고, 각각의 장단점을 정리하였다. 이 분야에서 발표된 초기 저작들에서는 주로 반복계산을 통해 기포의 형상과 상승속도를 결정하는 기법들이 사용되었으나, 최근에 발표된 논문들에서는 간단한 모수식을 통해 기포의 형상과 상승속도를 반복계산 없이 쉽게 구하는 기법들이 제시되고 있다. 이러한 기법들은 매우 다양한 물리적 특성을 가지는 실험결과들과의 비교에서도 우수성을 보여주고 있어, 관련 분야의 연구에 매우 유용한 도구로 사용할 수 있을 것으로 보인다.

• Journal of Radiation Protection and Research
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• 제34권1호
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• pp.9-14
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• 2009

High density polyethylene (HDPE) is degraded due to a radiation-induced oxidation when it is used as a neutron moderator in a neutron counter for a nuclear material accounting of spent fuels. The HDPE exposed to the gamma-ray emitted from the fission products in a spent nuclear fuel results in a radiation-induced degradation which changes its original molecular structure to others. So a neutron moderating power variation of HDPE, irradiated by a gamma radiation, was investigated in this work. Five HDPE moderator structures were exposed to the gamma radiation emitted from a $^{60}Co$ source to a level of $10^5-10^9$ rad to compare their post-irradiation properties. As a result of the neutron measurement test with 5 irradiated HDPE structures and a neutron measuring system, it was confirmed that the neutron moderating power for the $10^5$ rad irradiated HDPE moderator revealed the largest decrease when the un-irradiated pure one was used as a reference. It implies that a neutron moderating power variation of HDPE is not directly proportional to the integrated gamma dose rate. To clarify the cause of these changes, some techniques such as a FTIR, an element analysis and a densitometry were employed. As a result of these analyses, it was confirmed that the molecular structure of the gamma irradiated HDPEs had partially changed to others, and the contents of hydrogen and oxygen had varied during the process of a radiation-induced degradation. The mechanism of these changes cannot be explained in detail at present, and thus need further study.

• 한국분말재료학회지
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• 제23권5호
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• pp.384-390
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• 2016

Tri-isotropic (TRISO) coatings on zirconia surrogate beads are deposited using a fluidized-bed vapor deposition (FB-CVD) method. The silicon carbide layer is particularly important among the coated layers because it acts as a miniature pressure vessel and a diffusion barrier to gaseous and metallic fission products in the TRISO-coated particles. In this study, we obtain a nearly stoichiometric composition in the SiC layer coated at $1400^{\circ}C$, $1500^{\circ}C$, and $1400^{\circ}C$ with 20 vol.% methyltrichlorosilane (MTS), However, the composition of the SiC layer coated at $1300-1350^{\circ}C$ shows a difference from the stoichiometric ratio (1:1). The density decreases remarkably with decreasing SiC deposition temperature because of the nanosized pores. The high density of the SiC layer (${\geq}3.19g/cm^2$) easily obtained at $1500^{\circ}C$ and $1400^{\circ}C$ with 20 vol.% MTS did not change at an annealing temperature of $1900^{\circ}C$, simulating the reactor operating temperature. The evaluation of the mechanical properties is limited because of the inaccurate values of hardness and Young's modulus measured by the nano-indentation method.

• 분석과학
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• 제16권2호
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• pp.110-116
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• 2003

사용 후 핵연료의 화학특성 연구를 위하여 요오드의 분리와 정량에 관한 연구를 수행하였다. 사용 후 핵연료를 용해시키는 과정에서 핵연료 중에 CsI로 존재하는 요오드가 $I_2$로 산화되어 휘발되지 않도록 질산과 염산의 혼합산 (80:20 mol%)을 이용하여 비휘발성 ${IO_3}^-$­로 안정화시켰다. 2.5 M $HNO_3$ 매질에서 $NH_2OH{\cdot}HCl$을 이용하여 $I_2$로 환원시킨 후 사염화탄소로 추출하여 우라늄과 핵분열생성물로부터 분리, 회수하였다. 0.1 M $NaHSO_3$을 사용하여 요오드를 역추출하였으며 수용액층으로 회수된 요오드를 이온 크로마토그래피로 정량하였다. 방사성 물질 분석에 적합한 이온 크로마토그래피/차폐 시스템을 구성하였으며 42,000~44,000 MWd/MtU 의 연소도를 갖는 사용후핵연료를 대상으로 요오드를 분석한 결과 Origin 2 연소도 전산코드에 의한 계산결과인 $324.5{\sim}343.6{\mu}g/g$와는 -8.3~-0.5%의 편차를 나타내었다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제21권4호
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• pp.277-286
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• 1989

PWR 핵연료의 연소도측정은 삼중스파이크(U-233. Pu-242, Nd-150)를 사용한 동위원소 희석 질량분석법으로 U, PU, Nd-148 및 Nd-(145+146)을 정량하여 수행하였다. 이 방법은 먼저 두개의 연속적 이온교환수지 분리과정을 거친다. Pu는 첫번째 음이온 교환수지 분리관(Dowex AG 1 X 8)으로부터 12 M HCl-0.1 M HI 혼합용액으로 분리하고 이어서 0.1 M HCl로 U을 분리하였다. Nd은 질산-메탄올 용리액으로 두번째 음이온 교환수지분리관(Dowex AG 1 X 4) 상에서 분리하였다. 각 부분을 열이온화질량분석법으로 각각의 동위원소비를 측정하였다. Nd-148과 Nd-(145+146) 방법 사이의 차이는 평균 2.07%로 나타났다. 이 결과를 U과 Pu동위원소를 이용한 무거운 원소방법 및 Cs-137의 파괴 감마분광측정법과 비교하였다. 연소도에 대한 U과 Pu의 동위원소 조성의존도와 동위원소사이의 상관관계를 그래프로서 설명하였다.

• 공업화학
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• 제29권2호
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• pp.127-137
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• 2018

후쿠시마 다이치 핵발전소의 사고 이후 방사능 오염이 중요한 환경 관심사가 되었다. 원자량 134와 137 세슘은 주요 핵분열 산물이며, 이물질들은 방사능 오염의 주된 문제들이다. 후쿠시마 다이치 핵 발전소 사고에서 다량의 세슘이 방출되었으며, 이 사고의 결과, 많은 연구자들이 방사능-독성 세슘 제거를 위한 흡착제 개발에 집중하였다. 본 총설에서는 세슘 제거를 위하여 각광을 받는 물질로서 청색 안료와 이와 유사한 화합물 제조의 최근 발전 동향을 자세하게 검토하였다. 또한, 다양한 형태의 점토와 점토 기반 흡착제 및 새로 개발된 흡착제를 이용한 세슘 흡착의 최근 연구들을 고찰하였다.

• 한국분말재료학회지
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• 제21권6호
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• pp.434-440
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• 2014

Silicon carbide(SiC) layer is particularly important tri-isotropic (TRISO) coating layers because it acts as a miniature pressure vessel and a diffusion barrier to gaseous and metallic fission products in the TRISO coated particle. The high temperature deposition of SiC layer normally performed at $1500-1650^{\circ}C$ has a negative effect on the property of IPyC layer by increasing its anisotropy. To investigate the feasibility of lower temperature SiC deposition, the influence of deposition temperature on the property of SiC layer are examined in this study. While the SiC layer coated at $1500^{\circ}C$ obtains nearly stoichiometric composition, the composition of the SiC layer coated at $1300-1400^{\circ}C$ shows discrepancy from stoichiometric ratio(1:1). $3-7{\mu}m$ grain size of SiC layer coated at $1500^{\circ}C$ is decreased to sub-micrometer (< $1{\mu}m$) $-2{\mu}m$ grain size when coated at $1400^{\circ}C$, and further decreased to nano grain size when coated at $1300-1350^{\circ}C$. Moreover, the high density of SiC layer (${\geq}3.19g/cm^3$) which is easily obtained at $1500^{\circ}C$ coating is difficult to achieve at lower temperature owing to nano size pores. the density is remarkably decreased with decreasing SiC deposition temperature.