• Nuclear Engineering and Technology
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• 제53권2호
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• pp.423-429
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• 2021

The investigation of the utilization of enriched ²⁰⁸Pb as a coolant to enhance the performance of a long-life fast reactor with a Modified CANDLE (Constant Axial shape of Neutron flux, nuclide densities, and power shape During Life of Energy production) burnup scheme has performed. The analyzes were performed on a reactor with thermal power of 800 MegaWatt Thermal (MWTh) with a refueling process every 15 years. Uranium Nitride (enriched ¹⁵N), ²⁰⁸Pb, and High-Cr martensitic steel HT-9 were employed as fuel, coolant, and cladding materials, respectively. One of the Pb-nat isotopes, ²⁰⁸Pb, has the smallest neutron capture cross-section (0.23 mb) among other liquid metal coolants. Furthermore, the neutron-producing cross-section (n, 2n) of ²⁰⁸Pb is larger than sodium (Na). On the other hand, the inelastic scattering energy threshold of ²⁰⁸Pb is the highest among Na, ^natPb, and Bi. The small inelastic scattering cross-section of ²⁰⁸Pb can harden the neutron energy spectrum. Therefore, ²⁰⁸Pb is a better neutron multiplier than any other liquid metal coolant. The excess neutrons cause more production than consumption of ²³⁹Pu. Hence, it can reduce the initial fuel loading of the reactor. The selective photoreaction process was developing to obtain enriched ²⁰⁸Pb. The neutronic was calculated using SRAC and JENDL 4.0 as a nuclear data library. We obtained that the modified CANDLE reactor with enriched ²⁰⁸Pb as coolant and reflector has the highest k-eff among all reactors. Meanwhile, the ^natPb cooled reactor has the lowest k-eff. Thus, the utilization of the enriched ²⁰⁸Pb as the coolant can reduce reactor initial fuel loading. Moreover, the enriched ²⁰⁸Pb-cooled reactor has the smallest power peaking factor among all reactors. Therefore, the enriched ²⁰⁸Pb can enhance the performance of a long-life Modified CANDLE fast reactor.

• 제어로봇시스템학회논문지
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• 제13권10호
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• pp.940-948
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• 2007

The Advanced Spent Fuel Conditioning Process(ACP), which is the process of the reduction of uranium oxide by lithium metal in a high temperature molten salt bath for spent fuel, was developed at Korea Atomic Energy Research Institute (KAERI). Since the ACP equipment is located in an intense radiation field (hot cell) as well as in a high temperature, it must be remotely operated and maintained. The ACP hot cell is very narrow so the workspace of the wall-mounted mechanical Master-Slave Manipulators(MSMs) is restricted. A Bridge Transported Servo Manipulator(BTSM) system has been developed to overcome the limitation of an access that is a drawback of the mechanical MSMs. The BTSM system consists ot a bridge crane with telescoping tubeset, a slave manipulator, a master manipulator, and a control system. We applied a bilateral position-position control scheme with friction compensation as force-reflecting controller. In this paper, the transmission characteristics on the tendon-and-pulley train is numerically formulated and analyzed. Also, we evaluate the performance of the force-reflecting servo manipulator.

• 자원환경지질
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• 제31권3호
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• pp.265-271
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• 1998

In the hydrologic and hydrochemical studies of natural waters, oxygen and hydrogen isotope compositions of waters are very important to elucidate the origin and circulation pattern of water in the hydrologic system. The hydrogen isotope analysis of waters usually has been undertaken through the reduction of water to form hydrogen gas using pure metals (in general, zinc and uranium). In 1996, a new apparatus (H/Device) was developed to prepare the water samples (by the reduction with Cr metal) without some intrinsic problems that may yield incorrect and/or inaccurate data, and was installed at 1997 in the Center for Mineral Resources Research (CMR) in Korea University. However, the optimistic conditions of preparation and analysis of samples has not been established. In this paper, we introduce the efficiency of H/Device to obtain accurate hydrogen isotope values of water, and discuss both the optimum conditions including the effective reduction time and the probable mixing (memory) effect between successive samples. We obtained large amounts of a laboratory working standard (KUW; Korea University Water) with the average ${\delta}D_{SMOW}$ value of $-42.1{\pm}1.0$‰ $(1{\sigma})$.

• 분석과학
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• 제17권1호
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• pp.23-28
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• 2004

Trace amount of uranyl (II) has been determined spectrophotometrically by measuring the optical density of the light blue yellowish coloured solutions formed by reaction between the metal ion and nicotinohydroxamic acid (NHx) in presence of different secondary ligands in strong isoamyl alcohol alkaline medium. The absorption maxima for both aqueous and extracted systems measured at their respective optimum pH were found to be 360 and 559 nm (DETA), 375 and 358 nm (EDA), 369 and 362 nm (piperidine), 354 and 341 nm (pyridine) and 363 and 336 nm (3 piperidine), 354 and 341 nm (pyridine) and 363 and 336 nm (3 - picoline), respectively at which Beer's law was obeyed. Effect of pH, reagent concentration, order of addition of reagent, time, temperature and solvent media on the absorption spectra have also been studied. Among the different systems studied, the shortest concentration range of uranyl(II) adhering to Beer's Law was 2.4 - 10.5 ppm observed for $UO_2(II)$ - NHx - DETA system in aqueous medium and also for iso amyl alcohol(IAA) extracted $UO_2$ - NHx - pyridine system was 2.4 - 7.8.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제49권6호
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• pp.1269-1286
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• 2017

This paper presents a newly developed resonance self-shielding method based on Tone's method in $APOLLO3^{(R)}$ for fast and thermal reactor calculations. The new method is based on simplified models, the narrow resonance approximation for the slowing down source and Tone's approximation for group collision probability matrix. It utilizes mathematical probability tables as quadrature formulas in calculating effective cross-sections. Numerical results for the ZPPR drawer calculations in 1,968 groups show that, in the case of the double-column fuel drawer, Tone's method gives equivalent precision to the subgroup method while markedly reducing the total number of collision probability matrix calculations and hence the central processing unit time. In the case of a single-column fuel drawer with the presence of a uranium metal material, Tone's method obtains less precise results than those of the subgroup method due to less precise heterogeneous-homogeneous equivalence. The same options are also applied to PWR UOX, MOX, and Gd cells using the SHEM 361-group library, with the objective of analyzing whether this energy mesh might be suitable for the application of this methodology to thermal systems. The numerical results show that comparable precision is reached with both Tone's and the subgroup methods, with the satisfactory representation of intrapellet spatial effects.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제30권2호
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• pp.99-111
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• 1998

Chemical composition of the insoluble residue in a simulated spent PWR fuel(SIMRJEL) were studied. SIMFUELS were prepared by adding calculated amount of FP(fission product) elements with a burnup of 3.6% FIMA(fission per initial metal atom) to uranium in nitrate solution, evaporating the mixed solution to dryness, calcining at 90$0^{\circ}C$ in a stream of 4% H$_2$ + 96% He, and heating the pellet at 140$0^{\circ}C$ under high and low oxygen potentials. Insoluble residue was obtained from the dissolution of the SIMFUEL with HNO$_3$(1 : 1). The chemical composition of the SIMFUELs and the insoluble residues was determined by EPMA(electron probe microanalysis), XPS(X-ray photoelectron spectroscopy) and by XRD (X-ray diffraction) measurements. All of the insoluble residues suspended and precipitated were composed mainly of Mo, Ru with a small amount of Zr, Rh, Pd and Cd. The amount of insoluble residue(<1 wt.%) and a Mo/Ru ratio decreased with increasing oxygen potential. Formation of the zirconium molybdate precipitate, ZrMo$_2$O$_{7}$(OH)$_2$($H_2O$)$_2$, was observed in the residues. The possible role of Mo on the phase formation was discussed in regard to oxygen potential.l.

• 자원환경지질
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• 제41권6호
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• pp.773-795
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• 2008

우리나라의 주요 수입 광종은 동광, 연-아연광, 철광, 망간광 및 몰리브덴광 등이다. 우리나라의 해외자원개발은 아시아 14개국 92개 사업, 미주 및 유럽지역 10개국 29개 사업 그리고 중동 및 아프리카 9개국 14개 사업이 있으며 주로 호주, 중국, 몽골 및 인도네시아에서 사업수가 높다. 호주, 인도네시아 및 중국의 사업은 대부분이 석탄이고 일부 망간, 철, 연-아연, 니켈, 구리, 금, 몰리브덴, 희유원소 및 우라늄 등이나 몽골은 금과 희유원소가 큰 부분을 차지한다. 금속자원에 대한 광상 유형별 대표적인 광상형은 조산 lode형 광상, VMS형 광상, 반암형 광상, SEDEX형 광상, MVT형 광상, IOCG형 광상 및 마그마성 Ni-Cu-PGE형 광상 등이 있으며 이들 유형별 광상들은 전세계적으로 도처에 분포하며 다른 유형별 광상보다 금속자원의 매장량이 높고 부산물인 미량 금속자원에 대한 품위도 높게 나타난다. 따라서 향후 해외광물자원의 탐사 및 개발에 있어 우선 각 국가별 매장량, 주요 광물자원의 생산량 및 지체구조와 함께 광상 유형별 등을 종합 검토하여 조사 및 탐사를 실시한다면, 해외자원개발의 투자 위험도가 감소될 뿐만 아니라 탐사대상지역에서 품위가 높은 광체를 확보할 수 있을 것이다.

• 해양환경안전학회지
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• 제18권2호
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• pp.67-83
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• 2012

양식활동이 활발한 반폐쇄적인 내만에서 퇴적물의 지화학적 특성을 파악하기 위하여 2010년 4월 가막만 전역의 19개 정점에서 표층 퇴적물을 채취하여 퇴적물 중의 금속(V, Cr, Mn, Fe, Co, Ni, Cu, Zn, Ag, Cd, Hg, Pb, As), 비금속(P, Se) 및 악티늄족 중 U원소의 분포특성을 파악하였다. 또한, 퇴적물기준 및 농축계수를 이용하여 금속원소의 오염도를 평가하였다. V, Cr, Fe, Co 및 Ni 등은 석영희석 효과, Cd 및 U은 유기물 희석효과, Mn, Ag, As 및 Se는 만의 북부 및 남부해역 정점들에서 표층퇴적물의 강한 환원환경경하에서 이산화망간 및 황산염이 유기물 분해의 산화제로 이용되면서 화학적 재분배에 의해 농도분포가 결정되어지는 것으로 보여진다. 미국 퇴적물 오염 기준(SQGs)에 의한 오염평가는 As의 경우 만의 중앙부를 제외한 대부분의 정점, Ni은 전 조사정점에서 ERL을 초과하였다. 농축계수(EF)를 이용한 평가는 Ni, Ag, Cd 및 As가 평균 EF가 1을 약간 초과하는 단계를 보였으며, 이외의 성분은 1과 유사하거나 혹은 그 이하 양호한 수준을 나타내었다.

• 방사성폐기물학회지
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• 제11권1호
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• pp.23-29
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• 2013

경제적이고 우수한 핵확산저항성을 갖는 파이로공정의 핵심 단위공정인 전해제련 공정에서 U와 TRU를 동시에 회수하기 위해 환원전극으로써 LCC가 사용된다. 한가지 원소만을 회수하는 금속음극과는 달리 LCC는 전기화학적으로 U와 TRU의 선택적 분리가 어려워 핵확산저항성을 높이는 기술의 핵심이라고 할 수 있다. LCC를 담아놓는 LCC 도가니는 U나 TRU로만 전착되어야하기 때문에 도가니는 전기적으로 절연되어야 한다. LCC와의 안정성과 회수된 TRU 및 용융염과의 화학적 안전성은 물론 공정 중 전착될 수 있는 금속 Li과의 반응성도 고려되어야하므로 LCC 도가니의 소재 특성은 매우 중요하다. 본 연구에서는 $Al_2O_3$, MgO, $Y_2O_3$, BeO 네 가지 대체 세라믹 소재의 화학적 안정성을 $500^{\circ}C$에서 모의 LCC로 열역학적 및 실험적으로 평가하였다. 세라믹 기판 위의 LCC 접촉각은 화학적 반응성을 예측하기 위해 시간에 따라 측정하였다. $Al_2O_3$는 가장 낮은 화학적 안정성 갖고 BeO는 재료 내에 존재하는 기공은 접촉각감소에 영향을 주었다. MgO, $Y_2O_3$는 우수한 화학적 안정성을 나타내었다.

• Korean Chemical Engineering Research
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• 제52권3호
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• pp.279-288
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• 2014

원자력발전은 국가의 안정적인 에너지 공급원 및 저탄소 발생 에너지원으로써 기능을 해왔으나, 원자력발전에 필수적으로 발생하는 사용후핵연료 축적이라는 큰 숙제를 안고 있다. 이를 해결하기 위한 방법 중의 하나가 파이로프로세싱과 소듐냉각고속로를 연계한 사용후핵연료의 재활용이다. 용융염 전해공정을 이용하는 파이로프로세싱은 사용후핵연료에 존재하는 장 반감기 고독성 원소와 고방열 핵종을 분리하여 고준위 폐기물을 줄이면서도 고속로의 원료물질을 공급하고, 소듐냉각고속로에서는 이를 이용하여 전력을 생산한 후 다시 그 사용후핵연료를 파이로프로세싱에서 원료물질로 가공하는 개념이다. 파이로프로세싱의 전단부에 해당하는 전해환원 공정은 산화물 형태의 사용후핵연료를 금속으로 전환시켜 후속 공정인 전해정련공정에 금속을 공급하는 역할을 한다. 파이로프로세싱을 위한 전해환원 공정의 상용화를 위해서는 고용량, 고효율의 시스템 개발이 요구되므로 양극과 음극에서 공정 속도의 영향을 미치는 인자를 연구하였다.