• The Korean Journal of Ceramics
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• 제5권4호
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• pp.348-352
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• 1999

Barium uranium sulfides, $BaUS_3$ and $BaU_2B_5$, were synthesized in a single phase by the reactin of $(Ba, UO_2)(NO_3)_2$ at Ba/U=1 and 0.5 with carbon disulfide at 1273 K for 6 h. They crystallized in orthorhombic structure with space group, Pnma. The lattice parameters a, b and c are 7.493, 10.38 and 7.238$\AA$ for $BaUS_3$ and 7.525, 8.475 and 11.858$\AA$ for $BaU_2S_5$, respectively. The electrical conductivity of these compunds increased with increasing temperature above 200K, below which however, it was nearly temperature independent. The Hall coefficient suggested that they are n-type semiconductors.

• Archives of Pharmacal Research
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• 제16권1호
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• pp.78-81
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• 1993

Solution equilibria of the thmary systems $UO_2(II)$, La(III), Ce(III)-N-(2-acetamido)-iminodiacetic acid and dicarboxylic amino acids are studied potentiometrically. The formation of 1:1:1 mixed ligand complexes are inferred from the potentiometric titration curves. The formation constants of the different binary and thmary complexes in such system are evaluated at t=$24\pm{0.1}^\circ{C}\;and\;\mu=0.1\;mol\;dm^{-3}(kNO_3)$. It is deduced that the temary complex is more stable than the corresponding binary amino acid anion complex. Moreover, the order og stability of the binary or temary complexes in terms of nature of amino acid and metal ion is investigated and discussed.

• 한국방사성폐기물학회:학술대회논문집
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• 한국방사성폐기물학회 2004년도 학술논문집
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• pp.72-80
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• 2004

국내의 가동 중지된 우라늄 변환시설의 해체 시 다량의 우라늄으로 오염되어 있는 금속성 폐기물의 재활용 또는 자체처분을 위한 제염기술로 중성염 전해액을 사용하는 전해제염 공정의 적용성을 평가하기 위하여 우라늄 변환시설 내부설비의 주 구성 재료인 SUS-304 및 Inconel-600에 대한 전기화학적 용해거동 연구를 수행하였다. 이를 위하여 중성염 전해질의 형태, 전해질의 농도, 전류밀도, 처리시간과 같은 전해제염 조건들이 금속 재료의 용해에 미치는 영향을 평가하였다. 모의 시편을 사용한 비방사성 전해용해 실험 결과를 근거로 실제 우라늄 변환시설로부터 인출한 $UO_2$, AUC (ammonium uranyl carbonate) 및 ADU (ammonium diuranate) 오염시편에 대해 $Na_2SO_4$및 $NaNO_3$ 중성염 용액에서 전해 제염실험을 수행하였으며, 오염물의 종류 및 오염 준위의 대소와는 관계없이 모든 시편에 대하여 10분 이내의 짧은 시간 내에 자체처분 기준치 이하로 $\beta$ 방사능 준위를 감소시킴으로써 본 중성염 전해제염이 매우 성공적임을 확인하였다.

• 방사성폐기물학회지
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• 제1권1호
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• pp.11-23
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• 2003

국내의 가동 중지된 우라늄 변환시설의 해체 시 우라늄 화합물로 오염되어 대량으로 발생될 금속폐기물의 재활용 또는 자체처분을 위한 제염기술로 전해제염 공정의 적용성을 평가하였다. 이를 위하여 우라늄 변환시설 내부설비의 주 구성 재료인 SUS-304 와 Inconel-600 금속시편을 대상으로 전해용해 실험을 수행하였다. SUS-304 와 Inconel-600 금속시편에 대한 전해용해 성능에 있어서 중성염 전해용액으로 $Na_2$SO$_4$가 가장 효과적이었으나, 우라늄변환시설의 가동 시 질산 매질과 주로 접촉했던 설비 표면의 이력과 시설 가동 중 발생한 우라늄 폐액의 성상을 고려하여 $Na_2$SO$_4$ 전해용액 내에서의 SUS-304 시편에 대한 전해용해와 비교해서 약 30%, 그리고 Inconel-600 시편에 대해서는 거의 동등한 성능을 보인 NaNO$_3$ 중성염 용액을 금속성폐기물의 전해제염 용액으로 선정하였다. 본 연구에서는 NaNO$_3$ 중성염 전해용액에서 전류밀도, 전해시간 및 전해 용액의 농도가 SUS-304 및 Inconel-600 금속시편의 전해용해 성능에 미치는 영향을 조사하였다. 이 실험결과를 바탕으로 실제 우라늄 변환시설로부터 인출하여 $UO_2$, AUC 및 ADU 등의 우라늄 화합물로 오염된 시편에 대해 전류밀도 100mA/$\textrm{cm}^2$, IM NaNO$_3$ 전해용액 내에서 전해 제염 실증시험을 수행하였으며, 오염물의 종류 및 오염준위의 대소와는 관계없이 모든 시편에 대하여 10분 이내의 짧은 시간 내에 자체처분 기준치 이하로 $\alpha$ 및 $\beta$ 방사능 준위를 감소시킴으로써 본 중성염 전해제염이 매우 성공적임을 확인하였다.nely regimented hierarchical language. I try, in this paper, to develop the idea that hierarchical regimentation of Korean language uses is not humane. 1 of for the main argument for the thesis as what follows: How could one justify the hierarchical regimentation of a language like Korean\ulcorner Only if there is an essential structure in which the fine grades of differences of social positions of all the people are distinct; The essentialism here involved is not plausible. And I may add that language is to be used fur the purposes of communication, rationalization and expression. If true, language use is a genuine art of liberation or humanization. Any overt hierarchical language tends to damage those purposes and more to enforce those oppressive elements already existing in the community. Then, a hierarchical language is to defeat its own purpose.중 행정부가 북한에 대해 실시한 포용정책이 어떠한 성과를 거두고 어떠한 문제점을 간과하고 있는가에 대해 논의하고, 대북 정책의 새로운 지평을 논의하는 것을 목적으로 하고 있다. 1) 포용 정책은

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제53권6호
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• pp.1931-1938
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• 2021

Uranium ingot is produced by metallothermic reduction of uranium tetrafluoride using magnesium or calcium as reductant. Presence of oxygen containing compounds viz. uranyl fluoride and uranium oxide in the starting uranium fluoride has a significant effect on the firing time, final temperature of the charge, slag-metal separation and hence the metal recovery. As reported in the literature, the maximum tolerable limit for uranyl fluoride in the UF₄ is 2.5 wt% and limit for uranium oxide content is in the range 2-3 wt%. No theoretical or experimental basis is available till date for these limits. Analyses have been carried out in this study to understand the effect of UO₂F₂ concentration in the starting fluoride on the final temperature of the products and thus the reduction characteristics. UF₄ having uranyl fluoride concentration, less than as well as more than 2.5 wt%, have been investigated. Thermodynamic calculations have been carried out to arrive at a general expression for the final temperature attained by the products during calciothermic reduction of UF₄. Finally, an upper limit for the oxygen containing impurities has been estimated using the CaO-CaF₂ phase diagram.

• Journal of Radiation Protection and Research
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• 제14권1호
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• pp.8-15
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• 1989

$^{99m}TC,\;^{67}Ga,\;^{131}I,\;^{32}P$각각을 웅성백서에 투여하여 생체에 미치는 혈중 독성의 영향을 측정 비교하였다. 핵종의 투여량은 통상 인체에 주사되는 양을 기준으로하여 조절 하였으며 생화학적 반응 지표로 혈중 BUN, Creatinine, SGOT SGPT와 $PGE_2$의 활성도출 측정하였다. $^{99m}Tc$의 효과로 Creatinine의 변동은 없었으며 BUN, SGOT 및 $PGE_2$활성도가 투여 전에 비하여 증가된 경향을 보였으나 통계적 의의는 없었다. $^{67}Ga,\;^{131}I$ 및 $^{32}P$의 경우 BUN, SGPT 및 SGOT 에서의 증가는 임상적 의의는 없었으나 $PGE_2$는 정상치 보다 크게 상승 하였다. 한편 $^{238}U$이 가장 심한 독성을 나타내었다. 따라서 핵의학에서 이용되는 핵종의 방사성 독성의 효과를 평가할 경우 혈중 $PGE_2$의 측정법이 유용할 것으로 생각된다.

• 방사성폐기물학회지
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• 제3권1호
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• pp.67-75
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• 2005

원자력시설 핫셀 (Hot Cell)내에서 핵종실험 시 발생하는 고방사능 분진(Hot Particulate)의 크기는 0.5300 ${\mu}m$이고 주 핵종은 UO$_2$였다. 핫셀 내의 고방사능 분진을 제거하기 위해 사이클론과 Bag/HEPA필터로 구성된 장치를 고안하였고, 이 장치의 사이클론에 의해 고방사능 분진을 최대로 포집할 수 있는 실험조건을 제시했다. 모의입자의 크기가 클수록 입자의 포집효율은 높았다. 모의 입자의 크기가 5${\mu}m$ 이상일 때, 입자의 포집효율은 $80\%$보다 높았다. 모의 입자의 크기가 1.0 ${\mu}m$ 보다 작을 때, 포집효율은 $70\%$ 보다 작았다. 모의 입자의 유입속도가 12 m/sec보다 클 때, 포집효율은 $70\%$보다 높았다. 그러나 유입속도가 17 m/sec 보다 클 때 포집효율의 증가율은 크지 않았다. 모의입자의 포집효율은 Vortex Finder의 길이가 7.2 cm이하일 때, 길이의 증가와 함께 높아졌지만 7.2 cm 이상일 때는 낮아지기 시작했다. 그러므로 Vortex Finder의 길이가 7.2 cm 일 때, 최대포집효율을 나타냈다. 사이클론 밑에 보조콘 부착 시 모든 속도 범위에서 약 평균 $2\%$ 정도 포집효율이 증가하므로 보조콘 부착효과가 크지 않았다.

• 한국토양비료학회지
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• 제10권4호
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• pp.225-233
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• 1978

통일(統一)과 진흥(振興)을 urea, $NH_4$, $NO{_3}^-N$ 별(別) 수경액(水耕液)에 재배(栽培)하여 유수형성기(幼穗形成期)에 중질소(重窒素)를 사용(使用) 각형태별(各形態別) 흡수속도(吸收速度) 및 체내(體內) 분포(分布)(2시간(時間))를 몇개 요인별(要因別)로 조사(調査)한 결과(結果)는 다음과 같다. 1. 질소전력(窒素前歷)이 공급질소(供給窒素)와 같은 경우 두품종(品種) 모두 $NH_4$ >urea> $NO_3$의 순(順)으로 흡수속도(吸收速度)가 크며 언제나 통일(統一)이 진흥(振興)보다 컸다(특히 $NH_4$에서) 이때 흡수(吸收)의 율원단계(律遠段階)(가장느린)는 urea는 근(根)${\rightarrow}$엽초, $NO_3$는 엽초${\rightarrow}$엽신(葉身), $NO_3$는 배양액(培養液)${\rightarrow}$근(根)의 단계(段階)를 보였다. 2. urea에 배양후(培養後) $^{15}NH_4$의 흡수속도(吸收速度)는 ($mgN/g{\cdot}root$ 2hr)의 통일(統一)의 경우 $18^{\circ}C-28^{\circ}C-38^{\circ}C$까지 직선적(直線的)으로 증가(增加)한다($Q_{10}$ 1.21 및 1.32 진흥(振興)은 차이가 없었다. $28^{\circ}C$에서의 암처리(暗處理)는 통일(統一)에서는 차이(差異)가 없었으나 진흥(振興)에서는 12%의 감소(減少)를 가져왔다. 3. 질소전력(窒素前歷)에 의한 N 형태별(形態別) 흡수속도(吸收速度)는 두품종(品種) 모두 $NH_4{\rightarrow}NO_3$ > $NO_3{\rightarrow}NH_4$ > $urea{\rightarrow}NO_3$의 순(順)이었으며 통일(統一)이 언제나 높았다(특히 $NH_4{\rightarrow}NO_3$ >에서), $urea{\rightarrow}NO_3$는 통일은 $NH_4{\rightarrow}NO_3$와 같고 진흥(振興)은 $NO_3{\rightarrow}NH_4$보다 약간 적었다. $NH_4{\rightarrow}^{15}NO_3$는 $NH_4{\rightarrow}^{15}NH_4 $보다 적었다(특히 통일(統一)). 4. $NH_4{\rightarrow}NO_3$의 경우 15분내(分內)의 흡수속도(吸收速度)는 2시간(時間)동안의 흡수속도(吸收速度)보다 크며 통일(統一)이 진흥(振興)보다 언제가 흡수속도(吸收速度)가 컸다. 5. 부위별(部位別) 중질소과잉률(重窒素過剩率) 및 중질소농도(重窒素濃度)와 근(根)의 중질소흡수속도(重窒素吸收速度)가 대사(大謝)와 전류(轉流)에 각각(各各) 다른 의미(意味)를 가지고 있으나 흡수선호성기준(吸收選好性基準)은 최후자(最後者)가 가장 좋은것 같았다. 질소형전력(窒素形前歷)과 형태별(形態別) 선호성(選好性)의 품종간차이(品種間差異)를 포장조건(圃場條件)과 수도(水稻)의 효율적(效率的) 시비방법(施肥方法)과 관련검토(關聯檢討)하였다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제47권7호
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• pp.875-883
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• 2015

The use of subcritical aqueous homogenous reactors driven by accelerators presents an attractive alternative for producing $^{99}Mo$. In this method, the medical isotope production system itself is used to extract $^{99}Mo$ or other radioisotopes so that there is no need to irradiate common targets. In addition, it can operate at much lower power compared to a traditional reactor to produce the same amount of $^{99}Mo$ by irradiating targets. In this study, the neutronic performance and $^{99}Mo$, $^{89}Sr$, and $^{131}I$ production capacity of a subcritical aqueous homogenous reactor fueled with low-enriched uranyl nitrate was evaluated using the MCNPX code. A proton accelerator with a maximum 30-MeV accelerating power was used to run the subcritical core. The computational results indicate a good potential for the modeled system to produce the radioisotopes under completely safe conditions because of the high negative reactivity coefficients of the modeled core. The results show that application of an optimized beam window material can increase the fission power of the aqueous nitrate fuel up to 80%. This accelerator-based procedure using low enriched uranium nitrate fuel to produce radioisotopes presents a potentially competitive alternative in comparison with the reactor-based or other accelerator-based methods. This system produces ~1,500 Ci/wk (~325 6-day Ci) of $^{99}Mo$ at the end of a cycle.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제14권3호
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• pp.103-109
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• 1982

여러가지 질산우라늄용액에 대한 우라늄의 용존농도, 질산의 노르말농도 및 용액의 밀도등을 측정하여 얻은 결과를 최소자승법으로 분석한 후 우라늄의 용존농도와 질산의 노르말농도만을 알므로서 질산우라늄용액속에 들어있는 물의 함량을 결정할 수 있는 실험식, Q=1-0.3628C-0.0327H$^{+}$,을 유도하였다. 여기서 Q, C 및 H$^{+}$는 각각 물함량(g/cc), 우라늄의 용존농도(g/cc)및 질산의 노르말농도를 뜻한다. 그리고 이 유도식을 써서 임의 우라늄용액에 대한 구성원소별 원자수밀도와 핵임계도를 산출하고 그 결과를 우라늄의 용존농도, 질산의 노르말농도 및 용액의 밀도를 근거로 하여 얻은 값과 비교해 보았다. 그 결과 유도식은 우라늄의 용존농도 0.004~0.2959g/cc 및 질산의 노르말농도 1.00~5.06사이에서 유용하게 쓰일 수 있을 것으로 보였다.