• Nuclear Engineering and Technology
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• 제7권4호
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• pp.295-310
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• 1975

고리원자로의 핵연로비 추정을 위한 가격 모델을 수립하고 이를 기초로 MITCOST-II 전자계산 code를 써서 고리 발전소의 전수명에 걸친 핵연료주기비를 계산하였다. 사용후 연료를 재처리 하지 않는다는 간단한 핵주기를 가정하였는데 평균 단위 핵연료비는 7.332 mills/Kwhe으로 추정되었으며 이중 우라늄 원광비와 농축비가 85% 이상을 차지하고 있음을 알아내었다. 또한 원광가격과 농축가격의 변동 및 발전소 가동율의 변화에 따른 영향을 계산했으며 그 결과 핵연료비가 원광가격 변동에 매우 민감하게 변화한다는 사실도 알아내었다. 따라서 경제적으로 전력을 생산하기 위해서는 적기에 염가로 우라늄을 확보할 수 있도록 노력을 기울여 야 한다고 제안하였다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제54권7호
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• pp.2660-2669
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• 2022

The attractiveness for weapons usage of the proposed fuel cycle for the PT-SCWR was evaluated in this study using the Figure-of-Merit methodology. It was compared to the attractiveness of other fuel cycles namely, Low Enriched Uranium (LEU), U/Th, Re-enriched Reprocessed Uranium (RepU), and Pu/Th/U. The optimal content of natural uranium, which can be added to Pu/Th to render the produced U-233 unattractive, was found to be 9%. A ranking system to compare the attractiveness of the various fuel cycles is proposed. RepU was found to be the most proliferation resistant fuel cycle for the first 100 years,while, the least proliferation resistant fuel cycle was the originally proposed Pu/Th one. The reactivity feedback coefficients were calculated for all proposed fuel cycles. All studied reactivity coefficients have the same sign implying that all the fuel cycles will behave neutronically in a similar way. The Pu/Th/U fuel was found to have the most negative value of the Coolant Void Reactivity which will help to restore the core to a safe status faster in case of a loss-of-coolant accident. The fuel and moderator temperature coefficients did not show significant differences between the fuels studied.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제56권7호
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• pp.2641-2649
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• 2024

Effective management of slightly used nuclear fuel (SUNF) is crucial for both technical and public acceptance reasons. SUNF management, radiotoxicity risk, and associated financial investment and technological capabilities are major concerns in nuclear power production. Reducing the volume of SUNF can simplify its management, and one possible solution is utilizing small modular reactors (SMR) and advanced fuel designs like those with thorium. This research focuses on studying the neutronic performance and radionuclide inventory of three different thorium fuel configurations. The mass of fissile material in thorium-based fuel significantly impacts Kinf, burn-up, and neutron energy spectrum. Compared to uranium, thorium as a fuel produces far fewer transuranic elements and less long-lived fission products (LLFPs) at the end of the core cycle (EOC). However, certain fission product elements produced from thorium-based fuel exhibit higher radioactivity at the beginning of the core cycle (BOC). Physical separation of thorium and uranium in the fuel block, like seed-and-blanket units (SBU) and duplex fuel designs, generate less radioactive waste with lower radioactivity and longer cycle lengths than homogeneous or mixed thorium-uranium fuel. Furthermore, the SBU and duplex feel designs exhibit comparable neutron spectra, leading to negligible differences in SUNF production between the two.

• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 1998년도 춘계학술발표회논문집(1)
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• pp.52-57
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• 1998

In this paper, we performed a design study of a thorium fueled reactor according to the design concept of the Radkowsky Thorium Reactor (RTR) and evaluated its overall performance. To enhance its performance and alleviate its problems, we introduced a new metallic uranium fuel, uranium-zirconium hydride (U-Zr $H_{1.6}$), as a seed fuel. For comparison, typical ABB/CE-type PWR based on SYSTBM 80+ and standard RTR-type thorium reactor were also studied. From the results of performance analysis, we could ascertain advantages of RTR-type thorium fueled reactor in proliferation resistance, fuel cycle economics, and back-end fuel cycle. Also, we found that enhancement of proliferation resistance and safer operating conditions may be achieved by using the U-Zr $H_{l.6}$ fuel in the seed region without additional penalties in comparison with the standard RTR's U-Zr fuelr fuelel

• 방사성폐기물학회지
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• 제7권1호
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• pp.33-38
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• 2009

신선한 흑운모 및 인위적으로 풍화시킨 흑운모에 대한 우라늄 수착 실험을 실시하였다. 실험 이후, 원심분리하여 상등액은 유도결합플라즈마분광분석(ICP-MS)으로 우라늄 농도를 분석하였고, 고체시료는 X-선 회절분석(XRD) 및 주사전자현미경(SEM) 분석을 실시하였다. 3 mm 이하의 흑운모 시료를 7개월 간 실험실에서 풍화시킨 후, 신선한 흑운모와 동일한 조건으로 pH 변화에 따른 우라늄 수착량을 구하였다. 낮은 pH(pH 3)에서는 흑운모에 대한 우라늄의 수착이 크지 않았지만, pH가 증가함에 따라 점차 우라늄 수착이 증가하는 경향을 보였다. 풍화된 흑운모의 우라늄 수착량은 신선한 흑운모에 비해 작았고 높은 pH(pH 11)에서는 그 차이가 더 심하였다. 풍화된 흑운모의 낮은 우라늄 수착특성은 광물 표면의 변화 및 주위 용존이온들의 화학적 거동에 의한 것으로 보인다. 풍화된 흑운모 시료에는 광물 표면에서 선호되는 흡착자리가 파괴되거나 용해되고 더불어 용존 이온들의 콜로이드화에 의해 우라늄-광물 표면 수착반응이 감소되는 것으로 보인다.

• 방사성폐기물학회지
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• 제10권2호
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• pp.77-85
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• 2012

본 연구는 우라늄-함유 석회침전물로부터 U을 제거(/회수) 하기위하여 탄산염 산화용해-산성화 침전과 질산용해-과산화수소 침전을 각각 고찰하였다. 석회침전물 내 우라늄을 용해하는 관점에서는 질산용해가 유리하나 (약 98% 이상 용해) 이 경우 U과 Al, Ca, Fe, Mg, Si 등의 공존 불순물이 다량 공용해되고, 또한 과산화수소 침전에서도 상당량의 불순물이 U과 함께 공침전 된다. 한편 탄산염 용해에 의한 산성화 침전은 우라늄의 용해가 90% 이하로 방사성 고체페기물의 부피감용 측면에서는 질산용해 보다 덜 효율적이지만, 우라늄과 불순물의 공용해나 산성화 침전에 의한 우라늄과 불순물의 공침전이 거의 일어나지 않아 보다 순수한 U을 회수하는 측면에서는 매우 효과적이다.

• 방사성폐기물학회지
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• 제18권4호
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• pp.549-562
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• 2020

Deionized water, methanol, and ethanol were investigated for their effectiveness at dissolving LiCl-KCl-UCl3 at 25, 35, and 50℃ using inductively coupled plasma mass spectrometry (ICP-MS) to study the concentration evolution of uranium and mass ratio evolutions of lithium and potassium in these solvents. A visualization experiment of the dissolution of the ternary salt in solvents was performed at 25℃ for 2 min to gain further understanding of the reactions. Aforementioned solvents were evaluated for their performance on removing the adhered ternary salt from uranium dendrites that were electrochemically separated in a molten LiCl-KCl-UCl3 electrolyte (500℃) using scanning electron microscopy with energy dispersive spectroscopy (SEM-EDS). Findings indicate that deionized water is best suited for dissolving the ternary salt and removing adhered salt from electrodeposits. The maximum uranium concentrations detected in deionized water, methanol, and ethanol for the different temperature conditions were 8.33, 5.67, 2.79 μg·L-1 for 25℃, 10.62, 5.73, 2.50 μg·L-1 for 35℃, and 11.55, 6.75, and 4.73 μg·L-1 for 50℃. ICP-MS analysis indicates that ethanol did not take up any KCl during dissolutions investigated. SEM-EDS analysis of ethanol washed uranium dendrites confirmed that KCl was still adhered to the surface. Saturation criteria is also proposed and utilized to approximate the state of saturation of the solvents used in the dissolution trials.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제9권3호
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• pp.139-149
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• 1977

고리원자력발전소 1호 및 2호기에 대한 최적 핵연료주기를 확립하고자 했다. 고리 발전소가 채택할 수 있는 몇가지 핵연료주기의 경제성을 비교하기 위한 기준으로서 개개핵연료주기의 운용에 소요되는 총 요구 비용을 잡았고, 그 요구비용은 핵연료 가격자료의 시세변동을 고려하여 표본추출에 의한 확율적 방법으로 계산하였다. 결과는 핵연료주기 요구비용에 대한 확율분포 히스토그램으로 제시했으며 이 히스토그램에서 얻은 요구비용의 기대치를 근거로 우라늄이나 우라늄과 풀루토니움이 모두 재사용되는 재처리주기가 고리발전소의 경우 가장 경제적인 핵주기라는 결론을 얻었다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제48권5호
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• pp.1109-1119
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• 2016

Although, the direct use of spent pressurized water reactor (PWR) fuel in CANda Deuterium Uranium (CANDU) reactors (DUPIC) cycle is still under investigation, DUPIC cycle is a promising method for uranium utilization improvement, for reduction of high level nuclear waste, and for high degree of proliferation resistance. This paper focuses on the effect of DUPIC cycle on CANDU reactor safety parameters. MCNP6 was used for lattice cell simulation of a typical 3,411 MWth PWR fueled by $UO_2$ enriched to 4.5w/o U-235 to calculate the spent fuel inventories after a burnup of 51.7 MWd/kgU. The code was also used to simulate the lattice cell of CANDU-6 reactor fueled with spent fuel after its fabrication into the standard 37-element fuel bundle. It is assumed a 5-year cooling time between the spent fuel discharges from the PWR to the loading into the CANDU-6. The simulation was carried out to calculate the burnup and the effect of DUPIC fuel on: (1) the power distribution amongst the fuel elements of the bundle; (2) the coolant void reactivity; and (3) the reactor point-kinetics parameters.

• 방사성폐기물학회지
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• 제13권1호
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• pp.35-43
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• 2015

선행핵연료 주기관련 시설의 해체/복원 시 방사능으로 오염된 다량의 자갈폐기물이 발생할 수 있다. 하지만 현재 방사성 오염 자갈을 제염하기 위한 기초자료가 부족하므로, 본 연구에서는 토양세척법을 응용하여 방사능 오염 자갈을 제염하는데 필요한 기초실험을 수행하였다. 효율적인 제염을 위하여 제염제를 비교하여 선정하였는데, 우라늄으로 오염된 자갈의 제염제로는 증류수나 계면활성제보다 0.1 M의 질산을 사용하였을 때 제염이 잘 되었다. 또한, 제염효율을 높이고 제염시간을 단축하기 위하여 우라늄 오염 자갈을 파쇄/분쇄한 후 세척한 결과, 입자의 크기가 작으면 작을수록 제염효율이 높고 자체처분허용농도를 만족하는 것으로 나타났다.