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목차

[표제지 등]=0,1,2

제출문=1,3,1

요약문=2,4,7

Summary=9,11,5

Contents=14,16,2

목차=16,18,2

표목차=18,20,1

그림 목차=19,21,2

제1장 서론=21,23,4

제2장 기술 동향 분석=25,27,1

제1절 분석 범위=25,27,3

제2절 의료용 동위원소 회수ㆍ정제 기술=28,30,1

1. 회수ㆍ정제 대상 물질 고찰=28,30,3

2. 의료용 동위원소 회수ㆍ정제 기술 분석=31,33,13

3. 국내외 의료용 동위원소 회수 및 정제 기술개발 현황=43,45,11

제3절 수용액핵연료 원자로=54,56,1

1. 수용액핵연료 원자로 현황=54,56,6

2. 수용액 핵연료=60,62,7

3. 수용액 핵연료 원자로의 주요 계통=66,68,9

제3장 MIP 기술성 평가=75,77,1

제1절 개요=75,77,1

제2절 Argus에서의 의료용 동위원소 회수ㆍ정제 기술=76,78,1

1. Mo-99 생산 공정=76,78,10

2. Sr-89 생산 공정=85,87,4

3. 특허 현황과 문제점=88,90,6

제3절 Argus 원자로 기술=94,96,1

1. Argus 원자로 설계 특성=94,96,7

2. MIP를 위한 설계 개선 방안=100,102,6

제4절 MIP 주요 설계인자 예비 계산=106,108,1

1. 동위원소 생산량의 화공학적 계산 평가=106,108,12

2. 노심 핵적 특성 계산 및 평가=117,119,17

3. Actinide생성량=134,136,4

제5절 인허가성 분석=138,140,1

1. 인허가 절차=138,140,10

2. 일본의 수용액핵연료 임계장치 인허가 경험=148,150,6

3. Code And Standard=154,156,4

제6절 기술성 종합 평가=158,160,3

제4장 MIP 상위 설계요건=161,163,1

제1절 상위 설계요건=161,163,1

1. 상위 설계요건=161,163,1

2. 근거=161,163,3

제2절 회수ㆍ정제 시설 요구사항=164,166,1

1. 회수ㆍ정제 시설의 방사선 차폐=164,166,7

2. 공정의 안전성 요건=170,172,3

제5장 요소기술 검증 방안=173,175,1

제1절 검증 필요 기술=173,175,2

제2절 추진 전략=175,177,3

제3절 운영자재 수급 계획=178,180,1

1. 핵연료=178,180,2

2. 흡착제=179,181,4

제6장 결론=183,185,2

참고문헌=185,187,4

부록. IPPE 기술 보고서=189,191,37

서지정보양식=226,228,2

표목차

표 2.1. MI 전용로 비교=27,29,1

표 2.2. Mo-99 생산 과정의 회수/정제 대상 중요 원소 및 함량=29,31,1

표 2.3. 회수ㆍ정제 대상 원소들의 이온 형태=30,32,1

표 2.4. 무기산 농도에 따른 몰리브데늄의 회수율=33,35,1

표 2.5. 우라늄 농도에 따른 몰리브데늄의 회수율=33,35,1

표 2.6. 알루미나의 종류와 구조적 특성=34,36,1

표 2.7. TiO₂/ZrO₂흡착제의 몰리브데늄 흡착 회수율=37,39,1

표 2.8. Methylenephosphonic Acid Chelating Resin의 특성=38,40,1

표 2.9. 1950~1960 년대 수용액핵연료 원자로=56,58,2

표 2.10. 운전중인 주요 수용액핵연료 원자로 및 임계시설=59,61,1

표 2.11. 황산 우라늄 수용액의 비열=66,68,1

표 3.1. Cintichem 공정과 MIP 공정의 주요 특성=84,86,1

표 3.2. ARGUS 원자로 사양=97,99,1

표 3.3. ARGUS에서의 Sr-89 생산능력 평가=113,115,1

표 3.4. MIP에서의 Sr-89 생산량 평가 결과=114,116,1

표 3.5. ARGUS 및 MIP에서의 Mo-99 생산량 평가 결과=116,118,1

표 3.6. KI ARGUS 및 MIP용 ARGUS의 수용액 핵연료 조성=124,126,1

표 3.7. 연소별 악티나이드 생성량=136,138,1

표 3.8. 연소별 악티나이드 방사능량=137,139,1

표 3.9. 연구용등 워자로시설 인ㆍ허가절차 및 적용 기술기준=144,146,1

표 3.10. 연구용 원자로 시설의 건설ㆍ운영에 관한 기술요건 체계=145,147,1

표 3.11. 연구용 원자로시설의 기술기준 구성 체계=146,148,2

표 3.12. STACY 및 TRACY 인허가 일정=153,155,1

표 3.13. MIP 기술 종합 평가표=159,161,1

표 4.1. MIP 상위 설계요건=163,165,1

표 4.2. 방사선 차폐 설계를 위한 Regulation Guide=165,167,1

표 4.3. 핫셀의 차폐를 위한 설계 기준=165,167,1

표 4.4. 방사선 구역의 구분=168,170,1

표 4.5. 핫셀 지역의 환기 설계 기준=168,170,1

표 5.1. MI 생산기술 개발/확보 방안 (Mo 생산을 중심으로)=177,179,1

표 5.2. 핵물질 수입 업무처리 절차=180,182,1

그림목차

그림 2.1. 의료용 동위원소 생산기술 수목도=26,28,1

그림 2.2. 핵분열 생성물로서의 Mo-99 생산 공정=32,34,1

그림 2.3. 알루미나의 종류와 제조 온도범위=35,37,1

그림 2.4. 알루미나의 각 pH 영역에서 나타내는 이온 형태=35,37,1

그림 2.5. 알루미나의 몰리브데늄 흡착/용리 특성 곡선=36,38,1

그림 2.6. 알루미나의 몰리브데늄 흡착/용리에 대한 온도의 영향=36,38,1

그림 2.7. Methylenephosphonic Acid Chelating Resin의 구조=38,40,1

그림 2.8. Methylenephosphcnic Acid Chelating Resin들의 Mo 흡착 및 용출 파과곡선=39,41,1

그림 2.9. Methyleneehosphonic Acid Chelating Resin들의 몰리브데늄 흡착능에 대한 pH 영향=39,41,1

그림 2.10. 산성 유기인 화합물 용매 추출제=40,42,1

그림 2.11. 0.3M D2EHPA/n-Dodecane에서의 Sr 및 Y 분배계수=42,44,1

그림 2.12. 미국 Babcock & Wicox사의 질산 우라늄 수용액 핵연료 원자로를 이용한 Mo-99 회수ㆍ정제 개념도=46,48,1

그림 2.13. Kurchatov Institute의 Sr-89 회수ㆍ정제 개념도=47,49,1

그림 2.14. Kurchatov Institute의 Mo-99 회수ㆍ정제 개념도=47,49,1

그림 2.15. 러시아 IPPF희 수용액 핵연료 원자로를 이용한 Mo-99 회수ㆍ정제 공정 흐름도=49,51,1

그림 2.16. 대만 원자력연구소의 Mo-99 최수ㆍ정제용 PIAA 공정 흐름도=50,52,1

그림 2.17. KAERI의 Fission Moly 생산 공정 흐름도=52,54,1

그림 2.18. KAERI의 Fission Moly 회수ㆍ정제 공정 PAID=53,55,1

그림 2.19. UO₂SO₄-H₂O 2성분계 상태도=61,63,1

그림 2.20. UO₂(NO₃)₂-H₂O 2성분계 상태도=62,64,1

그림 2.21. 과산화수소의 분해 반응속도에 대한 온도의 영향=63,65,1

그림 2.22. 경수, 중수, 황산 우라늄 수용액의 점도=65,67,1

그림 2.23. Two-Region Reactor With Straight-Through Core=68,70,1

그림 2.24. Two-Region Reactor With Concentric-Inlet-Outlet Core=68,70,1

그림 2.25. 기체 분리기=68,70,1

그림 2.26. HRT Flame Recombiner=69,71,1

그림 2.27. Volume Combustion Recombiner=70,72,1

그림 2.28. Catalytic Recombiner=70,72,1

그림 2.29. HRT의 열교환기=71,73,1

그림 2.30. HRT의 핵연료 저장 탱크=72,74,1

그림 3.1. Cintichem Mo 추출 공정 개략도=77,79,1

그림 3.2. 전형적인 Cintichem 공정 흐름도=78,80,1

그림 3.3. ARGUS 원자로에서의 Mo-99 회수ㆍ정제 공정=81,83,1

그림 3.4. Strontium에서 Yttrium을 분리 정제하는 공정도=86,88,1

그림 3.5. 질량수 89 및 90인 핵문열생성물들의 붕괴 사슬=87,89,1

그림 3.6. Kurchatov 연구소의 Sr-89 생산용 기체 순환 Loop=88,90,1

그림 3.7. ARGUS 원자로 개념도=95,97,1

그림 3.8. Kurchatov 연구소의 ARGUS 원자로=96,98,1

그림 3.9. 원자로 용기 뚜껑과 1차 냉각계통의 냉각 코일=99,101,1

그림 3.10. MIP 원자로 시설 개념도=101,103,1

그림 3.11. ARGUS에서 Sr-89 회수 개념도=106,108,1

그림 3.12. Sr-89 회수 공정의 모사 모델=107,109,1

그림 3.13. 연소시간별 Br-89/90 및 Kr-89/90의 핵분열 생성량 (ARGUS)=110,112,1

그림 3.14. 숙성 시간별 Sr-90 대 Sr-89 분리계수 (ARGUS)=111,113,1

그림 3.15. 운전시간별 Sr-89 회수량 (ARGUS)=112,114,1

그림 3.16. 연소시간별 Br-89/90 및 Kr-89/90의 핵분열 생성량 (MIP)=114,116,1

그림 3.17. 숙성 시간별 Sr-90 대 Sr-89 분리계수 (MIP)=115,117,1

그림 3.18. 운전 시간별 Sr-83 회수량 (MIP)=115,117,1

그림 3.19. ARGUS 노심의 개념도=118,120,1

그림 3.20. KI ARGUS 노심의 제원=119,121,1

그림 3.21. ARGUS형 노심의 MCNP 모델=122,124,1

그림 3.22. ARGUS형 노심의 WIMS 모델=123,125,1

그림 3.23. MCNP 및 WIMS를 이용한 노심 평균 중성자 스펙트럼 비교=123,125,1

그림 3.24. 수용액 핵연료 부피에 따른 원자로 임계도 변화=125,127,1

그림 3.25. 중심 Dry Channel에서의 축방향 중성자속 분포=127,129,1

그림 3.26. 핵연료 부분에서의 축 방향 중성자속 분포 (R＝40mm)=128,130,1

그림 3.27. 반경 방향 중성자속 분포=129,131,1

그림 3.28. 수용액 핵연료 온도 변화에 따른 반응도 변화=132,134,1

그림 3.29. 수용액 핵연료의 온도 계수=132,134,1

그림 3.30. 수뇽액 핵연료 기포 변화에 따른 반응도 변화=133,135,1

그림 3.31. 기포 계수=133,135,1

그림 3.32. STACY 개념도=150,152,1

그림 3.33. STACY 노심 탱크=150,152,1

그림 3.34. TRACY 개념도=150,152,1

그림 3.35. TRACY 노심 탱크=150,152,1

그림 5.1. KAERI 수출입 이행 관련부서의 업무협조 체제=181,183,1

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