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핵연료 분말의 제조와 여액의 처리(Vol.24 No.1)
정경체,이규일,박진호,황성태,김의식 충북대학교 산업과학기술연구소 2010 산업과학기술연구 논문집 Vol.24 No.1
현재 우리나라에서 제조되는 핵연료는 우라늄 원료물질인 UNH(uranyl nitrate hexahydrate, UO2(NO3)2 · 6H20) 용액이나 저농축의 UF6 분말을 제조하고 이를 고온의 수소분위기하에서 배소 · 환원시켜 UO2 분말을 제조한 후, 이를 압분/소결 및 가공하여 핵연료 집합체를 제조한 다음 원자력발전소에 장전하게 되는데, 본 연구엣는 현재 국내에서 채택하고 있는 AUC 변환공정의 특성상 AUC변환공정에서 제조된 AUC 및 UO2 분말의 특성에 대해 간단히 알아보고, 공정에서 발생하는 폐액으로부터 유가물질인 우라늄(경수로에서 저농축 UF6, 가스로 약 3.5% 농축도인 우라늄을 사용할 경오 1.000$/Kg-U, 1992 기준)과 불소의 회수방안과, 분말의 변환과정에서 발생하는 탄산가스와 암모니아 가스를 흡수시킨 탄산암모늄 용액을 폐기하는 대신 재 사용하는 방안 등에 대한 연구를 수행함으로써, AUC 변환공정의 공정개선과 분말의 특성 및 경제성 제고를 위한 방안 등을 고찰해 보고자 하였다.
김병호,정경체,정지영,김태준,황성태 한국공업화학회 2000 한국공업화학회 연구논문 초록집 Vol.2000 No.0
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정지영,어재혁,김태준,정경체,김병호,한도희,박남국 한국공업화학회 2004 응용화학 Vol.8 No.1
In order to investigate the later phase of a sodium-water reaction (SWR) event in KALIMER (Korea Advanced Liquid MEtal Reactor), the code SELPSTA (Sodium-water reaction Event Later Phase System Transient Analyzer) has been developed and an experimeantal study has been carried out for verification of the simple analysis model applied to the code. The 24 data set obtained in the experiment have been pre-analyzed. Comparison of SELPSTA results with experimental data shows fairly good agreement in the transient.