• Journal of Nuclear Fuel Cycle and Waste Technology(JNFCWT)
• /
• v.1 no.1
• /
• pp.25-39
• /
• 2003

This study proposed a new electrolytic reduction technology that is based on the integration of simultaneous uranium oxide metallization and Li$_2$O electrowinning. In this electrolytic reduction reaction, electrolytically reduced Li deposits on cathode and simultaneously reacts with uranium oxides to produce uranium metal showing more than 99% conversion. For the verification of process feasibility, the experiments to obtain basic data on the metallization of uranium oxide, investigation of reaction mechanism, the characteristics of closed recycle of Li$_2$O and mass transfer were carried out. This evolutionary electrolytic reduction technology would give benefits over the conventional Li-reduction process improving economic viability such as: avoidance of handling of chemically active Li-LiCl molten salt increase of metallization yield, and simplification of process.

• Proceedings of the Safety Management and Science Conference
• /
• 2012.11a
• /
• pp.377-383
• /
• 2012

순수한 우라늄 금속은 칩이나 분말로 존재할 경우 반응면적이 넓어 자연 발화할 정도의 산화력을 지니며 산화열이 높기 때문에 운반 및 처리시 화재의 위험성이 있다. 따라서 이들을 장기보관하거나 영구처분시 안정한 형태의 전환이 우선되어야 한다. 외국의 경우 감손우라늄 폐기물을 자연에서 가장 안전한 상태인 산화우라늄의 형태로 산화 처리 후 영구처분하고 있으며, 이를 위하여 우라늄 칩의 산화거동에 관한 연구가 수행 되었다. 우라늄 칩을 안전하게 보관하려면 불활성 분위기를 형성해 주든가 또는 우라늄 칩의 표면에 부동태층을 형성시켜야 한다. 또는 우라늄 칩을 광유속에 넣어 공기나 물이 우라늄 칩에 접촉되지 않는 방법으로 보관하는 것이 바람직하다.

• Proceedings of the Korean Radioactive Waste Society Conference
• /
• 2009.11a
• /
• pp.346-346
• /
• 2009

산화물 형태 사용후핵연료의 효율적 처분 혹은 재활용을 위한 연구 가운데, 고온의 LiCl 용융염 중에서 전해환원하여 금속으로 환원시킨 후, 환원된 금속을 고온의 LiCl-KCl 용융염에서 전해정련하는 연구가 국내외적으로 활발하게 진행되고 있다. 전해환원을 위해 일정 농도 $Li_2O$가 LiCl 용융염에 첨가되며 $Li_2O$ 농도가 높으면 반응 재질의 부식성이 크게 증가하므로 일반적으로 우라늄 산화물은 1wt% 이하의 $Li_2O$ 농도에서 전해환원 된다. 우라늄 산화물의 전해환원 전위는 $Li_2O$의 전해환원 전위 보다 표준 상태를 기준으로 공정온도인 650 $^{\circ}C$ 에서 약 70 mV 정도 낮기 때문에 전해환원 과정에서 $Li_2O$ 의 환원으로 Li 금속이 생성될 가능성이 있으며 우라늄 산화물은 대부분 직접 전해환원 되지만 일부 Li에 의해 화학적으로 환원되기도 한다. 전해환원 공정에서 환원되지 않은 희토류 산화물은 전해정련 공정에서 $UCl_3$와 반응하여 $UO_2$를 생성시켜 공정 효율을 떨어뜨린다. 따라서 전해환원 공정에서 가능하연 최대한 희토류 산화물을 금속으로 환원시키는 조건을 찾아내는 것이 바람직하고 이를 위해서 우선 전해환원 공정에서 희토류 산화물의 화학적 거동의 이해가 요구된다. 본 연구에서 열역학적 검토를 통하여 희토류 산화물의 환원 조건을 조사한 결과 희토류 산화물은 매운 낮은 $Li_2O$ 농도에서 Li에 의해 환원되고, 1wt% 이하의 $Li_2O$ 농도에서는 Sc와 Lu의 산화물이 $Li_2O$와 복합산화물을 형성하고 이들 복합산화물은 Li에 의해 환원되지 않는 것으로 나타났다. 또한 희토류 원소 별로 희토류 원소 산화물의 Li에 의한 환원 조건으로서 평형상태에서의 $Li_2O$ 농도 즉 환원 임계 $Li_2O$ 농도를 실험적으로 측정하였으며 1wt% $Li_2O$ 농도 이하에서 열역학적 해석과 동일하게 Sc와 Lu만이 복합산화물을 형성하여 Li에 의해 직접환원 되지 않는 것으로 관찰되었다.

• Proceedings of the Korea Society for Energy Engineering kosee Conference
• /
• 2000.11a
• /
• pp.105-109
• /
• 2000

종래의 핵연료소결체가 혼합산화물 혹은 이산화우라늄중 한가지 핵연료만으로 구성한 것과 달리 내부를 저농축 이산화우라늄 핵연료로 채우고 그 외부를 링형태의 혼합산화물 핵연료로 둘러 싼 이중구조를 특징으로 한다. 이러한 형태의 핵연료소결체는 중심영역의 핵분열반응률 줄임으로써 핵분열 기체생성, 핵연료봉 중심온도와 평균온도를 낮추어 준다. 이는 핵분열 기체방출을 낮추어 혼합산화물 핵연료봉 성능을 향상시키고 방출 연소도를 증가시키는 효과가 있다.

• Resources Recycling
• /
• v.21 no.1
• /
• pp.66-74
• /
• 2012

In order to evaluate the feasibility of selective sulfidization of uranium and rare-earth(RE) oxides, an analysis on thermodynamic data, such as $M-O_2-S_2$ phase stability diagram and changes of Gibbs free energy for sulfidization of uranium and rare-earth oxides were carried out. Comparing $RE-O_2-S_2$ with $U-O_2-S_2$ phase stability diagram at wide range of sulfur potential, $UO_2$ remains unreacted, while RE oxides are sulfidized. The Gibbs free energy change(${\Delta}G^{\circ}$) of sulfidization of RE oxides is lower than that of uranium oxides. Thus, the selective formation of RE sulfides is possible during sulfidization of RE and uranium oxides at lower temperature. $CS_2$ was selected as a sulfidizing agent, because it is a stronger sulfidizing agent than other agents and reacts at lower temperature.

• Nuclear Engineering and Technology
• /
• v.29 no.6
• /
• pp.60-64
• /
• 1997

핵연료의 가공공정에서 발생하는 스러지를 건식처리공정으로 회수 정제할 수 있는 건식처리 방법에 대하여 논의하고자 하였다. 건식처리방법은 수용액을 전혀 사용하지 알기 때문에 폐기물의 발생량이 습식처리방법에 비해 훨씬 줄어든다. 산화우라늄은 고온의 용융염중에서 염소개스에 의해 염소화반응을 통하여 우라늄염화물을 생성되게 되어 이들은 전기적으로 이동이 가능한 형태로 바뀌므로 전극에 선택적으로 전착될 수 있기 때문에 다른 금속이온과 분리할 수 있다. 본 보고서에서는 산화우라늄의 염소화공정, 전착공정에 대하여 기술하였고 전착된 산화물의 물리적 특성에 대하여 요약하였다.

• Proceedings of the Korean Radioactive Waste Society Conference
• /
• 2005.06a
• /
• pp.402-403
• /
• 2005

• Journal of Nuclear Fuel Cycle and Waste Technology(JNFCWT)
• /
• v.16 no.1
• /
• pp.59-64
• /
• 2018

In case of high contents of rare earths in the LiCl-KCl salt, it is not easy to recover U and TRU metals as a usable resource form from LiCl-KCl eutectic salts generated from the pyroprocessing of spent nuclear fuel. In this study, a conversion of $UCl_3$ into an oxide form using $K_2CO_3$ and an electrodeposition of $NdCl_3$ into a metal form in $LiCl-KCl-UCl_3-NdCl_3$ system were conducted to resolve the problem. Before conducting the conversion, experimental conditions for the conversion were determined by performing a thermodynamic equilibrium calculation. In this study, almost all of $UCl_3$ disappeared in the LiCl-KCl salt when the injection of $K_2CO_3$ reached theoretical equivalent for the conversion, and then $NdCl_3$ was effectively electrodeposited as a metal form using liquid zinc cathode. After that, the LiCl-KCl salt became transparent, and uranium oxides were precipitated to the bottom of the LiCl-KCl salt. These results will be utilized in designing a process to separate U and rare earths in LiCl-KCl salt.

• Nuclear industry
• /
• v.5 no.12 s.34
• /
• pp.78-83
• /
• 1985

플루토늄을 산화물의 형태로 우라늄 산화물과 혼합하면 혼합산화물(Mixed Oxide : MOX)연료가 된다. MOX연료는 고속로용으로 개발되고 있으나 고속로가 본격적으로 도입될 때 까지는 열중성자로용으로 이용되고 있다. 고속로와 열중성자로에서는 연료의 사용 조건이 크게 다르기 때문에 MOX연료의 설계도 이에 따라 많은 차이가 있다.

• Proceedings of the Korean Radioactive Waste Society Conference
• /
• 2009.11a
• /
• pp.177-177
• /
• 2009

사용후 핵연료의 건식처리 시 핵연료 다발을 절단하여 voloxidation 즉 휘발산화처리를 하면 고온에 의해 분리가 가능한 핵분열생성물의 분리와 우라늄의 산화에 의한 부피팽창으로 핵연료가 쪼개져서 입도가 작아지고 또한 핵연료가 피복재에서 쉽게 박리되게 된다. 그 결과 폐기물 처리 시에 발열핵종으로 폐기물의 저준위화시에 분리가 요망되는 Cs-137이 분리되는 장점이 있어 습식 재처리에 있어서도 바람직하다. 건식처리에 있어서는 voloxidation 으로 처리된 피복재에는 금속 지르코늄에 불순물로 함유된 우라늄의 의한 방사화 생성물과 피복재 표변에 부착/침투한 방사화 생성물이 방사능을 갖게 된다. 이러한 부착된 TRU 잔류물은 통상 1% 미만으로 알파핵종의 방사능이 원자로에서 배출시에는 고준위 기준치의 약 100배 수준이었다가 30년 냉각후에는 약 1/10 수준으로 저준위화 된다. 지르코늄 금속중에 불순물로 함유된 우라늄의 방사화로 생기는 방사능은 고준위 기준치의 10% 를 넘지 않아서 피복재의 저준위화시에 고려할 필요가 없다. 발생열은 방출시에 고준위 기준치의 약 30 배 수준에서 5년 냉각후에는 기준치 미만이 되며 30년후에는 1/8000 정도로 저준위화 된다. 사용후 핵연료를 습시처리시에 발생하는 고준위 폐기물 중 약 1/4 가 피복재 (hull) 임을 고려하면 피복재의 저준위화는 사용후 연료의 건식처리에 있어서도 필수적인 과정이다. 특히 미국의 고준위 폐기물 처분장 Yucca Mt.의 포기와 우리의 고준위 폐기불 처분장이 공론화되는 싯점에서 저준위화는 매우 필요한 기술이다. 피복재는 방사성 물질의 침투두께가 0.01mm 미만이 대부분으로 저준위화에는 표면제염에 의한 저준위화가 주로 연구되어왔다. 표면제염에 의한 저준화는 이온 빔, laser에 의한 방법, dry ice 분사에 의한 방법이 시도되었다. 염소기체를 이용하여 지르코늄의 산화막을 제거하고자 하였으나 이 산화막이 안정적이어서 표변의 연마, 아크릴 칼의 사용, 표면을 눌러서 처리하는 등 전처리하여서 염소기체 반응에 의한 표면제거 실험이 가장 효과적임이 실험적 결과이었다. 이러한 전처리로 방사능을 1/100 수준으로 낮춘다고 하더라도 지르코늄 금속중에 불순물로 함유된 우라늄의 방사화에 의해 중저준위 폐기물의 범주에서 벗어나지 않으므로 재활용에는 제한이 있다. 또한 전처리(표면제염)하여 분리되는 고준위는 다른 고준위 염폐기물과 함께 처리하여 발열 핵종을 제거하면 중저준위화가 가능하다. 저준위화 된 hull폐기물에는 지르코늄 금속에 불순물로서 함유되어있는 우라늄에 의한 방사능을 갖는데 이들의 제거나 분리는 지르코늄 합금 피복재 원료물질에 불순물로 함유하는 우라늄의 함량을 낮추는 것과 유사한 문제이다. 현재까지 지르코늄합금 피복재에 우라늄이 불순물로 함유된 것을 사용함으로 원자로내에서 방사화되어서 방사능을 갖게 되는 것은 피할 수가 없다. 따라서 저준위화 처리된 피복재는 장기 보관으로 방사능을 감쇠시켜서 재활용하도록 한다. 처리 방법으로는 초고압 압축저장, 시멘트 고화, 합성암석에 의한 고화법 등으로 장기간 보관 후에 금속으로서 재활용한다.