고연소도 경수로사용후핵연료를 이용하여 voloxidation 및 소결 열처리 공정으로부터 세슘의 시간에 따른 방출 거동을 실험적으로 평가하였다. 사용후핵연료 voloxidation 공정에서는 fragment 형태의 시편을 사용하여 최대 의 산화 및 환원 분위기에 따른 세슘 방출 거동을 상호 비교하였으며, 소결 공정에서는 압분체를 이용하여 4% H2/Ar 환원분위기 에서 열처리 온도 변화에 따른 세슘방출 특성 변화를 분석하였다. 산화 분위기에서 fragment 형태의 사용후핵연료로부터 세슘 방출 온도 구간은 였으며, 환원 분위기에서 압분체로부터 방출 온도 구간은 로서, 산화에 의한 사용후핵 연료의 분말화가 세슘 방출 거동에 영향을 미치는 것으로 나타났다. 아울러 사용후핵 연료로부터 세슘 방출 거동에 영향을 미치는 주요 인자는 사용후핵 연료내 세슘 화합물의 화학적 형태뿐만 아니라 결정립 및 핵연료 표면으로의 확산 속도에 지배를 받음을 알 수 있었다.

사용후핵연료의 건식 재가공을 위한 핵연료 원격 제조공정중 분말제조를 위한 산화 및 OREOX(산화 환원공정)열처리 공정으로부터 및 핵분열기체의 방출거동을 정량적으로 평가하였다. 특히 사용후핵연료의 평균 연소도가 범위내에서 연소도 변화에 따른 핵분열기체의 방출 분율은 측정한 실험결과와 ORIGEN 코드로부터 계산된 초기 inventory를 상호 비교하여 구하였다. 1차 산화공정(voloxidation)에서 및 의 시간에 따른 방출거동은 핵연료의 으로의 분말화 정도와 밀접한 관련이 있는 것으로 보이며, 입계(grain-boundary)에 분포된 핵분열기체가 대부분 방출되는 것으로 여겨진다. 산화분말을 이용한 OREOX 공정으로부터 핵분열기체의 높은 방출율은 의 환원공정에서 온도 증가에 의한 기체 확산 및 으로의 환원에 의한 U 원자 이동성 증가에 의존하며 주로 inter-grain 및 intra-grain에 분포된 핵분열기체가 방출된 것으로 판단된다. 일차 산화공정시 및 핵분열기체의 방출 분율은 핵 연료 연소도가 증가함에 따라 높게 나타났고 방출 분율 범위는 총 inventory의 정도며, 산화분말의 OREOX 공정처리시 잔류 핵분열기체 대부분이 방출되는 것으로 보인다. 아울러 사용후핵 연료로부터 핵분열기체의 제거를 위해서는 고온 환원분위기보다는 산화에 의한 분말화가 더 효과적인 것으로 여겨진다.

The effect of a CAM (Continuous Attrition Mill) treatment on the sinterability of ex-ADU powder was investigated. As the cycles of a CAM increased, the apparent density, specific surface area and O/U of the milled powder increased, but there particle sizes decreased. However the sintered density of the pellet decreased as the cycles of the CAM increased. It is considered that the decrease of the sintered density is due to the formation of , which was produced by a CAM mechanism

중수로 원전내 여러 계통으로 부터 발생된 폐수지내에는 핵종이 다량 함유되어 있으며, Class A 및 C 폐기물로 분류되는 폐수지의 적정 처리 기술 개발을 위한 기초연구를 수행하였다. IRN-150 혼상 이온교환수지를 이용하여 비방사성 이온과 양이온의 흡착 특성 및 탈차용액을 이용한 이온의 제거 특성을 고찰하였다. IRN-150 수지의 이온의 흡착능은 이론값에 근접한 11 mg-C/g-IRN-150을 나타내었고, 양이온의 흡착 친화도를 단일성분 및 복합성분 시스템을 이용하여 분석하였다. 여러 가지 탈착용액을 이용한 폐수지로부터 이온의 제거 특성을 평가한 결과, 핵종을 전량 효과적으로 제거하기 위해서는 보다도 용액이 유리한 것으로 나타났다.

[ ] 핵종이 함유된 IRN-150 혼상 폐수지로부터 이온의 제거 및 제거된 핵종의 기체로의 전환 특성을 고찰하였다. 비방사성 이온이 흡착되어 있는 IRN-150 혼합수지로부터 이온의 탈착용액내로의 분리 및 기체로의 전환 특성을 용액의 농도 변화에 따라 평가하였으며, 탈착용액으로는 를 사용하였고, 비교 평가를 위하여 NaOH, , HCl를 이용한 기체로의 전환 특성을 분석하였다. 아울러 월성 원자력발전소에 저장중인 실제 폐수지를 이용하여 탈착용액을 이용한 폐수지내 핵종의 기체화 특성을 평가하였고, 탈착후 잔류용액내 존재하는 감마핵종을 분석하였다.

The elastic moduli of simulated dry process fuels with varying composition and density were measured in order to analyze the mechanical properties of a dry process fuel pellet. Resonant ultrasound spectroscopy(RUS) which can determine all elastic moduli with one set of measurements for a rectangular parallelepiped sample was used to measure the elastic moduli of UO and simulated dry process fuel. The simulated dry process fuel showed a higher value of Young's modulus than UO due to the presence of metallic precipitates and solid solution elements in the UO matrix. The correlation between Young's modulus and porosity(P) of simulated dry process fuel was found to be 231.4-651.8 P (GPa) at room temperature. Dry process fuel with a higher burnup showed higher Young's modulus because total content of fission product element was increased.

폐기물 용액의 pH 변화에 따른 고정층에서 우라늄 및 코발트 이온의 흡착거동을 다성분 흡착시스템으로 가정하여 이론적으로 예측하였다. 즉 pH 변화에 따라 존재 분율이 달라지는 각 이온 성분들이 상호 경쟁적으로 흡착한다는 가정 하에서, 평형실험에서 얻어진 결과와 우라늄 및 코발트 이온의 용액특성 (Solution chemistry)을 상호 결합하여 각 이온 성분들의 Langmuir 평형상수 값을 Ideal Adsorbed Solution Theory를 도입하여 구하였으며, 이상의 결과를 이용하여 고정층 파과곡선을 이론적으로 계산한 결과 pH 변화에 따른 흡착거동을 비교적 잘 예측할 수 있었다 따라서 본 연구에서 시도한 방법은 이온 농도와 pH가 높은 경우를 제외하고 pH 변화에 따라 용액 내에 이온의 형태가 다양하게 존재하는 흡착 시스템을 이론적으로 예측하는 데 비교적 유용하게 사용할 수 있을 것으로 판단된다.

The nano-scale crystallite sizes of uranium oxide powders in simulated spent fuel were measured by the neutron diffraction line broadening method in order to analyze the sintering behavior of the dry process fuel. The mixed and fission product powders were dry-milled in an attritor for 30, 60, and 120 min. The diffraction patterns of the powders were obtained by using the high resolution powder diffractometer in the HANARO research reactor. Diffraction line broadening due to crystallite size was measured using various techniques such as the Stokes' deconvolution, profile fitting methods using Cauchy function, Gaussian function, and Voigt function, and the Warren-Averbach method. The non-uniform strain, stacking fault and twin probability were measured using the information from the diffraction pattern. The realistic crystallite size could be obtained after separation of the contribution from the non-uniform strain, stacking fault and twin.

The simulated DUPIC fuel provides a convenient way to investigate fuel properties and behaviours such as thermal conductivity, thermal expansion, fission gas release, leaching and so on. Several pellets simulating the composition and microstructure of the DUPIC fuel were fabricated from resintering powder through the OREOX process of the simulated spent fuel pellets, which were prepared from the mixture of stable forms of constituent nuclides. This study describes the powder treatment, OREOX, compaction and sintering to fabricate simulated DUPIC fuel using the simulated spent fuel. The homogeneity of additives in the powder was observed after attrition milling. The microstructure of the simulated spent fuel was in agreement with the previous studies. The densities and the grain size of simulated DUPIC fuel was pellets are higher than those of simulated spent fuel pellets. Small metallic precipitates and oxide precipitates were observed on matrix grain boundaries.