• 방사성폐기물학회지
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• 제13권1호
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• pp.11-19
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• 2015

원자력발전소 증설에 따라 핵연료 피복관의 생산량이 증가 할 것으로 예상되며, 튜브 제조 시 발생되는 지르코늄(Zr) 스크랩 역시 증가 할 것으로 판단된다. 지르코늄(Zr) 정련기 대용량화와 회수율 향상을 위한 사전 연구로서 LiF-KF-ZrF₄ 불화물의 염에서 다전극을 이용하여 전해정련실험을 실시하였다. LiF-KF-ZrF₄염에서는 -0.8 V(vs.Ni)에서 환원전위가 관찰되었으며, 분극 거동 관찰 결과 전극의 개수가 증가할수록 셀의 저항이 낮아져 인가전류량이 증가하였다. 6개의 다 전극을 이용하여 정련 실험을 한 결과 가장 낮은 전류밀도인 25.64 mA/cm²조건에서 98%의 회수율로 가장 높은 회수율은 보였다. XRD 및 TG 분석 결과 순수한 Zr이 회수되었으며, ICP 분석결과 양극재의 기본 불순물 함량을 포함한 순도 97.8% 보다 낮은 불순물의 함량을 포함한 순도 99.92%의 Zr을 나타내었다. 폭 20 mm 높이 65 mm의 전극 6개를 사용시 전력소모율은 7.15 kWh/Kg으로 크롤 공정대비 39.7% 전력을 소모하게 된다. 다 전극 사용 시 단일 전극 사용에 비해 인가전류와 셀 효율 및 회수율 증대로 대용량화를 위한 효율적인 기술로 판단된다.

• 청정기술
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• 제19권3호
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• pp.264-271
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• 2013

본 연구에서는 지르코늄 피복관 제조공정에서 발생되는 스크랩을 원전급(nuclear grade)으로 재활용하기 위해 스크랩 표면에 부착되어 있는 오염물 제거조건을 최적화하였다. 주 오염물은 피복관 제조시 필거링 공정에서 사용하고 있는 수용성 냉각윤활제 잔류물로서 튜브 표면에 압착 및 탄화된 것으로 가정된다. 스크랩 발생 빈도가 높은 ${\phi}9.50mm$, zirlo 합금 튜브를 피 세정 대상물로 선정하여 세정 후 피 세정물 표면에 잔존하고 있는 오염물의 특성분석과 피 세정물의 표면 성분분석으로 세정성을 평가하였다. 세정제별 세정능력을 평가하기 위하여 수산화나트륨(sodium hydroxide) 계열 2종과 수산화칼륨(potassium hydroxide) 계열 3종을 선정하여 비교하였다. 또한 온도 및 초음파 강도에 따른 세정 효과 분석을 위해 상온, $40^{\circ}C$, $60^{\circ}C$에서 각각 세정한 결과, 세정온도 및 초음파 강도가 높을수록 세정효과도 높은 것으로 나타났다. 육안검사 결과 수산화나트륨 계열은 초음파 강도와 무관하게 모두 양호한 것으로 나타났으나 수산화칼륨 계열은 초음파 강도 120 W 이상에서 피 세정물의 표면상태가 양호한 것으로 나타났다. 중량측정법에 의한 세정효과 분석결과 수산화나트륨 계열은 세정효율이 97.6% ($60^{\circ}C$, 120 W)까지 나타났으나 수산화칼륨 계열은 피 세정물의 표면상태 불량으로 중량측정 방법을 적용하는 것이 부적합한 것으로 나타났다. 피 세정물의 표면 오염물 분석 결과 C, O, Ca, Zr 성분이 검출되었으며 그 중 C, O의 성분이 대부분을 차지하였음을 알 수 있었다. 피 세정물의 세정 정도에 따라 C, O 구성 비율의 변화가 큰 것으로 나타났으며 세정이 잘될수록 C의 구성비율이 감소되며 상대적으로 O의 구성 비율이 증가되었다. 본 연구 결과를 바탕으로 산업현장에 적용하기 위하여 세정공정을 알카리세정, 수세, 건조의 3단계로 구분하고 각 단계별로 세정변수를 조정함으로써 세정효과의 극대화를 기대할 수 있다.

• Journal of Radiation Protection and Research
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• 제38권2호
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• pp.78-90
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• 2013

최근 방사선 피폭에 대한 관심이 높아지고 있다. 유방촬영용장치의 방사선 피폭은 일반 X선 촬영에 비해 비교적 흡수선량이 높기 때문에 화질은 개선하되 불필요한 피폭을 줄여야 노력을 할 필요가 있다. 최근 국제방사선방어위원회(ICRP)나 우리나라의 한국의료영상품질관리원(KIAMI)에서 권고하는 평균유선선량은 3 mGy이하이지만 이는 유방의 두께에 따라 다르므로 모든 경우에 권고수치가 넘지 않는다고 해서 적다고 말할 수는 없다. 일반적으로 방사선 촬영에 사용되는 선질은 영상의 화질과 피폭선량을 결정하는 중요한 인자로 촬영 관전압과 부가필터에 영향을 받는다. 일반적으로 유방촬영용장치에서 방출되는 X선 에너지는 연속 스펙트럼(spectrum)으로서 영상의 화질에 미치는 영향이 적은 저 에너지부터 이미지상의 대조도(contrast)를 저해하는 고 에너지 성분까지 포함하고 있다[1,3]. 현재 유방촬영용장치에 많이 사용되고 있는 부가필터는 몰리브덴(molybdenum, Mo), 로듐(rhodium, Rh)등이 있으며, 이는 사용되어지는 X선질의 에너지 영역에 따라 구분하여 사용되고 있다. 현재 유방촬영용장치에 가장 많이 사용되어지고 있는 부가필터의 물질인 몰리브덴(Molybdenum, Mo), 로듐(rhodium, Rh)외에 원자번호와 K-흡수단 영역이 비슷한 니오븀(niobium, Nb)이나 지르코늄(zirconium, Zr)재질의 부가여과판을 사용 하였을때 화질과 선량의 개선된 변화를 알아보고, X선의 저에너지를 흡수할 수 있는 알루미늄(aluminum, Al)재질을 복합으로 사용하였을 때 유방촬영용장치의 화질에 손실없이 알루미늄(aluminum, Al)두께에 따른 조사선량의 경감 정도를 확인하려 한다. 본 실험에서는 몰리브덴(molybdenum, Mo), 니오븀(niobium, Nb), 지르코늄(zirconium, Zr)등의 부가필터를 종류별로 단일필터로 사용할 경우와 이들 단일필터에 알루미늄(aluminum, Al)필터를 복합으로 사용한다. 이 경우 상기 부가필터의 종류에 따른 화질의 개선이 될 것으로 판단되고, 알루미늄(aluminum, Al)필터를 복합으로 사용함으로 인해 저 에너지의 불필요한 X선이 흡수되므로 동일한 농도가 되었을 때 화질에 큰 영향없이 선량이 감소될 것으로 기대된다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제50권2호
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• pp.218-222
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• 2018

An oxide-dispersion-strengthened (ODS) layer was formed on Zircaloy-4 tubes by a laser beam scanning process to increase mechanical strength. Laser beam was used to scan the yttrium oxide ($Y_2O_3$)-coated Zircaloy-4 tube to induce the penetration of $Y_2O_3$ particles into Zircaloy-4. Laser surface treatment resulted in the formation of an ODS layer as well as microstructural phase transformation at the surface of the tube. The mechanical strength of Zircaloy-4 increased with the formation of the ODS layer. The ring-tensile strength of Zircaloy-4 increased from 790 to 870 MPa at room temperature, from 500 to 575 MPa at $380^{\circ}C$, and from 385 to 470 MPa at $500^{\circ}C$. Strengthening became more effective as the test temperature increased. It was noted that brittle fracture occurred at room temperature, which was not observed at elevated temperatures. Resistance to dynamic high-temperature bursting improved. The burst temperature increased from 760 to $830^{\circ}C$ at a heating rate of $5^{\circ}C/s$ and internal pressure of 8.3 MPa. The burst opening was also smaller than those in fresh Zircaloy-4 tubes. This method is expected to enhance the safety of Zr fuel cladding tubes owing to the improvement of their mechanical properties.

• 한국재료학회지
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• 제27권12호
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• pp.672-678
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• 2017

In the production of zirconium cladding tube, a pickling acid solution is used to remove surface contaminants, which generates tons of pickling acid waste. The waste pickling solution is a valuable resource of Hf-free Zr. Many studies have investigated separating the Hf-free Zr source from the waste pickling acid. The results showed that $Ba_2ZrF_8$ precipitates prepared from the waste pickling acid were useful as an electrolyte for the electrorefining of Zr in molten salt. In the present work, electrorefining was performed in a $Ba_2ZrF_8-LiF$ binary electrolyte to recover Zr from a Hf-free CuZr ingot anode prepared by electroreduction. Before electrorefining, two pretreatments are performed. First, electrolyte melting was carried out to determine the eutectic temperature, and second, the electrolyte was treated to eliminate impurities, mainly hydride. After electrorefining, the cathode deposits were analyzed by $O_2$ gas analyzer and SEM-EDX to explore the possibility of recovering nuclear-grade Zr metal. Moreover, the anode was analyzed by SEM-EDX to determine the Zr dissolution depth.

• 비파괴검사학회지
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• 제34권3호
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• pp.254-259
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• 2014

중수로 원자로는 한 개의 원자로용기로 구성된 경수로와는 달리 약 380여개의 연료채널(fuel channel)로 구성되어 있다. 연료채널을 구성하는 압력유지 기기인 압력관(pressure tube)은 지르코니움 합금(Zr-2.5wt% Nb) 재질로서 치수는 내경이 103.4 mm, 두께가 약 4.19 mm, 길이가 6.36 m인 튜브 형태의 관이다. 압력관은 내부에 핵연료 다발과 냉각재가 내장되며 압력관의 기능은 연료를 지지하고 열수송 유체인 중수($D_2O$)를 이송한다. 압력관의 단순한 기하학적인 형상으로 인하여 자동화 비파괴검사가 가능하고 접근성이 우수하다. 연료채널은 경수로형 원전과 동일하게 설치전과 운전중에 원자력안전위원회 법령 요건에 따라 주기적으로 엄격한 비파괴검사를 수행하여 건전성을 확인한다. 연료채널의 주기적 비파괴검사에는 초음파탐상 및 와전류탐상검사 기법을 적용한 체적 비파괴검사 기술이 적용된다. 이중에서 와전류탐상검사 기법은 초음파탐상검사에서 검출된 결함의 확인을 위한 보충검사기술로 적용되고 있지만 표면결함에 대한 검출능이 초음파탐상검사 기법보다 우수한 장점을 가지고 있다. 본 논문에서는 압력관 내부 표면 비파괴검사에 적용되고 있는 와전류탐상검사 기술의 압력관 내면에 발생할 수 있는 결함의 검출 및 깊이 측정 특성에 대한 연구결과를 기술하였다. 즉, 와전류검사 기술은 압력관 내면에 발생할 수 있는 아주 미세한 결함을 매우 우수한 분해능으로 검출할 수 있으므로 초음파탐상검사 결과 확인을 위한 보충기술로서 매우 유용하지만, 결함의 깊이 측정은 오차가 매우 크게 발생하므로 결함 깊이 측정에는 적합하지 않고 오직 표면결함 검출에만 적용하는 것이 바람직하다.

• 자원리싸이클링
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• 제26권6호
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• pp.29-37
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• 2017

핵연료 피복관은 필거링 및 열처리 공정에 의해 제조되며, 핵연료 피복관 표면의 불순물 및 산화층을 제거하기 위해 산세 공정이 진행된다. 산세 공정 중 산세 용액으로 지르코늄이 용해되어 포화상태가 될 시 폐 산세 용액은 전량 폐기 되며 용액 내 지르코늄 또한 폐기된다. 그러므로 지르코늄을 재활용하기 위해 $BaF_2$를 폐 산세 용액에 첨가하여 공침 반응에 의해 $Ba_2ZrF_8$을 형성시켰다. 한편, 전해제련을 통해 Zr을 회수하기 위해서는 $Ba_2ZrF_8$을 전해질로 사용해야하지만, 용융점이 $1053^{\circ}C$로 높다. 따라서 $ZrF_4$를 첨가하여 용융점을 낮추어야한다. 본 연구에서는 $Ba_2ZrF_8$을 진공 증류를 통해 $BaF_2$ 및 $ZrF_4$로 분리하는 연구를 진행하였다. 먼저, $BaF_2$ 입자크기($1{\mu}m$, $35{\mu}m$, $110{\mu}m$)에 따른 침전 특성을 실험하였다. 그리고 진공 증류를 통해 수득된 $BaF_2$를 볼밀링을 통해 분쇄하였으며, 침전 공정을 거치지 않은 $BaF_2$와 침전 효율을 비교하였다.

• 소성∙가공
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• 제17권5호
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• pp.364-372
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• 2008

In this study, the circumferential creep behaviors ofpilgered advanced Zirconium alloy tubes such as Zr-Nb-O and Zr-Nb-Sn-Fe were investigated in the temperature range of $400\sim500^{\circ}C$ and in the stress range of 80$\sim$150MPa. The test results indicate that the stress exponent for the steady-state creep rate of the Zr-Nb-Sn-Fe alloy decreases with the increase of stress(from 6$\sim$7 to 4), while that of the Zr-Nb-O alloy is nearly independent of stress(5$\sim$6). The activation energy of creep deformation is found to be nearly the same as the activation energy for Zr self diffusion. This indicates that the creep deformation may be controlled by dislocation climb mechanism in Zr-Nb-O. On the other hand, the transition of stress exponent(from 6-7 to 4) in Zr-Nb Sn-Fe strongly suggests the transition of the rate controlling mechanism at high stresses. The lower stress exponent at high stresses in Zr-Nb-Sn-Fe can be explained by the dynamic deformation aging effect caused by interaction of dislocations with Sn substitutional atoms.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제48권1호
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• pp.16-25
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• 2016

In severe loss of coolant accidents (LOCA), similar to those experienced at Fukushima Daiichi and Three Mile Island Unit 1, the zirconiumalloy fuel claddingmaterials are rapidlyheateddue to nuclear decay heating and rapid exothermic oxidation of zirconium with steam. This heating causes the cladding to rapidly react with steam, lose strength, burst or collapse, and generate large quantities of hydrogen gas. Although maintaining core cooling remains the highest priority in accident management, an accident tolerant fuel (ATF) design may extend coping and recovery time for operators to restore emergency power, and cooling, and achieve safe shutdown. An ATF is required to possess high resistance to steam oxidation to reduce hydrogen generation and sufficient mechanical strength to maintain fuel rod integrity and core coolability. The initiative undertaken by Electric Power Research Institute (EPRI) is to demonstrate the feasibility of developing an ATF cladding with capability to maintain its integrity in $1,200-1,500^{\circ}C$ steam for at least 24 hours. This ATF cladding utilizes thin-walled Mo-alloys coated with oxidation-resistant surface layers. The basic design consists of a thin-walled Mo alloy structural tube with a metallurgically bonded, oxidation-resistant outer layer. Two options are being investigated: a commercially available iron, chromium, and aluminum alloy with excellent high temperature oxidation resistance, and a Zr alloy with demonstratedcorrosionresistance.Asthese composite claddings will incorporate either no Zr, or thin Zr outer layers, hydrogen generation under severe LOCA conditions will be greatly reduced. Key technical challenges and uncertainties specific to Moalloy fuel cladding include: economic core design, industrial scale fabricability, radiation embrittlement, and corrosion and oxidation resistance during normal operation, transients, and severe accidents. Progress in each aspect has been made and key results are discussed in this document. In addition to assisting plants in meeting Light Water Reactor (LWR) challenges, accident-tolerant Mo-based cladding technologies are expected to be applicable for use in high-temperature helium and molten salt reactor designs, as well as nonnuclear high temperature applications.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제50권3호
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• pp.416-424
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• 2018

Microstructure of oxide formed on Zr-Nb-Sn tube sample was intensively examined by scanning transmission electron microscopy after exposure to simulated primary water chemistry conditions of various concentrations of Zn (0 or 30 ppb) and dissolved hydrogen ($H_2$) (30 or 50 cc/kg) for various durations without applying desirable heat flux. Microstructural analysis indicated that there was no noticeable change in the microstructure of the oxide corresponding to water chemistry changes within the test duration of 100 days (pretransition stage) and no significant difference in the overall thickness of the oxide layer. Equiaxed grains with nano-size pores along the grain boundaries and microcracks were dominant near the water/oxide interface, regardless of water chemistry conditions. As the metal/oxide interface was approached, the number of pores tended to decrease. However, there was no significant effect of $H_2$ concentration between 30 cc/kg and 50 cc/kg on the corrosion of the oxide after free immersion in water at $360^{\circ}C$. The adsorption of Zn on the cladding surface was observed by X-ray photoelectron spectroscopy and detected as ZnO on the outer oxide surface. From the perspective of $OH^-$ ion diffusion and porosity formation, the absence of noticeable effects was discussed further.