• Proceedings of the Korean Radioactive Waste Society Conference
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• 2009.06a
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• pp.291-291
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• 2009

한국원자력연구원의 파이로 실험 시설인 ACPF (ACP Facility)에는 공학규모 전해환원 반응기가 설치되어 공정 대용량화를 위한 연구가 수행되고 있다 본 연구에서는 전해환원 공정의 Scale-up을 위해 기존 반응기를 개선하여 전해환원 실험을 수행한 결과를 담고 있다. 장치의 대형화 빛 원격운전성 향상을 위해 기존의 전해환원 반응기의 상부 플랜지는 보다 간단하게 정리되었으며 염 이송에 의한 고온 조건 노출 시간을 줄임과 동시에 염 재사용을 목적으로 상부 플랜지는 이중으로 설계되었다. 따라서, 반응 종료후 전극이 설치된 상부 플랜지를 들어 올림으로서 반응기를 불활성 분위기로 유지하는 동시에 전해환원 금속전환체를 회수 할 수 있도록 반응기가 제작되었다. 또한, 새로운 반응기는 용융염 내의 강제 유동을 위해 아르곤 버블링이 가능하도록 설계 제작되었다. 새로 제작 설치된 전해환원 반응기를 사용하여 산화물 분말을 혼합하여 준비한 모의 사용후핵연료를 사용하여 전해환원 실험을 수행하였다. 그 결과, 산화물이 충진된 음극의 전영역에서 고루 96% 이상의 높은 금속전환율을 얻었으며 시간에 따라 선택된 FP들의 용융염 내 거동을 측정하였다. 실리더 형태의 음극에서 Cs, Sr 등의 원소들이 용융염으로 시간에 따라 용출되는 것을 확인하였으며 동시에 반응기 재질인 Fe 등도 일부 용융염에서 검출되었다. 아르곤 버블링에 의한 강제 유동은 전압 및 전류 거동에는 큰 영향을 미치지 못하였으나 염의 휘발량을 증가시켜 영조성올 변화시키는 것으로 측정되었다. ACPF의 전해환원 실험결과를 바탕으로 반응기를 상부 기체상과 하부 액체상으로 나누어 전산모사를 수행하였다 상부 기체상은 유입되는 아르곤 기체와 발생되는 산소기체의 흐름을 모사하는 결과를 얻었으며 온도 및 산소의 분압을 계산하였다. 하부 액체상에서는 전기장을 모사하여 전류 밀도 등을 3차원으로 모사하였다.

• Proceedings of the Korean Radioactive Waste Society Conference
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• 2003.11a
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• pp.351-357
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• 2003

Transuranic elements such as Pu, Am and Cm in synthetic solution of spent nuclear fuel samples were determined by electrodeposition followed by alpha-spectrometry after separation using anion exchange and extraction chromatography in order to determine the transuranic elements in radwaste samples from nuclear power plants. Plutonium was separated by 12M HC1-0.1M HI as an eluent on anion exchange column. As a second step Am and Cm were separated in a group by DTPA-Lactic acid as the eluent on HDEHP coated column. The nuclides of $^{239}Pu$, $^{241}Am$및 $^{244}Cm$ separated were determined by alpha-spectrometry after electrodeposition in 0.1M $NaHSo_4$-0.53M $Na_2SO_4$buffer solution as an electrolyte. The recovery yields of $^{239}Pu$, $^{241}Am$및 $^{244}Cm$ were 83.8%, 85.2% and 86.3%, respectively, from the synthetic solution containing uranium and non-radioactive metal elements.

• Proceedings of the Korean Radioactive Waste Society Conference
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• 2004.06a
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• pp.223-224
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• 2004

고준위폐기물 혹은 사용후 핵연료의 처분용기 재질은 각 국의 처분개념과 처분공의 주위 환경에 따라 달라질 수 있다. 용기의 후보재질로는 탄소강, 스텐레스 강, 구리, 니켈, 티탄 혹은 이들의 합금이 주로 고려되고 있으나, 국내에서는 아직 선정되지 않았다. 국내 처분환경에서 이들 재질의 부식특성을 조사하고자 모의 화강암 지하수를 가해 만든 겔 상태의 경주 벤토나이트에 탄소강, 스텐레스 강, 구리 시편을 넣고, $70^{\circ}C$, 아르곤 분위기에서 530일 경과한 후 시편의 표면 변화 (그림 1) 및 무게 감소를 측정하였다. 철 부식시편은 검정색의 철 화합물 층으로 덮여 있었으며, 구리표면에는 노란색의 부식층이 형성되었는데, 이를 XRD로 분석한 결과 $Cu_2O$로 판명되었다. 그러나 $700^{\circ}C$에서 각각 0, 24, 96시간동안 예민화시킨 스텐레스 강 시편들은 모두 초기상태 그대로 광택을 유지하고 있었으며, XRD에서 다른 화합물의 형성을 발견할 수 없었다 (그림 2). 시편의 무게 감소가 균일부식에 기인한 것으로 가정하여 환산한 결과, 구리와 스텐레스 강 모두 0.3~0.4 $\mu\textrm{m}/yr$의 부식속도를 나타내었다. 그러나 구리는 부식생성물이 표면에 부착되어 있기 때문에 실제 부식두께는 이 값보다 더 클 것으로 생각된다. 용기가 초기 530일간과 같은 속도로 처분용기의 부식이 진행된다면 한국에서 기준처분 개념으로 삼고 있는 50mm 두께의 내부식성 외벽 금속용기는 적어도 만년이상 견딜 수 있을 것으로 추정된다. 한편, 검정색 부식층을 제거한 무게감소로부터 계산한 철의 부식속도는 구리의 약 30배에 해당하였다. 금속 재질의 정확한 부식 거동을 파악하기 위해서는 보다 장기간의 실험이 요구된다. 시험법 선정에 각계(규제기관, 학계, 발전소 현장 및 산업계 등) 전문가로부터 기술자문회의를 통하여 자문 의견을 받기로 하였다. 특히 현재 폐기물 인수 기술기준치가 설정된 국가의 시험법을 심층 있게 검토하기로 하였다.검토하기로 하였다. 혹은 수성주변 환경이 지배하는 산악이나 구릉지에서 흔히 나타나는 침엽수-낙엽활엽수의 혼합림 식생상태를 잘 대변해 주고 있는 것으로 판단된다. 끝으로, 의림지 호저 퇴적층 중에서 인위적인 교란흔적이 없는 암회색 유기질 니층에 대한 탄소연대측정 결과, 제1호공 12번 시료에서 950$\pm$40 years B.P을 얻었으며, 제3-1호공에서도 아래로 내려가면서 8, 10, 11번 시료에 대하여 500$\pm$30 years B.P, 650$\pm$30 years B.P, 800$\pm$40 years B.P의 연대측정 결과를 획득하였다. 이상과 같은 의림지 호저 퇴적층의 형성환경과 형성시기 연구를 통하여 의림지의 제방축조의 최초시기를 해석해 보면, 의림지의 제방은 적어도 과거 약 827년 전에서 866년 전에는 이미 축조되어 있었음을 알 수 있다. 과거 제천 일대에 살았던 옛사람들이 의림지 하류의 곡지중앙과 고기 충적선상지에 대한 관계용 용수조달의 필요성에 부응하여 상류부 곡지하천의 자연입지 환경을 최대한 이용하여 축조한 것으로 판단된다..준비하였다.전류를 구성하는 주요 입자의 에너지 영역(75~l13keV)에서 가장 높은(0.80) 상관계수를 기록했다. 넷째, 회복기 중에 일어나는 입자들의 유입은 자기폭풍의 지속시간을 연장시키는 경향을 보이며 큰 자기폭풍일수록 현저했다. 주상에서 관측된 이러한 특성은 서브스톰 확장기 활동이 자기폭풍의 발달과 밀접한 관계가 있음을 시사한다.se that were all low

• Journal of Nuclear Fuel Cycle and Waste Technology(JNFCWT)
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• v.8 no.2
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• pp.115-122
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• 2010

In this study, the removal of Cs and Tc from a simulated fission products (FP) solution which were co-dissolved with U during the oxidative-dissolution of spent fuel in a mixed carbonate solution of $(Na_2CO_3-NaHCO_3)-H_2O_2$ was investigated by using a selective precipitation method. As Cs and Tc might cause an unstable behavior due to the high decay heat emission of Cs as well as the fast migration of Tc when disposed of underground, it is one of the important issues to removal them in views of the increase of disposal safety. The precipitation of Cs and Re (as a surrogate for Tc) was examined by introducing sodium tetraphenylborate (NaTPB) and tetraphenylphosponium chloride (TPPCl), respectively. Precipitation of Cs by NaTPB and that of Re by TPPCl were completed within 5 minutes. Their precipitation rates were not influenced so much by the temperature and stirring speed even if they were increased by up to $50^{\circ}C$ and 1,000 rpm. However, the pH of the solution was found to have a great influence on the precipitation with NaTPB and TPPCl. Since Mo tends to co-precipitate with Re at a lower pH, especially, it was effective that a selective precipitation of Re by TPPCl was carried out at pH of above 9 without co-precipitation of Mo and Re. Over 99% of Cs was precipitated when the ratio of [NaTPB]/[Cs]>1 and more than 99% of Re, likewise, was precipitated when the ratio of [TPPCl]/[Re]>1.

• Nuclear Engineering and Technology
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• v.11 no.3
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• pp.203-212
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• 1979

The thermal decomposition of simulated Magnox highly active waste and of HARVEST feed slurries (SW and SG) which include tile glass forming chemicals has been studied. The waste and the slurries are almost completely calcined by 500-55$0^{\circ}C$. The colour of the solids from the slurries varies little until about 90$0^{\circ}C$ when it darkens considerably. The slurries begin to vitrify at this temperature and are completely vitrified at 1000-105$0^{\circ}C$. On the other hand. the sulphate impurity in SN slurry causes a yellow phase to separate above 75$0^{\circ}C$. The density of the intermediate solids is fairly low until 650$^{\circ}$-$700^{\circ}C$ is reached. This temperature seems to mark the onset of fluxing as tile density rises quickly to 2g/㎤ at 700$^{\circ}$ -80$0^{\circ}C$. The strengh of the solids decreases with temperature up to 50$0^{\circ}C$, and then rises as the solids begin to sinter. Below 50$0^{\circ}C$ the SN solids are the stronger. suggesting that the impurity renders this silica more reactive.