• 한국세라믹학회지
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• 제36권8호
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• pp.782-790
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• 1999

The compressibility sinterability sintering behaviour and thermal stability of AlOOH added UO2 pellt and PVA-Al(III) complex added UO2 pellet were investigated respectively. Compared with characteristics of AlOOH added UO2 pellet the green density and the sintered density of PVA-Al(III) complex added UO2 pellet were lowered but the grain size and the pore size of that were more increased in accordance with higher compacting pressure. The AlOOH added UO2 pellet had the grain size of about 14${\mu}{\textrm}{m}$ with monomodal pore size distribution while the PVA-Al(III) complex added UO2 pellet had the grain size of about 42 ${\mu}{\textrm}{m}$ with bimodal pore size distribution. The PVA-A(III) complex added UO2 pellet had a similiar open porosity to the AlOOH added UO2 pellet and a lower resintered density change than the AlOOH added UO2 pellet.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제36권1호
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• pp.104-111
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• 2004

The melting temperatures of $UO_2,\;UO_2-6wt\%Gd_{2}O_3,\;UO_2-12wt\%Gd_{2}O_3,\;UO_2-2wt\%Er_{2}O_3,\;and\;UO_2-4wt\%Er_{2}O_3$ fuels were measured. Fuel materials were loaded in a tungsten capsule of which shape met the black body condition. The melting temperature was measured by the thermal arrest method during heating of the capsule in an induction furnace. The measured melting temperature of $UO_2$ fuel was $2815{\pm}20^{\circ}C$. The solidus and liquidus temperatures of $UO_2-Gd_{2}O_3\;and\;UO_2-Er_{2}O_3$ had also been measured, and it was observed that the solidus temperatures of them were lower than the liquidus temperature by $15{\sim}25^{\circ}C$. Measured melting temperatures of $UO_2,\;UO_2-Gd_{2}O_3\;and\;UO_2-Er_{2}O_3$ fuels were as follows:

• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 1995년도 추계학술발표회논문집(2)
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• pp.668-673
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• 1995

$UO_2$-CeO$_2$ 모의혼합분말에 첨가제를 미량 첨가하여 소결체의 미세구조 변화를 $UO_2$분말의 경우와 비교, 관찰하였다. 소결 첨가제로서 Ta, Ti 및 Nb를 사용하였으며, 이들을 미세한 산화물의 형태로 $UO_2$ 및 $UO_2$-CeO$_2$에 첨가하여 환원성 및 산화성 분위기에서 각각 소결하였다. Ta, Ti 및 Nb는 환원소결에서 $UO_2$의 결정립을 성장시켰으나 산화소결에서는 첨가효과가 크게 나타나지 않았다. $UO_2$-0.lw%TiO$_2$와 $UO_2$-0.6w%Ta$_2$O$_{5}$의 환원소결체에서 eutectic phase가 관찰되었으나 산화소결체에서는 나타나지 않았다. $UO_2$-4wt%CeO$_2$의 환원소결에서는 Ti만이 결정립성장에 기여하는 것으로 나타났으며 Ta, Nb와 같이 $UO_2$에 치환형으로 고유되는 원소는 Ce 이온과 Cluster를 형성함으로 결정립성장에 거의 기여하지 못하고, Ti와 같이 UO2$_2$ 침입형으로 고용되는 원소는 일부가 인접한 Ce$_{U}$' 이온과 cluster를 형성하더라도 나머지가 V$_{U}$'의 형성에 기여하므로서 결정립을 성장시킬 수 있다.

• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 1997년도 춘계학술발표회논문집(2)
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• pp.74-79
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• 1997

$UO_2$ 및 $UO_2$-3.23wt%CeO$_2$가 128$0^{\circ}C$에서 소결되면 밀도는 각각 93%T.D., 91.2%T.D.이었으나, Li$_2$O가 0.lwt%씩 첨가된 경우에는 소결밀도가 95.5%T.D., 95.1%T.D.로 증가하였다. 소결온도가 증가함에 따라서 $UO_2$ 및 $UO_2$-3.23wt%CeO$_2$의 소결밀도는 현저하게 증가되는 반면에, Li$_2$O가 첨가된 경우에는 저온에서도 이미 치밀화가 많이 일어났기 때문에 소결밀도의 증가폭이 완만하였다. Li$_2$O가 첨가된 분말에서는 소결온도가 더 높아지면, 결정립성장이 주로 일어나게 되어 168$0^{\circ}C$에서 소결되었을 때, $UO_2$와 $UO_2$-0.1wt%Li$_2$O의 결정립크기가 각각 8.7$\mu\textrm{m}$, 120$\mu\textrm{m}$ 이고, $UO_2$-3.23wt%CeO$_2$와 $UO_2$-3.23wt%CeO$_2$-0.lwt%Li$_2$O는 각각 10.9$\mu\textrm{m}$, 34$\mu\textrm{m}$ 이었다. $UO_2$와 $UO_2$-3.23wt%CeO$_2$ 그리고, 두 조성에 Li$_2$O가 각각 첨가된 경우, Ar-4vol.%H$_2$ 분위기보다 H$_2$분위기에서 소결했을 때 밀도가 더 높았다. 그러나, 결정립은 $UO_2$와 $UO_2$-Li$_2$O의 경우, 수소분위기에서 소결했을 때, (U,Ce)O$_2$와 (U,Ce)O$_2$-Li$_2$O에서는 Ar-4vol.%H$_2$분위기에서 소결했을 때 더욱 성장하였다.

• 한국재료학회지
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• 제10권1호
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• pp.55-61
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• 2000

$UO_2$분말에 PVA-Al(III) 착물과 AlOOH를 각각 0.03~1.0wt%를 첨가하여 소결체를 제조한 후 소결체 특성을 비교하였다. PVA-Al(III) 착물과 AlOOH는 $1000^{\circ}C$의 소소분위기에서 열분해하는 경우 생성상은 $\theta-Al_2O_3$이었다. 순수 $UO_2$분말에 비해 AlOOH가 첨가된 혼합 분말의 곁보기 밀도는 더 높았고, PVA-Al(III) 착물이 첨가된 혼합 분말은 더 낮은 겉보기 밀도를 보였다. AlOOH가 첨가된 소결체의 경우 약 $800^{\circ}C$ 부근에서 치밀화가 시작되었지만, PVA-Al(III) 착물이 첨가된 소결체의 경우에는 약 $900^{\circ}C$에서 치밀화가 시작되었다. 기공 크기 분포는 AlOOH가 첨가된 $UO_2$소결체의 경우에 monomodal 형태로, 그리고 PVA-Al(III) 착물의 첨가된 소결체의 경우에는 bimodal 형태로 나타났다. 결정립 크기는 1wt% 첨가시 AlOOH가 첨가된 $UO_2$소결체의 경우에 약 $13\mu\textrm{m}$이었지만, PVA-Al(III) 착물의 첨가된 소결체의 경우에는 약 $\36mu\textrm{m}$까지 성장하는 현저한 효과를 확인하였다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제31권6호
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• pp.608-617
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• 1999

The powder mixture which has a bimodal size distribution, with a large mode corresponding to AUC-UO$_2$ powder and a small one corresponding to ADU-UO$_2$ powder, was prepared, pressed into compacts, and sintered at 1680t for 4 hours in hydrogen gas. The compact density of the powder mixture increases with increasing ADU-UO$_2$content within a content of 20 wt %, since small ADU-UO$_2$ particles can fill interstices between large AUC-UO$_2$particles. The UO$_2$ pellet made using the powder mixture has a lower open porosity than that made using AUC-UO$_2$ powder alone. The mechanism for the formation of a flake-like pore is proposed, and the decrease in open porosity may be ascribed to the decrease in the number of flake-like pores.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제30권2호
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• pp.128-139
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• 1998

The effect of UO$_2$ powder property and oxygen potential on characteristics of sintered UO$_2$-Gd$_2$O$_3$ fuel pellets has been investigated. Two types of powder, mixture of AUC-UO$_2$ and Gd$_2$O$_3$powders (type I) and mixture of ADU-UO$_2$ and Gd$_2$O$_3$powders (type II), have been prepared, pressed, and sintered at 168$0^{\circ}C$ for 4 hours. Four sintering atmospheres with different mixing ratios of $CO_2$to H$_2$ gas ranging from 0 to 0.3 have been used. UO$_2$-Gd$_2$O$_3$ fuel has lower sintered density than UO$_2$ fuel, and the density drop is larger for powder type I than for powder type II. As the oxygen potential increases, the sintered density of UO$_2$-2wt% Gd$_2$O$_3$pellets increases but that of UO$_2$-10wt% Gd$_2$O$_3$ pellets decreases. It is found that pores are newly formed in UO$_2$-10wt% Gd$_2$O$_3$ pellets in accordance with the decrease in density. The grain size of UO$_2$-Gd$_2$O$_3$ fuel increases and a short range G4 distribution becomes homogeneous as the oxygen potential increases. A long range ed distribution and grain structure are inhomogeneous for powder type II. The lattice parameter of (U,Gd)O$_2$solid solution decreases linearly with Gd$_2$O$_3$ content. The dependence of UO$_2$-Gd$_2$O$_3$fuel characteristics on powder type and sintering atmosphere have been discussed.

• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 2002년도 추계학술발표회요약집
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• pp.269.2-269
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• 2002

• 한국세라믹학회지
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• 제39권2호
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• pp.204-209
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• 2002

본 연구에서는 AUC 공정에서 발생되는 액체폐기물에 미량 함유되어 있는 우라늄을 회수/재사용하기 위해 액상에서 침전법을 이용하여 용해도가 작은 우라늄화합물을 얻었으며, 이 화합물에 대한 chemical analysis, thermal analysis, x-ray diffraction analysis 및 FT-IR 분석을 통해 물성 특성을 해석하였다. 연구결과, 화학분석 및 FT-IR 분석으로부터 우라늄화합물은 $UO_4{\cdot}2NH_4F$ 형태를 가지고 있음을 알 수 있었으며, 평균 2∼3${\mu}m$ 입자 크기를 갖는 hexagonal 형태를 나타내었다. 열 분해시 분해 온도에 따라 중간물질로 $UO_4F,\;UO_4,\;UO_3,\;U_3O_8$ 등으로 변환되었으며, 상온에서 800$^{\circ}C$까지의 공기분위기에서 일정한 가열속도로 열분해시킬 경우, $UO_4{\cdot}2NH_4F{\rightarrow}UO_4F{\rightarrow}UO_4{\rightarrow}UO_3{\rightarrow}U_3O_8$의 반응 메커니즘을 나타내었다.

• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 1997년도 춘계학술발표회논문집(1)
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• pp.45-50
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• 1997

The conventional MOX fuel shows adverse controllability in view of its neutronic characteristics such as decreased soluble boron worth and effective delayed-neutron fraction compared to the UO$_2$ fuel. In order to mitigate these disadvantages, we devised a new concept of the hybrid UO$_2$-MOX fuel pellet with dual structure such that its outer annular section contains. UO$_2$ fuel and its inner cylindrical bar contains MOX fuel. The lattice physics code HELIOS was used to evaluate the neutronic characteristics of three different types of fuel pellets ; UO$_2$ fuel pellet, MOX fuel pellet, and hybrid UO$_2$-MOX fuel pellet. Results show that the hybrid UO$_2$-MOX fuel pellet generally has intermediate neutronic tendency between UO$_2$ fuel and MOX which could diminish the problems arising from the use of the conventional MOX fuel.