• Proceedings of the Korean Radioactive Waste Society Conference
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• 2004.06a
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• pp.355-355
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• 2004

사용후핵연료 금속전환체는 세라믹형 사용후핵연료를 리튬용융염으로 금속전환하여 생성한 우라늄금속으로 상온에서도 표면산화가 진행될 정도로 매우 불안정한 상태이다. 이에 대한 저장 안정성 향상방안을 도출하기 위해 금속전환체의 주성분인 금속우라늄과 산화 안정화물질인 Nb을 첨가한 모의 금속전환체 합금을 제작하여 $200^{\circ}C~300^{\circ}C$ 온도구간에서 열중량분석기(TGA)를 이용해 순수 산소분위기로 산화시험을 수행하였다.(중략)

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1998.05b
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• pp.476-481
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• 1998

본 연구에서는 PWR 핵연료집합체를 금속 전환시켜 형성된 금속저장체에 대한 온도분포를 계산하였다. 해석모델은 PWR 핵연료집합체 2개 및 4개를 1개의 금속저장체로 전환한 경우로 하였다. PWR 핵연료를 금속 전환할 경우 금속전환 과정에서 Sr과 Cs를 선택적으로 제거함으로서 냉각부하를 약 1/2로 줄일 수 있고 체적을 약 1/4로 줄일 수 있는 잇점이 있다. 열해석 결과 2 PWR 핵연료 금속저장체에서 저장시스템 주변 공기의 온도가 50 $^{\circ}C$ 인 경우, 금속 연료봉의 최고온도는 164 $^{\circ}C$로 나타났다. 또한, 4 PWR 핵연료 금속저장체의 경우 금속 연료봉의 최고온도는 사각형 저장체에서 193 $^{\circ}C$, 육각형 저장체에서 183 $^{\circ}C$ 로 나타났다. 따라서 건식 저장에서 연료봉의 온도를 낮게 하기 위해서는 저장 밀도를 높일 수 있는 연료봉 밀집화 (rod consolidation) 방식이 경제성 측면뿐만 아니라 열안전성 측면에서도 유리한 것으로 나타났다.

• Proceedings of the Korean Radioactive Waste Society Conference
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• 2009.06a
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• pp.296-296
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• 2009

산화물 사용후핵연료를 대상으로 하는 파이로 공정은 고온 용융염 매질에서 산화물을 금속으로 전환시키는 전해환원 공정으로부터 시작된다. 이후, 전해정련 공정이 도입되어 전해환원 공정에서 금속으로 환원된 생성물을 처리하게 된다. 전기화학적 공정인 이 두 공정에는 전류전달 매질인 전해질로 용융염이 사용된다. 그러나 전해환원 공정은 LiCl 염을 기반으로 하는 반면 전해정련은 LiCl-KCl 공융염 조건에서 운전하여 두 공정의 연계성 향상 및 공정 안정성 확보를 위해서는 전해환원 공정에서 생성되는 금속전환체에 존재하는 잔류염을 제거하는 공정의 도입이 두 공정사이에 고려되고 있다. 전해환원 공정에서 산화물이 금속으로 환원되는 동안 고체입자의 외형이 유지되며 따라서 제거된 산소에 의해 금속전환체에는 공극이 발생하게 된다. 또한, 전해환원에 도입되는 산화물의 물리적 형태가 분말 또는 펠렛 등 다양한 형태로 도입 가능하여 단위 입자들 사이에 많은 공극이 발생하게 된다. 이렇게 기존재하거나 또는 공정 운전에 의해 새롭게 생성된 공극에는 전해환원 매질인 LiCl 염이 침투하여 금속전환체는 염에 의해 젖게 되며 공정 종료시 고화되어 금속전환체에 포함된다. LiCl을 제거하기 위해서는 가열에 의한 증류가 연구되고 있다. 그러나 LiCl의 낮은 증기압에 의해 비교적 낮은 온도에서 증발시키기 위해서는 감압조건이 필수적으로 고려되어야 한다. 한국원자력연구원에서는 다공성 모의 금속전환체를 사용하여 LiCl에 의한 Wetting 후 적절한 증발 조건 결정을 목적으로 온도 및 압력 조건 설정을 위한 기초실험에 결과를 수행하였다. 본 연구의 기초 실험 결과 $700^{\circ}C$온도 조건과 감압조건이 잔류염 제거를 위한 공정조건임을 밝혔다. 또한 모의 금속전환체를 담고 있는 미세 다공성 Basket은 고온조건에서 공극의 변형에 의해 증발에 대한 저항으로 작용하여 증발 효율을 저하시키는 것으로 나타났다. 따라서 잔류염 제거를 위해서는 전해환원 Basket이 비교적 큰 공극을 지녀야 할 것으로 판단된다.

• Journal of Nuclear Fuel Cycle and Waste Technology(JNFCWT)
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• v.17 no.3
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• pp.347-353
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• 2019

The composition of the reduced fuel produced in the electrolytic reduction process of pyroprocessing affects the concentration change of $UCl_3$, an important operating variable of the electrorefining process. In this study, we examined the concentration change of $UCl_3$ in the electrorefiner according to the content of TRU and RE elements in the reduced fuel and the concentration of $Li_2O$ introduced in the electrorefiner accompanied with the reduced fuel. Considering only the TRU and RE elements, the concentration of $UCl_3$ decreased with increasing the number of electrorefining operation batch. In order to operate one campaign (20 batches) of electrorefining process, it was found that additional injection of $UCl_3$ should be conducted more than 3 times. On the other hand, the concentration of $UCl_3$ in the electrorefiner changed significantly depending on the concentration of $Li_2O$ and, accordingly the number of operable electrorefining batches decreased rapidly, showing that the concentration of $Li_2O$ is an important operating variable in electrorefining. Therefore, the results of this study show that to maintain the concentration of $UCl_3$ in the electrorefiner, the operation mode should be set by taking into account the effect of $Li_2O$ as well as the TRU and RE elements contained in the reduced fuel.

• Proceedings of the Korean Radioactive Waste Society Conference
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• 2004.06a
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• pp.278-284
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• 2004

The processes for the smelting of a metal product and the solidification of a molten salt were developed respectively to treat the products from the electrochemical reduction process. The method for the separation of a metal product in a magnesia container from the residual. salt and consequent smelting of it to a metal ingot by the multi step heating in vacuum was proposed. The new concept using a dual vessel and a salt valve was also suggested for the solidification of a molten salt into a regular size and shape which is suitable for the transport and measurement. The results obtained in the study will be applied to the design of the hot cell demonstration system of the Advanced Spent Fuel Conditioning Process of KAERI.

• Proceedings of the Korean Radioactive Waste Society Conference
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• 2004.06a
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• pp.351-351
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• 2004

원자력연구소에서는 PWR 사용후핵연료를 건식 개질함으로써 관리 부피를 줄이고 안전상에 문제를 일으키는 고방사성 핵종인 세슘과 스트론튬 등을 선택적으로 제거하여 방사능 및 냉각부하를 줄일 수 있는 사용후핵연료 차세대관리 공정개발에 대한 연구를 수행하고 있다. 이는 세라믹 형태의 PWR 핵연료를 금속으로 전환시켜 관리하는 방법으로 금속전환체는 PWR 사용후핵연료와 비교하여 체적, 방사능 및 발열량을 약 1/4로 줄일 수 있는 이점이 있다.(중략)

• Proceedings of the Korean Radioactive Waste Society Conference
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• 2009.11a
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• pp.345-345
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• 2009

전기화학적 환원 기술을 이용한 고온 용융염 전해환원의 결과 생산되는 금속전환체는 다공성 특성에 의해 전해환원의 매질인 용융염을 함유하게 된다. 전해환원과 후속 전기화학 공정인 전해정련의 전해질은 각각 LiCl과 LiCl-KCl 공융염으로 상이하기 때문에 이렇게 금속전환체에 포함된 LiCl 염이 동반되어 전해정련 공정에 도입될 경우 전해정련 공정의 공융염 조성을 어긋나게 한다. 이에 따라 금속전환체의 잔류염은 효과적으로 제거되어야 하며 공정으로 감압 증류에 의한 잔류염 제거 공정이 고려되고 있다. LiCl은 증기압이 비교적 낮기 때문에 감압의 고온 조건이 공정에 필요하다. 그러나 상평형도 분석 결과 전해환원 공정에서 산화물을 담아 음극으로 사용되어 환원된 금속전환체와 함께 도입되는 SUS 재질의 바스켓과 사용후핵연료 금속전환체의 주된 원소인 우라늄과는 공융할 수 있기 때문에 LiCl 증발 온도는 $720^{\circ}C$ 이하로 유지되어야 한다. 이와 같은 조건에서 LiCl 증발 속도를 높이기 위해서는 감압 조건이 필수적이다. 본 연구에서는 감압조건에서 LiCl 휘발 실험을 위해 폐쇄형 및 개방형 반응기를 제작하여 압력 조건 및 Ar 유량 등에 따른 LiCl 휘발율을 측정하였다. 증발된 LiCl은 일정 감압 조건에서 분말형으로 냉각부위에 회수 될 수 있었으나 완전 진공 조건에서는 결정형으로 냉각 부위에 응축되는 것으로 확인 되었으며 일정 진공 조건에서는 Ar 유량에 따라 증발량이 의존하지 않는 것으로 나타났다. 연구 결과 증발염의 취급 빛 이송을 위해 분말형 회수를 목표로 설정할 수 있었으며 공정조건으로 일정 수준의 감압 조건을 제시하였다. 이 후 후속 연구로 장치의 대형화 및 증발 속도 향상을 위한 추가적인 연구가 계획되어 있으며 연구 결과에 기초하여 공학규모 파이로 공정 시설인 PRIDE에 도입될 장치의 기초 설계 자료를 생산할 예정이다.

• Journal of Nuclear Fuel Cycle and Waste Technology(JNFCWT)
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• v.2 no.4
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• pp.239-244
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• 2004

In order to enhance an oxidation resistance of the pure uranium metal under air condition, a small quantity of niobium(Nb) which is known to mitigate metal oxidation is added into uranium metal as an alloying element. A simulated metallic uranium alloy, U-Nb has been fabricated and then oxidized in the range of 200 to $300^{\circ}C$ under the environment of the pure oxygen gas. The oxidized quantity in terms of the weight gain(wt%) has been measured with the help of a thermogravimetric analyzer. The results show that the oxidation resistance of the U-Nb alloy is considerably enhanced in comparison with that of the pure uranium metal. It is revealed that the oxidation resistance of the former with the niobium content of 1, 2, 3, and 4 wt% is : 1) 1.61, 7.78, 11.76 and 20.14 times at the temperature of $200^{\circ}C$ ; 2) 1.45, 5.98, 10.08 and 11.15 times at $250^{\circ}C$ ; and 3) 1.33, 4.82, 8.87 and 6.84 times at $300^{\circ}C$ higher than that of the latter, respectively. Besides, it is shown that the activation energy attributable to the oxidation is 17.13~21.92 kcal/mol.

• Analytical Science and Technology
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• v.16 no.6
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• pp.431-437
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• 2003

Metalization yield of uranium oxide to uranium metal from lithium reduction process of spent pressurized water reactor (PWR) fuels was measured using thermogravimetric analyzer. A reduced metal produced in the process was divided into a solid and a powder part, and each metalization yield was measured. Metalization yield of the solid part was 90.7~95.9 wt%, and the powder being 77.8~71.5 wt% individually. Oxidation behaviour of the quartemary alloy was investigated to take data on the thermal oxidation stability necessary for the study on dry storage of the reduced metal. At $600{\sim}700^{\circ}C$, weight increments of alloy of Mo, Ru, Rh and Pd was 0.40~0.55 wt%. Phase change on the surface of the alloy was started at $750^{\circ}C$. In particular, Mo was rapidly oxidized and then the alloy lost 0.76~25.22 wt% in weight.

• Proceedings of the Korean Radioactive Waste Society Conference
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• 2003.11a
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• pp.395-400
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• 2003

For the long term storage safety study of the metallic spent fuel, U-Nb, U-Ti, U-Ni, U-Zr, and U-Hf simulated metallic uranium alloys, known as corrosion resistant alloys, were fabricated and oxidized in oxygen gas at $200^{\circ}C~300^{\circ}C$. Simulated metallic uranium alloys were more corrosion resistant than pure uranium metal, and corrosion resistance increases Nb, Ni, Ti in that order. The oxidation rates of uranium alloys determined and activation energy was calculated for each alloy. The matrix microstructure of the test specimens were analyzed using OM, SEM, and EPMA. It was concluded that Nb was the best acceptable alloying elements for reducing corrosion of uranium meta] considered to suitable as candidate.