KR100764902B1 - 우라늄 알루미나이드 핵연료 및 이의 제조방법 - Google Patents

우라늄 알루미나이드 핵연료 및 이의 제조방법 Download PDF

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Abstract

본 발명은 우라늄을 고밀도로 함유하는 우라늄 알루미나이드 핵연료의 제조방법 및 상기 방법에 의해 제조된 우라늄 알루미나이드 핵연료에 관한 것으로, 더욱 구체적으로 우라늄 금속분말 및 알루미늄 금속분말을 준비하는 단계, 상기 제조된 우라늄 금속분말 및 알루미늄 금속분말을 혼합하고, 상기 금속분말의 압분체를 제조하는 단계, 상기 제조된 금속분말의 압분체를 열간압출하여 우라늄이 분산된 알루미늄 기지 압출재를 제조하는 단계 및 상기 제조된 우라늄이 분산된 알루미늄 기지 압출재를 열처리하는 단계를 포함하는 과(hyper)UAl2 조성을 갖는 우라늄 알루미나이드 핵연료를 제조하는 방법 및 이에 의해 제조되는 과UAl2 우라늄 알루미나이드 핵연료에 관한 것이다.
우라늄 알루미나이드, 핵연료, ＵＡｌ2

Description

우라늄 알루미나이드 핵연료 및 이의 제조방법{Uranium aluminide nuclear fuel and preparation method thereof}
도 1은 본 발명에 따른 우라늄 알루미나이드 제조공정을 나타내는 개략도이고,
도 2는 우라늄 알루미나이드의 우라늄 및 알루미늄의 이원계 상태도이고,
도 3은 본 발명의 실시예 1~3에 의해 제조된 우라늄 알루미나이드의 XRD 분석결과를 나타내는 그래프이고,
도 4는 가압 열처리에 사용되는 흑연 몰드의 형태에 따른 본 발명의 실시예 2에 의해 제조된 우라늄 알루미나이드의 상대적 밀도의 변화를 나타내는 그래프이고,
도 5는 본 발명의 실시예 2에 의해 제조된 우라늄 알루미나이드의 온도에 따른 열전도도의 변화를 나타내는 그래프이다.
본 발명은 우라늄을 고밀도로 함유하는 우라늄 알루미나이드 핵연료의 제조방법 및 상기 방법에 의해 제조된 우라늄 알루미나이드 핵연료에 관한 것이다.
우라늄 알루미나이드 핵연료는 연구용 원자로 핵연료로 개발되어 사용되어 오고 있는 물질이다. 구체적으로, 상기 우라늄 알루미나이드 핵연료는 알루미늄 기지에 우라늄 알루미나이드 입자가 분산된 형태의 핵연료로서, 알루미늄 금속에 약 18 중량%의 우라늄 금속을 첨가하여 합금된 UAl3 및 UAl4 의 혼합상인 UAlx 입자가 석출된 합금 물질이다. 이러한 우라늄 알루미나이드 핵연료는 알루미늄이 기지상이므로 열전도도가 매우 우수하여 중심부 온도가 낮게 유지되기 때문에 온도의 상승에 의한 거동 악화를 방지할 수 있다. 우라늄 알루미나이드의 이러한 특징은 연구용 원자로 핵연료에 적합하기 때문에 1950년대 및 1960년대에 연구용 원자로에 널리 사용되어 왔다.
그러나, UAlx 중 UAl4는 방사선 조사에 대해 불안정하여 핵연료로서의 사용이 효과적이지 못하고, UAl3 및 UAl2는 그 결정구조의 특성상 방사선 조사에 대한 안정성이 우수하고, 특히 UAl2의 경우에는 핵연료 내에 우라늄의 밀도가 높기 때문에 주목을 받았으나, 이를 제조하는 데 어려움이 있었다. 따라서, 이후 UO2, U3Si 등이 핵연료로 개발되어 사용된 후에는 우라늄과 알루미늄의 반응물로써, 조사안정성에 대한 연구가 주로 진행되었을 뿐, 우라늄 알루미나이드를 핵연료로서 개발하 려는 시도는 전무하였다.
이러한 우라늄 알루미나이드는 알루미늄의 화학양론(stoichiometry)에 따라서 UAl4, UAl3 및 UAl2의 세 가지 상으로 나눌 수 있다. 이하에서 구체적으로 살펴본다.
먼저, UAl4는 화학양론적 범위가 넓고, 오소롬빅(orhthorhombic) 결정구조를 갖는 물질로서, 이러한 결정구조는 결정학적 이방성에 기인하는 취약한 방사성 조사 특성을 갖기 때문에, 핵연료로서의 사용이 부적합하다고 보고되었다(G. L. Hofman, Nuclear Technology 77, 110 (1987)).
다음으로, UAl3는 AuCu3 큐빅(cubic) 결정구조(unit cell : a = 4.265 Å)를 갖는 물질로서, 제조가 용이하고, 상기 UAl4에 비하여 연성(ductility)이며, 큐빅 구조의 결정학적 등방성에 기인하는 안정한 방사성 조사 특성을 나타내고, 지르코늄 등의 금속원소에 의해 상을 안정화시킬 수 있기 때문에 분산핵연료로서 많이 연구되었다.
다음으로, UAl2는 MgCu2 (C15) 결정구조(Unit cell : a = 7.777 Å(M. Sekar, et al., Journal of Alloys and Compounds 350, 1~4, 2003))를 갖는 물질로서, 상기 UAl3와 같은 등방성 및 안정한 방사선 조사 특성을 나타내며, 높은 우라늄 밀도(6.63 gU/㎤)를 가지고 있으나, 자연발화성(pyrophoric) 성질뿐만 아니라 단상(single phase)의 제조가 어렵다는 것이 단점으로 알려져 있다.
한편, 종래 연구용 원자로에는 효율적인 연구를 위한 높은 중성자속을 얻기 위해, 90% 이상의 고농축 우라늄 합금을 핵연료로 사용하여 왔다. 그러나, 농축 우라늄은 핵확산 위험이 크기 때문에, 핵비확산 정책의 일환으로 U-235의 농축도를 낮추려는 노력이 시도되었고, 이를 위해 연구용 원자로 핵연료의 우라늄 함량을 높이려는 연구가 진행되었다. 이하에서 구체적으로 살펴본다.
UAlx를 합금 용해 주조하여 잉곳(ingot) 형태로 제조한 후, 이를 분쇄하여 UAlx 분말을 제조하고, 이를 알루미늄 분말과 혼합하여 압분, 압연하여 분산핵연료를 제조하는 방법이 있다("Development and characterization of UAlx alloy" Proceedings of the 3 Braxilian meeting on nuclear application V.2, 1995, 774-779). 상기 방법은 합금 용해 방법에 따라, 아크 용해(arc melting)를 이용하는 방법(A. J. Arko, F. Y. Fradin, and M. B. Broodsky, Physical Review B 8(9), 4104 (1973)) 또는 고주파 유도로를 이용하는 방법(J. Gomez, R. Morado, E. E. Rerez, D. R. Giorsetti, G. L. Copeland, G. L. Hofman, and J. L. Snelgrove, presemted at the Int. Mtg. on Reduced Enrichment for Research and Test Reactors, IL : ANL, 1985 (unpublished))으로 나눌 수 있다.
그러나, 상기 합금 용해 주조법은 U-Al 금속간 화합물에서 UAl4에서 UAl3, UAl2로 Al의 함량이 적은 쪽으로 갈수록 융점이 높아져, UAl2의 경우 용융온도가 1620 ℃나 되고, 증기압이 높은 알루미늄을 합금하는 제조공정이 어렵고(도 2 참조), 합금된 후 분쇄된 분말의 발화성이 높아지기 때문에, Al의 함량이 제한되는 단점이 있다. 또한, 이러한 분산 핵연료에서 핵연료 입자 분말 체적 분율도 제한되기 때문에, 기존의 핵연료는 알루미늄 기지상의 UAlx 입자의 우라늄 밀도는 최대 2.3 gU/cc를 넘지 못한다. 나아가, 상기 합금 용해 주조방법은 UAl2, UAl3, UAl4가 혼재되어 있다는 문제가 있었다.
따라서, 이러한 문제를 해결하기 위해, 우라늄 밀도가 낮고 팽윤 거동이 나쁜 UAl4를 함유하지 않은 거의 순수한 과(hyper) UAl2 우라늄 알루미나이드 핵연료를 제조할 수 있는 방법이 필요하게 되었다.
이에, 본 발명자들은 우라늄 금속분말을 먼저 제조하고, 알루미늄 분말과 혼합한 후, 엄격히 조절된 공간 내에서 열처리 확산법을 이용하여 합금 용해 주조법에 의한 UAl2 제조상의 문제점을 해결하고, 큐빅 결정구조를 가지고 있어 안정한 방사선 조사 특성을 가지며, 핵분열 생성물을 효과적으로 고용하고, 핵분열 기체에 의한 기포형성의 억제 및 우수한 열전도도를 갖는, 고온에서의 용융없이 고밀도 단상의 거의 순수한 UAl2 우라늄 알루미나이드 핵연료를 제조하는 방법을 알아내고, 본 발명을 완성하였다.
본 발명의 목적은 우라늄 알루미나이드 핵연료의 제조방법 및 이에 의해 제조되는 우라늄 알루미나이드 핵연료를 제공하는 데 있다.
상기 목적을 달성하기 위하여, 본 발명은
우라늄 금속분말 및 알루미늄 금속분말을 준비하는 단계(단계 1);
상기 단계 1에서 제조된 우라늄 금속분말 및 알루미늄 금속분말을 혼합하고, 상기 금속분말의 압분체를 제조하는 단계(단계 2);
상기 단계 2에서 제조된 금속분말의 압분체를 열간압출하여 우라늄이 분산된 알루미늄 기지 압출재를 제조하는 단계(단계 3); 및
상기 단계 3에서 제조된 우라늄이 분산된 알루미늄 기지 압출재를 열처리하는 단계(단계 4)를 포함하는 과(hyper)UAl2 조성을 갖는 우라늄 알루미나이드 핵연료를 제조하는 방법을 제공한다.
이하, 도 1을 참조하여 본 발명을 상세히 설명한다.
먼저, 본 발명에 따른 단계 1에서는 우라늄 금속분말 및 알루미늄 금속분말을 준비한다(S100). 상기 단계 1(S100)을 수행하는 방법은 특별한 제한이 있는 것은 아니나, 바람직하게는 원심분무법(centrifugal atomization), 미세균일금속입자(uniform solder ball) 제조에 사용하는 초음파 분무법(ultrasonic atomization) 또는 수소화/탈수소법(hydration and dehydration)에 의해 준비될 수 있다.
상기 원심분무법은 금속 용탕을 고속으로 회전하는 디스크 위에 부어 금속 용탕이 원심력에 의해 액적(droplet)을 형성하며 낙하하는 중에 냉각 응고되어 금속입자를 생성하는 방법이다.
초음파분무법은 바닥부에 구멍(orifice)을 갖는 도가니에 가열되어 있는 금속 용탕에 진동을 가하면서 불활성 가스 분위기로 가압을 하여 구멍으로부터 액적이 형성되면서 냉각 가스 흐름의 역방향으로 낙하는 중에 냉각 응고되어 금속입자를 생성하는 방법이다.
수소화/탈수소법은 우라늄 괴를 1~2 atm의 수소 분위기에서 100~200 ℃ 정도의 온도로 유지하면 수소가스가 우라늄 금속 결정립 계면을 통하여 침투되면서 저밀도의 취성(Brittleness)이 큰 우라늄수소화합물(UH3)이 형성되도록 하면 자체 파쇄되어 미분의 입자가 형성된다. 이렇게 결합된 수소는 약 500 ℃의 온도에서 고진공 분위기를 유지하여 제거함으로써, 금속입자를 생성하는 방법이다.
이렇게 제조된 상기 금속 분말의 크기는 우라늄 알루미나이드를 생성하기 위해서 그 크기가 미세할수록 효과적이다. 그러나, 입자 크기가 너무 미세하면 우라늄 압분 및 압출 공정과정에서 공기 중에 노출될 경우 발화성이 너무 커져 작업성이 떨어지는 문제가 있다. 따라서, 상기 문제를 해결한다는 관점에서 본 발명의 금속입자의 크기는 0 ~ 50 ㎛ 범위 내인 것이 바람직하다.
다음, 본 발명에 따른 단계 2에서는 상기 단계 1에서 제조된 우라늄 금속분말과 알루미늄 금속분말 입자를 혼합하고, 이들을 압분한다(S200 내지 S300).
상기 우라늄 금속분말 및 알루미늄 금속분말의 혼합하는 단계(S200)는 믹서 또는 볼밀을 이용하여 수행될 수 있다. 이 경우 상기 혼합 조성은 본 발명의 우라늄 알루미나이드가 과UAl2 조성을 갖도록 우라늄 1 원자당 알루미늄 2 내지 3 원자가 되도록 조절하는 것이 바람직하다. 만일, 알루미늄의 혼합량이 우라늄 1 원자 당 2 원자 이하인 경우에는 우라늄 상이 존재하여 바람직한 UAlx의 핵연료를 얻을 수 없으며, 우라늄 1 원자당 3 원자를 초과하는 경우에는 UAl4가 생성되기 때문에 핵연료로서 바람직하게 사용될 수 없다.
본 발명에 따른 상기 금속분말의 압분체를 제조하는 단계는 더블 액션 일축 가압 프레스를 이용하여 수행될 수 있다. 약 10~30 mm 정도의 지름을 갖는 다이(Die)에 금속 분말을 장입하고, 5~30톤의 더블 액션 일축 프레스의 위 아래에 장착 된 펀치가 장입된 상기 금속분말을 동시에 압축하는 방식으로 압분체를 제조할 수 있다.
다음, 본 발명에 따른 단계 3에서는 상기 단계 2(S300)에서 제조된 우라늄 금속분말 및 알루미늄 금속분말의 압분체를 열간압출하여 우라늄이 분산된 알루미늄 기지 압출재를 제조한다(S400).
상기 단계 2(S300)에서 제조된 금속분말의 압분체로부터 우라늄이 분산된 알루미늄 기지 압출재를 제조하는 단계는 열간압출법에 의해 수행될 수 있다. 이러한 열간압출은 상기 금속분말의 압분체가 가공에 의한 경화를 일으키지 않는 재결정온도 이상의 온도에서 수행되는 것이 바람직하다. 따라서, 본 발명에 따른 상기 열간압출 온도는 350 ~ 450 ℃의 범위 내인 것이 바람직하다. 상기 열간압출에 의하면, 95% 이상의 고밀도로 치밀화된 알루미늄 기지 압출재를 얻을 수 있다.
본 발명에 따른 단계 4(S500)는 상기 단계 3(S400)에서 제조된 알루미늄 기지 압출재의 형상을 유지하고 기공 형성을 억제하기 위해 가압 열처리를 수행한다. 상기 단계 4(S500)의 가압 열처리는 열간 가압 프레스법(hot press), 열간 정수압 프레스법(hot isostatic press, HIP), 스파크 플라즈마 소결법(spark plasma sintering, SPS), 착탈식 몰드법(도 4 참조) 등을 이용하여 수행될 수 있다.
상기 가압 열처리 온도는 1100~1500 ℃인 것이 바람직하고, 우라늄의 용융온도인 1133 ℃ 이상에서 수행하는 것이 더욱 바람직하다. 또한, 열처리 시간은 충분한 반 응을 위해 1~20시간 동안 유지하는 것이 바람직하다.
또한, 본 발명은 상술한 제조방법에 의해 제조되는 과UAl2 우라늄 알루미나이드 핵연료를 제공한다.
UAl2가 과량으로 존재하는 경우뿐만 아니라, UAl3가 과량으로 존재하는 경우에도 우라늄 알루미나이드 핵연료로서 사용되는 데는 특별히 좋지 않다는 문제는 없기 때문에 UAl2 및 UAl3의 함량에 대한 특별한 제한은 없다. 즉, 최초 우라늄과 알루미늄의 분말 조성을 UAl2 이상, 즉 화학양론적으로 우라늄 1 원자당 알루미늄 2 원자보다 약간 큰 과UAl2 조성에서 열처리를 할 경우, UAl2 외에 UAl3가 소량 잔존하게 된다. 그러나, 이와 같은 UAl3가 남아 있는 경우라도 우라늄 알루미나이드 핵연료로서 사용되는데 큰 문제는 없다.
한편, UAl3의 함량이 UAl2의 함량보다도 오히려 더 많은 경우에도 핵연료로 성능면에서는 저하되지 않는다. 다만, 우라늄의 밀도가 다소 저하되는 단점이 있다. 결론적으로, UAl2 및 UAl3 외에 우라늄 및 UAl4를 생성하지 않는 조성의 재료는 핵연료로 적합하게 사용할 수 있다.
다만, 고농도의 우라늄을 함유하는 과UAl2 우라늄 알루미나이드 핵연료를 제조한다는 관점에서, 본 발명의 제조방법에 의해 제조되는 우라늄 알루미나이드 핵 연료 내의 UAl2의 함량은 85~99.9 중량%이고, UAl3의 함량은 0.1~15 중량%인 것이 바람직하며, UAl2의 함량은 95~99.9 중량%, UAl3의 함량은 0.1~5 중량%인 것이 더욱 바람직하다.
이하, 본 발명을 실시예 및 실험예에 의해 상세히 설명한다. 단, 하기의 실시예는 본 발명을 예시하는 것일 뿐, 본 발명의 내용이 이에 한정되는 것은 아니다.
< 실시예 1~3> 펠렛 (pellet) 형태의 우라늄 알루미나이드의 제조
고밀도의 우라늄을 함유하는 우라늄 알루미나이드를 하기의 방법에 의해 펠렛 형태로 제조하였다.
먼저, 원심분무법을 이용하여 100 ㎛ 이하의 크기를 갖는 우라늄 금속분말 및 알루미늄 금속분말을 제조하였다. 제조된 상기 금속분말을 믹서를 이용하여 우라늄 금속분말 (324 g), 알루미늄 금속분말 (76 g)을 혼합하고, 더블 액션 5톤 일축 가압프레스 장치를 이용하여 상기 혼합된 금속분말을 압분하였다. 다음으로, 상기 금속분말의 압분체를 400 ℃에서 250톤 가압프레스를 이용하여 열간압출하고 알루미늄 기지 압출재를 얻었다(150 g). 다음으로, 상기 압출재를 여러 가지 형태의 가압형 흑연 몰드(도 4의 (a)~(c))에 충진하고, 1100, 1200, 1300 ℃의 온도(각각, 실시예 1, 2 및 3)에서 10시간 동안 열처리하여 과UAl2 우라늄 알루미나이드 핵연료 를 제조하였다.
< 실험예 1> 열처리 온도에 따른 본 발명의 우라늄 알루미나이드의 XRD 스펙트럼 분석
상기 실시예 1~3에 의해 열처리 온도를 달리하여 제조된 과UAl2 우라늄 알루미나이드 핵연료 시편에 대하여 XRD(Material Analysis and Characterization사, 모델 번호 : M03XHFXRD) 스펙트럼을 측정하고, 그 결과를 도 3에 나타내었다.
도 3에 나타난 바와 같이, 시편 내의 UAl2의 비율은 1300 ℃에서 가장 높게 나타나는 것으로 확인되었다. 이로부터, 본 발명에 의해 제조되는 우라늄 알루미나이드 핵연료는 열처리 온도가 증가할수록 UAl2 조성이 우수함을 알 수 있다.
< 실험예 2> 가압형 몰드의 형태에 따른 본 발명의 우라늄 알루미나이드 핵연료의 상대적 우라늄 밀도의 측정
상기 실시예 2에 의해 제조된 과UAl2 우라늄 알루미나이드 핵연료 시편에 대하여 아르키메데스법을 응용한 ASTM C20-00법(American Society for Testing and Materials)을 이용하여 상대적 우라늄 밀도를 측정하고, 그 결과를 도 4에 나타내었다.
도 4에 나타난 바와 같이, 상하 마개에 나사선이 도입되어 있는 흑연 몰드(도 4의 (C))를 사용하여 열처리한 우라늄 알루미나이드 핵연료의 우라늄 밀도가 95%까지 향상되어 있음을 알 수 있다. 이로부터, 열처리시 시편의 팽창을 억제하는 것이 UAl4의 생성을 억제하는 데 효과적임을 알 수 있다.
< 실험예 3> 본 발명에 의해 제조된 우라늄 알루미나이드 핵연료의 열전도도 측정
상기 실시예 2에 의해 제조된 우라늄 알루미나이드 핵연료의 열전도도를 측정하기 위해 하기의 실험을 수행하였다.
먼저, 상기 제조된 시편을 지름 12 mm, 두께 2 mm의 원기둥 형태로 기계가공을 한 후, 레이저 플래쉬 장치(Netzsch사 제조, 모델 번호: LFA427)를 이용하여 25, 100, 200, 300, 400 및 500 ℃에서 열확산도를 측정하였다. 측정된 상기 열확산도 및 문헌에 보고된 비열 값을 이용하여 하기 식에 의한 열전도도를 계산하고, 그 결과를 도 5에 나타내었다.
Figure 112006009943544-pat00001
(상기 식에서, K는 열전도도, α는 열확산도(㎠/s), Cp는 열용량(J/gK), ρ는 밀도(g/㎤)를 나타낸다)
도 5에 나타난 바와 같이, 약 300 ℃ 이상에서 상기 우라늄 알루미나이드 핵연료의 열전도도가 12 W/mK의 값을 갖는 것으로 측정되었다.
본 발명에 의하면 큐빅 규조를 갖는 우라늄 알루미나이드 핵연료를 얻을 수 있는 바, 우라늄 알루미나이드 핵연료는 장주기동안 운전되는 초고연소도 비순환주기 핵연료로 매우 적합하며, 핵분열 생성물 중 반감기가 매우 긴 마이너악티나이드 원소들을 잘 고용하는 특성이 있기 때문에, 장수명 핵종 소멸 처리 원자로의 핵연료로도 매우 유용하게 사용될 수 있다. 또한, 핵연료로 사용하면 종래 우라늄 합금 입자 분산 핵연료와 비교하여 기지와의 반응이 억제됨으로써 높은 열전도도를 유지하고, 종래 우라늄 합금 분산 핵연료보다 팽윤량이 감소됨으로써 사용제한 출력 및 온도가 향상되는 효과를 기대할 수 있다.

Claims (12)

  1. 우라늄 금속분말 및 알루미늄 금속분말을 준비하는 단계(단계 1);
    상기 단계 1에서 제조된 우라늄 금속분말 및 알루미늄 금속분말을 우라늄 1원자당 알루미늄 2 내지 3 원자 비율로 혼합하고, 상기 금속분말의 압분체를 제조하는 단계(단계 2);
    상기 단계 2에서 제조된 금속분말의 압분체를 350~450℃의 온도로 열간압출하여 우라늄이 분산된 알루미늄 기지 압출재를 제조하는 단계(단계 3); 및
    상기 단계 3에서 제조된 우라늄이 분산된 알루미늄 기지 압출재를 열간 가압 프레스법, 열간 정수압 프레스법, 스파크 플라즈마 소결법 또는 착탈식 몰드법 중 어느 하나를 이용하여, 온도 1100~1500℃이고, 시간은 1~20 시간으로하여 열처리하는 단계(단계 4)를 포함하는 과UAl2 우라늄 알루미나이드 핵연료의 제조방법.
  2. 제1항에 있어서, 상기 우라늄 금속분말 및 알루미늄 금속분말을 준비하는 단계에 의해 제조되는 금속분말의 입자 크기는 10~50 ㎛인 것을 특징으로 하는 과UAl2 우라늄 알루미나이드 핵연료의 제조방법.
  3. 제1항에 있어서, 상기 우라늄 금속분말 및 알루미늄 금속분말을 혼합하는 단계는 믹서 또는 볼밀을 이용하여 상기 금속분말을 혼합하는 것을 특징으로 하는 과UAl2 우라늄 알루미나이드 핵연료의 제조방법.
  4. 삭제
  5. 제1항에 있어서, 상기 금속분말의 압분체를 제조하는 단계는 일축 가압 프레스를 이용하여 수행되는 것을 특징으로 하는 과UAl2 우라늄 알루미나이드 핵연료의 제조방법.
  6. 삭제
  7. 삭제
  8. 삭제
  9. 제1항에 있어서, 상기 열처리 단계(단계4)에서 착탈식 몰드법을 이용하는 경우 상기 착탈식 몰드는 흑연 몰드인 것을 특징으로 하는 과UAl2 우라늄 알루미나이드 핵연료의 제조방법.
  10. 삭제
  11. 삭제
  12. 제1항 내지 제3항, 제5항 또는 제9항 중 어느 한 항에 의한 제조방법에 의해 제조되는 과UAl2 우라늄 알루미나이드 핵연료에 있어서, 상기 우라늄 알루미나이드 핵연료의 UAl2의 함량은 85 ~ 99.9 중량%이고, UAl3의 함량은 0.1 ~ 15 중량%인 것을 특징으로 하는 과UAl2 우라늄 알루미나이드 핵연료.
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Cited By (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
KR20200134432A (ko) * 2019-05-22 2020-12-02 한국원자력연구원 염기성 용액에 용해 가능한 우라늄 표적의 제조방법 및 이를 이용한 방사성 Mo-99의 추출방법

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* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
KR101460690B1 (ko) * 2012-08-16 2014-11-11 한국원자력연구원 저농축 우라늄 표적으로부터 방사성 ９９Ｍｏ를 추출하는 방법
RU2525030C1 (ru) * 2013-05-30 2014-08-10 Открытое акционерное общество "Новосибирский завод химконцентратов" (ОАО "НЗХК") Способ изготовления трубчатых тепловыделяющих элементов, преимущественно шестигранной формы
KR101532647B1 (ko) * 2013-12-27 2015-06-30 한국원자력연구원 UAl2 분말의 제조방법 및 이에 따라 제조되는 UAl2 분말
KR101640237B1 (ko) 2015-04-28 2016-07-22 한국원자력연구원 우라늄 알루미나이드 분말의 제조방법 및 이로 제조된 우라늄 알루미나이드 분말
KR102545252B1 (ko) 2020-11-13 2023-06-20 한국원자력연구원 압연 장치 및 이를 이용한 핵연료판 제조 방법

Citations (3)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US4705577A (en) * 1980-11-11 1987-11-10 Kernforschungszentrum Karlsruhe Gmbh Nuclear fuel element containing low-enrichment uranium and method for producing same
KR20040085554A (ko) * 2003-03-31 2004-10-08 한국원자력연구소 간접압출을 이용한 연구로용 핵연료봉의 제조방법
KR20060084212A (ko) * 2005-01-19 2006-07-24 한국원자력연구소 Ｕ-Ｍｏ-Ａｌ계 삼원계 금속 핵연료 및 그 제조방법

Patent Citations (3)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US4705577A (en) * 1980-11-11 1987-11-10 Kernforschungszentrum Karlsruhe Gmbh Nuclear fuel element containing low-enrichment uranium and method for producing same
KR20040085554A (ko) * 2003-03-31 2004-10-08 한국원자력연구소 간접압출을 이용한 연구로용 핵연료봉의 제조방법
KR20060084212A (ko) * 2005-01-19 2006-07-24 한국원자력연구소 Ｕ-Ｍｏ-Ａｌ계 삼원계 금속 핵연료 및 그 제조방법

Cited By (3)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
KR20200134432A (ko) * 2019-05-22 2020-12-02 한국원자력연구원 염기성 용액에 용해 가능한 우라늄 표적의 제조방법 및 이를 이용한 방사성 Mo-99의 추출방법
KR102229519B1 (ko) * 2019-05-22 2021-03-18 한국원자력연구원 염기성 용액에 용해 가능한 우라늄 표적의 제조방법 및 이를 이용한 방사성 Mo-99의 추출방법
US11713498B2 (en) 2019-05-22 2023-08-01 Korea Atomic Energy Research Institute Method of manufacturing uranium target to be soluble in basic solution and method of extracting radioactive Mo-99 using the same

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