UO2 kernels, a key component of fuel elements for high temperature gas cooled reactors, have usually been prepared by sol-gel methods. Sol-gel processes have a number of advantages, such as simple processes and facilities, and higher sphericity and density. In this study, to produce 900 μm-sized UO2 particles using an external gelation process, contact length extension of the NH3 gas of the broth droplets pass and the improvement of the gelation device capable of spraying 14 MNH4OH solution are used to form 3,000 μm-sized liquid droplets. To produce high-sphericity and high-density UO2 particles, HMTA, which promotes the gelation reaction in the uranium broth solution, is added to diffuse ammonium ions from the outside of the gelation solution during the aging process and generate ammonium ions from the inside of the ADU gel particles. Sufficient gelation inside of ADU gel particles is achieved, and the density of the UO2 spheres that undergo the subsequent treatment is 10.78 g/cm3; the sphericity is analyzed and found to be 0.948, indicating good experimental results.

The object of this container is to store uranium precipitated in Mo-99 production process for long term. It will be used in the Gijang reactor. Uranium precipitates is stored in a container such as a form of filter cake. This container will be stored in the underground concrete storage for about 50 years when considering a storage facility life and safety. It is required high degree of structure integrity when considering decay heat from radioactive precipitated, external impact and etc, because it has to store radioactive materials for long term. In this study, thermal, structural and impact analysis about a container inserted 6 canisters was carried out. In the case of this thermal analysis, the object is to investigate the effect decay heat of uranium precipitate on the structure integrity of a container. The structural analysis was carried out to evaluate a structure integrity of the bottommost portion container among the 9 loaded containers. Finally, the impact analysis was carried out to evaluate the structure integrity of a container when that is dropped from maximum height of 5m during transport. As a result of this study, the structural integrity of this container is satisfactory about thermal, structural and impact.

최근 원전해체, 원전사고 등으로 인한 수계 내 방사성물질 제거 기술로 고분자 소재의 분리막이 사용되고 있지만 고에너지 광선으로 막의 변형 및 파손이 중요한 문제점 중 하나이다. 무기계열의 세라믹막은 강한 내구성을 지니며, 기 존의 한외여과막 수준의 표면 공극 크기를 나노여과막 수준으로 개질할 경우 방사선 물질 제거에 효과적이다. 본 연구에서는 알루미나-지르코니아 나노물질 을 여과코팅 방법으로 세라믹막 표면을 나노여과막 수준으로 개질을 하였고, SEM-EDX, 분획분자량, 오염 전 투수량을 통해 막의 특성 변화를 확인하였다. 제조된 세라믹 나노여과막의 방사선물질 제거 평가로 우라늄(Uranyl nitrate hexahydrate) 2 mg/L 수용액을 사용하였고, ICP-MS 분석결과 40% 제거율을 확인하였다.

순수한 우라늄 금속은 칩이나 분말로 존재할 경우 반응면적이 넓어 자연 발화할 정 도의 산화력을 지니며 산화열이 높기 때문에 운반 및 처리시 화재의 위험성이 있다. 따라서 이들을 장기보관하거나 영구처분시 안정한 형태의 전환이 우선되어야 한다. 외 국의 경우 감손우라늄 폐기물을 자연에서 가장 안전한 상태인 산화우라늄의 형태로 산화 처리 후 영구처분하고 있으며, 이를 위하여 우라늄 칩의 산화거동에 관한 연구가 수행 되었다. 우라늄 칩을 안전하게 보관하려면 불활성 분위기를 형성해 주든가 또는 우라늄 칩의 표면에 부동태층을 형성시켜야 한다. 또는 우라늄 칩을 광유속에 넣어 공 기나 물이 우라늄 칩에 접촉되지 않는 방법으로 보관하는 것이 바람직하다.

옥천대 우라늄 광화대 부근 퇴적암 지하수에 대한 수리지화학적 연구를 수행하여 옥천대 우라늄 광화대와 대전지역 우라늄 지하수와의 성인적 관련성을 고찰하였다. 지하수의 pH는 6.4-8.1의 범위로 중성에서 약칼리성 특성을 보이며, Eh는 대체로 -50-225 mV의 범위로서 일부는 환원성 환경의 특성을 보인다. 지하수는 탄산염광물의 용해반응으로 Ca2+ 및 HCO3- 함량이 우세한 Ca-HCO3 유형에 해당된다. 석탄광산 폐수에서는 1165μg/L의 우라늄이 검출되었으나 지하수내 우라늄 함량은 3.2μg/L 이하로 매우 낮다. 우라늄 광화대 부근 지하수에서 낮은 우라늄 함량은 낮은 Eh를 보이는 수리지화학적 특성에 기인한다. 대전지역 지하수 내 우라늄은 옥천대 우라늄 광화대로부터 공급되지는 않은 것으로 판단된다.

The effects of thermal treatment conditions on ADU (ammonium diuranate) prepared by SOL-GEL method, so-called GSP (Gel supported precipitation) process, were investigated for kernel preparation. In this study, ADU compound particles were calcined to particles in air and Ar atmospheres, and these particles were reduced and sintered in 4%-/Ar. During the thermal calcining treatment in air, ADU compound was slightly decomposed, and then converted to phases at . At , the phase appeared together with . After sintering of theses particles, the uranium oxide phases were reduced to a stoichiometric . As a result of the calcining treatment in Ar, more reduced-form of uranium oxide was observed than that treated in air atmosphere by XRD analysis. The final phases of these particles were estimated as a mixture of and .

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 densification and grain growth mechanisms of in and in have been investigated. Uranium dioxide powder compacts were sintered at 1 in or at 110 in for various times from 0.5 h to 16 h. The grain size and density of the specimens were measured. From the measured data, the mechanisms of the densification and grain growth were determined by use of available kinetic equations which express the relations between densification and grain growth. In both atmospheres, it has been found that the densification was controlled by the lattice diffusion and the grain growth by the surface diffusion of atoms around pores. It appears that the surface diffusivity as well as the lattice diffusivity increase considerably with the increase in O/U ratio in the specimen.

사염화우라늄 제조를 위해 염소가스와 탄소를 이용한 이산화우라늄의 염소화반응에 대하여 연구하였다. 이론적측면에서 열화학적 자료를 이용한 계산을 통하여 일어날 수 있는 반응들을 확인하였으며, 염소화반응이 진행되는 동안 초래될 현상에 대하여 검토하였다. 실험결과로 부터 반응온도, 반응시간 및 질소가스 주입비율이 사염화우라늄 제조에 미치는 영향을 정량적으로 평가하였다. 순수한 이산화우라늄을 사용한 사염화우라늄 제조공정에서의 적절한 반응시간과 반응온도는 각각 약 2시간과 500˚C-700˚C범위였으며, 질소가스의 적정 주입량은 염소가스의 약 50%로 나타났다.

사염화우라늄을 제조하기 위한 가장 효율적인 반응계는 이산화우라늄, 염소가스와 탄소분말이다. 여러 가지 실험변수 가운데 이산화우라늄의 염소화반응에 사용된 염소가스 주입량과 탄소의 양이 사염화우라늄 제조에 미치는 영향에 관하여 연구하였다. 각각의 실험변수들에 대한 전화율과 휘발률 계산을 통해 효율적인 반응을 위한 적정 염소가스 주입량과 탄소의 양을 구하였고, 이산화우라늄의 증가함에 따라 직접접촉에 의한 기체-고체반응에서는 전화율과 휘발률은 증가했으나 이후 과량을 첨가함에 따라 감소하였고, 용융염내의 기체-액체반응에서는 전화율의 미미한 증가와 휘발률의 감소를 확인하였가. 염소주입량이 증가함에 따라 전화율과 휘발률이 증가했으며, 과량의 염소가수 주입시 고이온가 염화물의 생성량이 증가하였다.

아미드옥심기와 복합재료 섬유흡착제를 제조하였고 해수로부터 우라늄이온의 분리 특성을 조사하였다. 흡착량은 흡착시간이 증가함에 따라 증가하였고 An:TEGMA:DVB의 몰비가 1:0.1:0.003인 수지가 pH 8 부근에서 최대 흡착능을 나타내었다. 또한 흡착량은 CFA에 첨가한 흡착제의 양이 증가함에 따라 증가하였으며 1시간 까지 선형적으로 증가하였고, 25˚C에서 최대흡착량을 나타내었다. 한편 Ca, Mg 이온은 흡-탈착 cycle이 반복될수록 증가하였으며 그양은 각각 0.3, 0.9mmole/g-Ads로 우라늄 이온의 그것보다 매우 낮았다. 흡착된 우라늄 이온의 탈착은 흡착제의 종류에 관계없이 약 30분 이내에 거의 100% 탈착되었다.

해수로 부터 우라늄 분리를 위한 아미드옥심형 섬유복합재료 흡착제를 제조하였고, IR, 팽윤도 실험, CHN 원소분석, SEM 및 흡착능 실험을 통하여 그 특성을 알아보았다. AN-TEGMA 및 AN-TEGMA-DVB 공중합체의 팽윤율과 수율은 가교제의 함량이 증가할 수록 감소하였으며, 수율은 AN-TEGMA 공중합체의 경우 85-92%였고 AN-TEGMA-DVB 공중합체는 82-88%였다. 다공도도가교체의 함량이 증가할 수록 감소하였으며 AN-TEGMA-DVB 공중합체가 AN-TEGMA 공중합체보다 작았다. 또한 전자현미경 관찰 결과 제조한 섬유 복합재료 흡착제의 표면에 흡착제가 고루 분포되어 있는 것을 확인하였고, 흡착제의 최적 첨가량은 40wt%이었다. 섬유복합재료 흡착제의 우라늄 흡착량은 pH 8 부근에서 최대 였으며, 해수의 pH가 8.3임을 감안할 때 해수 우라늄 분리에 적합한 소재 임을 알 수 있었다.

The measurements of uranium with nuclear fission track technique on the Holocene carbonate components and submarine cements in South Florida, U.S.A. and the Bahamas have allowed not only characteristic uranium concentrations but also spatial distribution. Relatively high uranium concentrations were found in coral skeletons (2.5 ppm). ooids (2.8 ppm), and peloids (3.2 ppm) whereas most of the modern calcareous organisms contain low uranium concentrations. Varied uranium concentrations were found in submarine cements; more than 3 ppm in acicular aragonite, 2 to 3 ppm in micritic Mg-calcite in inter- and intraparticle pores, and 0.7 to 2.8 ppm in micirtic envelopes. Heterogeneous distributions of uranium were quite common in both skeletons and inorganic carbonates. Marine organisms seem to discriminate against uranium while they are alive and thereby they contain low uranium concentrations whereas inorganic carbonate components incorporate uranium in equilibrium with seawater and thereby the contain high uranium concentration. In incorporation of uramiun into carbonate componets physiology and mineralogy seem to be important in organism whereas minerablogy and CO₂ content of seawater are thought to be important in inorganic components. Characteristic uranium concentrations and spatial distribution pattern in modern carbonates suggest that uranium can be used as a powerful diagenentic indicator in studying ancient carbonate rocks. This study reveals that the fission track technique is an advantageous tool in studying petrography

용존 6가 우라늄은 다양한 화학종으로 존재하며, 화학종의 분포는 수용액의 pH에 의존한다. 산성 및 중성 근처의 pH 환경 에서는 대표적으로 UO2 2+, UO2OH+, (UO2)2(OH)2 2+, (UO2)3(OH)5 + 화학종이 공존한다. 수용액 속에 비결정성 실리카가 콜로이드 성질의 부유입자 상태로 존재할 때 용존 화학종은 실리카 표면에 쉽게 흡착된다. 이 연구에서는 표면 흡착 화학종의 분 포가 용존 화학종의 분포를 따르는지 조사하였다. 시료의 pH 값이 3.5-7.5인 조건에서 3종의 용존 화학종(UO2 2+, UO2OH+, (UO2)3(OH)5 +)과 2종의 표면 흡착 화학종(≡SiO2UO2, ≡SiO2(UO2)OH‐ 또는 ≡SiO2(UO2)3(OH)5 ‐)의 시간 분해 발광(luminescence) 스펙트럼을 측정하였다. pH 변화에 따른 각 화학종의 스펙트럼 변화 양상을 비교한 결과로 표면 흡착 U(VI) 화학종의 분포는 용존 U(VI) 화학종의 분포와 다르다는 것을 확인하였다.

파이로 공정에서는 사용후핵연료 관리 공정 개발의 일환으로 산화 우라늄을 고온 용융염 전해질계에서 전기화학적 방법으로 환원시키기 위한 전해환원 공정이 개발되고 있다. 이에 따른 전해환원 공정의 반응기 설계를 위해서는 전기화학적 이론에 기초한 모델이 요구되고 있다. 본 연구에서는 상 분리를 설명하는 phase-field 이론에 기초하여 우라늄 산화물의 전해환원 모사를 위한 1차원 모델이 개발되었다. 모델은 우라늄 산화물 내 산소 원소의 확산과 펠렛 표면에서 전기화학 반응 속도를 나타내는 매개변수를 사용하여 외부로부터 내부로 진행되는 전해환원을 잘 모사하고 있으며 계산 결과 전체 전류는 산소 원소의 내부 확산에 크게 의존하는 것으로 나타났다. 전해환원 반응에 대한 모델은 대용량 장치 설계에 최적화된 조건 도출에 활용될 것으로 예상되며 장치 설계가 완료되면 공정 연계 모사에 직접 사용될 것으로 기대된다.