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사용후핵연료 처분장 완충재로서 국산벤토나이트의 물리화학적 특성에 대한 열적효과
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  • 사용후핵연료 처분장 완충재로서 국산벤토나이트의 물리화학적 특성에 대한 열적효과
  • Thermal Effects on the Physicochemical Properties of Domestic Bentonite as a Buffer Material of Spent Fuel Repository
저자명
Park. Jong-Won,Whang. Joo-Ho,Chun. Kwan-Sik,Lee. Byung-hun
간행물명
Journal of the Korean Nuclear Society
권/호정보
1991년|23권 4호|pp.456-464 (9 pages)
발행정보
한국원자력학회
파일정보
정기간행물|
PDF텍스트
주제분야
기타
이 논문은 한국과학기술정보연구원과 논문 연계를 통해 무료로 제공되는 원문입니다.
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기타언어초록

국산벤토나이트의 완충기능에 대한 열적 효과를 고찰하기 위하여 동해 A 시료의 X-선 회절 양상, TG/DSC 곡선, 팽윤도 및 분배계수를 각 온도에 따라 분석하였다. X-선 회절 분석결과 약 20$0^{circ}C$의 온도에서 몬모릴로나이트의 특성 피크인 (001)이 완전히 붕괴되는 양상을 나타냈으며 DSC 곡선상에서 동해 A 시료가 Ca-벤토나이트임을 확인하였다. 시료의 팽윤도와 양이온 교환능은 약 l0$0^{circ}C$ 정도에서 감소하기 시작하였다. Am-241, Co-60및 Cs-137등의 핵종에 대한 분배계수는 온도변화에 따라 큰 변화를 보이지는 않았으나 Sr-85의 경우는 약 15$0^{circ}C$에서 감소하는 경향을 나타내었다. 지금까지 얻어진 데이타만을 놓고 볼때, 10$0^{circ}C$ 이하의 온도에서는 동해 A가 완충재로서 사용될 수 있을 것으로 평가되었다.

기타언어초록

To investigate the thermal effects on functional properties of domestic bentonite, XRD patterns, TG /DSC curves, swelling rates and distribution coefficients of heat-treated Dong-Hae A bentonite were studied. In the XRD patterns, (001) peak disappeared at above 20$0^{circ}C$ and Dong-Hae A was identified as Ca-bentonite through the DSC curve. The loss of swelling capacity and CEC began at 10$0^{circ}C$. The distribution coefficients of Am-241, Co-60 and Cs-137 onto heat-treated Dong-Hae A showed negligible variance as temperature was raised and that of Sr-85 decreased at about 15$0^{circ}C$. Reviewing these data, it was evaluated that Dong-Hae A colud be used as a buffer material at below 10$0^{circ}C$.