• 제목/요약/키워드: 핵연료분리기

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Calix[4]arene Crown Ether 함유 지지형 액막을 이용한 세슘이온의 선택적 분리 (Selective Separation of Cesium Ion Using Supported Liquid Membrane Containing Calix[4]arene Crown Ether)

  • 김종국;김종승;설용건;이근우;오원진
    • 한국막학회:학술대회논문집
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    • 한국막학회 1998년도 추계 총회 및 학술발표회
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    • pp.31-36
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    • 1998
  • 1. 서론 : 산업이 고도로 발달함에 따라 야기되는 환경오염의 심각성이 날로 더해가고 있다. 특히 원자력 관련시설중 핵연료 재활용 공정에서 발생되는 방사성 폐기물의 처리기술에 대한 개발이 무엇보다도 시급한 실정이다. 핵연료 재활용 조작은 고준위 및 중준위 방사능 액체 폐기물을 발생시키며 이러한 방사능 액체 폐기물의 주요핵종은 긴 반감기를 갖는 것들이다. 이러한 방사능 액체 폐기물의 무해한 저장을 위해서 세계적으로 노력해 왔으며 고준위 폐기물은 유리화한후 심층매립을 하는 것이 가장 안전한 방법으로 고려되고 있다.(생략)

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Th-U-Pu 혼합 용융염핵연료 AMBIDEXTER 원자로 시스템의 온라인 핵연료 용량 최적화 설계에 관한 연구 (A Study an Optimal Design of the On-line Chemical Process System for the AMBIDEXTER Operating with the molten Th-U-Pu salt mixture Fuel)

  • 이영준;김진성;유영진;오세기
    • 한국에너지공학회:학술대회논문집
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    • 한국에너지공학회 2002년도 추계 학술발표회 논문집
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    • pp.81-87
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    • 2002
  • 원자로계통 전체가 원자로 용기안에 일체형으로 내장되었으며 열ㆍ에너지 수송회로와 물질ㆍ방사선 수송회로가 각각 분리, 혼합된 복합 원자력에너지시스템인 250MW$_{th}$ 실증로급 AMBIDEXTER (Advanced Molten-salt Break-even Inherently-safe Dual-missioning Experimental and TEst Reactor)는 부의 핵연료 반응도로 인한 고유안전성과 핵확산 방지, 폐기물 감축, 핵연료 경제성 및 자원 이용의 효율성을 갖춘 원자로로서 현재 아주대학교에 서 개념 설계중이다.(중략)

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AMBIDEXTER 원자력 에너지시스템 설계개념 (Attributes and Elements of the AMBIDEXTER Nuclear Energy System Design Concept)

  • 오세기;정근모
    • 에너지공학
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    • 제8권1호
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    • pp.59-66
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    • 1999
  • 원자력발전의 고유한 문제점을 해결할 수 있는 새로운 집적폐회로형 AMBIDEXTER 원자력시스템 개념을 제안하였다. 이 복합시스템은 일체형 원자로를 중심으로 열/에너지 변환회로와 방사선/물질 수송회로를 서로 독립적으로 구성하므로 최소 방사선 위험부담 아래서 원자력에너지의 잇점을 극대화하는 설계이다. 특히 방사선/물질 수송회로로부터 분리된 고준위 방사성 폐기물에서 고부가가치 동위원소나 방사선원을 선별적으로 용이하게 추출, 활용할 수 있다. 원자로 계통은 얇고 큰 Hastelloy 합금 원자로용기 내부를 노심, 침니, 열교환기, 다운캄어 및 입구플레넘 콤파트먼트로 분할하여 배관이나 벨브관이 없으므로 기기파손으로 인한 방사성물질의 대량 외부 누출은 불가능하다. Th/233U 용융염핵연료의 핵물리 및 열수력학적 특성을 살려 AMBIDEXTER 노심의 핵적 자활성 설계에 융통성을 부여하는 변성핵연료주기를 도입하면 핵연료자원의 공급 안정화나 핵확산방지의 투명성 제고에 큰 효과가 있다. AMBIDEXTER 설계연구에 관련된 핵심기술들은 일찍이 미국 ORNL에서 시작한 MSR 프로그램을 통해 개발되어 이미 대부분 상용화하고 있기 때문에 현재 추진 중인 250 MWth급 원형로 모듈의 개념개발에서는 주로 시스템 통합에 관한 문제들이 중점적으로 다루어진다.

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Ion Chromatography-Inductively Coupled Plasma-Mass Spectrometry에 의한 $U_3Si/Al$ 사용후핵연료 중 La의 분리 및 정량 (Determination of La in $U_3Si/Al$ Spent Nuclear Fuel by Ion Chromatography-Inductively Coupled Plasma-Mass Spectrometry)

  • 한선호;최광순;김정석;전영신;박양순;지광용;김원호
    • 분석과학
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    • 제13권5호
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    • pp.601-607
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    • 2000
  • 란탄은 사용후핵연료의 연소도 지표원소들 중 하나로써 이용되고 있다. $U_3Si/Al$ 사용후핵연료는 다량의 U과 Al 속에 미량의 La이 포함되어 있어 정량시 매질의 영향을 줄이기 위해 화학적 분리가 요구된다. La의 분리 및 측정을 위해 IC-ICP-MS를 이용하였으며, 우선 방사성 시료를 취급하기 위하여 유도결합 플라스마 질량분석기의 플라스마 부분 및 분리관을 방사선 차폐 글로브박스 내에 설치하였다. CG10 분리관과 ${\alpha}$-HiBA 용리액을 사용하여 U, Al, La 및 몇 가지 핵분열생성물 (Sr, Zr, Y, Mo, Ru, Pd, Rh, Cs, Ba, Ce, Pr, Nd, Sm, Eu 및 Cd)의 머무름 거동을 살펴보았다. 0.2 M ${\alpha}$-HiBA 용리액에서 U과 Al이 초기에 용출되므로 분리관과 ICP-MS의 시료분무기 사이에 3방향 밸브를 연결하여 다량의 U과 Al이 ICP-MS로 유입되지 않도록 하므로써 매질의 영향을 줄일 수 있었다. 이 조건에서 La은 약 12분 정도에 분리 및 측정이 가능하였으며, $1-10{\mu}g/L$ (ppb)의 농도범위가 측청에 적합하였고 시료양을 $200{\mu}L$ 취할 경우 La의 검출한계는 $0.25{\mu}g/L$이었다.

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Non-Coated $UO_2$ 소결체의 EPMA 분석

  • 정양홍;이기순;박대규;주용선;안상복
    • 한국원자력학회:학술대회논문집
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    • 한국원자력학회 1998년도 춘계학술발표회논문집(2)
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    • pp.192-197
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    • 1998
  • 사용후핵연료는 열전도도가 극히 불량하다. 그러므로 지금까지는 파단면을 관찰하거나 또는 성분분석을 위해 EPMA을 이용할 때는 시편 표면을 Au나 란소 등으로 증착시키고 있다 그러나 사용후 핵연료에서는 강력한 방사선이 방출되므로 시편의 증착처리는 핫셀(hot cell)에서 원격조정기(manipulator)를 사용하여 수행하므로 많은 어려움이 있다. 특히 시편 표면의 Au나 탄소의 증착시에는 균일한 증착이 필요한데, 핫셀내에 설치한 기기는 유지 보수의 어려움으로 양호한 진공도 유지가 어려워 시편 표면의 균질한 증착은 문제점으로 되어 있다. 이에 본 연구에서는 이산화우라늄 소결체를 표면의 증착처리 없이도 파단면 관찰이나 성분 분석을 할 수 있는 방법을 연구하여 silber paint법을 개발하였다. 특히 탄소가 미량 함유된 시편을 탄소 증착처리를 하면 증착된 탄소와 시편에 함유된 탄소를 분리해야 하는 어려운 점이 있으므로 이러한 경우에는 silber paint 법이 아주 편리하다.

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파이로프로세싱을 위한 전해환원 공정기술 개발 (Electrochemical Reduction Process for Pyroprocessing)

  • 최은영;홍순석;박우신;임현숙;오승철;원찬연;차주선;허진목
    • Korean Chemical Engineering Research
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    • 제52권3호
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    • pp.279-288
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    • 2014
  • 원자력발전은 국가의 안정적인 에너지 공급원 및 저탄소 발생 에너지원으로써 기능을 해왔으나, 원자력발전에 필수적으로 발생하는 사용후핵연료 축적이라는 큰 숙제를 안고 있다. 이를 해결하기 위한 방법 중의 하나가 파이로프로세싱과 소듐냉각고속로를 연계한 사용후핵연료의 재활용이다. 용융염 전해공정을 이용하는 파이로프로세싱은 사용후핵연료에 존재하는 장 반감기 고독성 원소와 고방열 핵종을 분리하여 고준위 폐기물을 줄이면서도 고속로의 원료물질을 공급하고, 소듐냉각고속로에서는 이를 이용하여 전력을 생산한 후 다시 그 사용후핵연료를 파이로프로세싱에서 원료물질로 가공하는 개념이다. 파이로프로세싱의 전단부에 해당하는 전해환원 공정은 산화물 형태의 사용후핵연료를 금속으로 전환시켜 후속 공정인 전해정련공정에 금속을 공급하는 역할을 한다. 파이로프로세싱을 위한 전해환원 공정의 상용화를 위해서는 고용량, 고효율의 시스템 개발이 요구되므로 양극과 음극에서 공정 속도의 영향을 미치는 인자를 연구하였다.

옵저버 이론의 원자로 지논 농도 최적제어에의 응용 (Observer Theory Applied to the Optimal Control of Xenon Concentration in a Nuclear Reactor)

  • Woo, Hae-Seuk;Cho, Nam-Zin
    • Nuclear Engineering and Technology
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    • 제21권2호
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    • pp.99-110
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    • 1989
  • 원자로 지논 농도의 최적 제어는 Linear Quadratic Regulator Problem이다. 지논 농도와 아이오다인 농도는 측정할 수 없기 때문에 최적 제어를 수행하기 위해서는 측정할 수 없는 상태 변수를 예측하는 것이 필요하다. 본 연구에서 사용된 예측방법은 Luenberger Observer를 기초로 했다. 원자로 상태 방정식은 빠른 상태 방정식(중성자 속, 핵연료 및 냉각재 온도)과 느린 상태 방정식(아이오다인, 지논)의 상호작용에 의해 Stiffness 문제가 발생되는데 이러한 시스템을 "Singularly Perturbed System"이라 한다. Stiffness문제를 해결하기 위해서 원 시스템을 느린 시스템과 빠른 시스템의 두 개의 모드로 나누는 Singular Perturbation Method를 사용한다. 예측기Observer를 이용한 원 시스템의 제어기는 느린 시스템과 빠른 시스템에 대한 분리된 예측기와 제어기의 설계에 의해 결정되어진다. 특히 원자로 상태 방정식에서는 빠른 모드는 빨리 사라지게 되므로 단지 느린 시스템에 대해서만 예측기를 설계하면 된다. 컴퓨터시뮬레이션을 통한 시험 결과는 원자로의 지논 진동은 Singular Perturbation Method와 예측기를 이용해서 거의 정확하게 효과적으로 짧은 시간내에 제어할 수 있음을 알았다.수 있음을 알았다.

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AMBIDEXTER 천이노심 설계최적화를 위한 노심관리 알고리즘 개발 (Development of a Core management Algorithm for Optimal Design of AMBIDEXTER Transient Cores)

  • 유극종;신동훈;소순규;이영준;김진성;오세기
    • 한국원자력학회:학술대회논문집
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    • 한국원자력학회 2004년도 추계학술발표회 발표논문집
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    • pp.99-100
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    • 2004
  • AMBIDEXTER-NEC의 천이노심은 $^{Nat}Th$$^{Nat}U$의 주입만으로 전 출력의 Break-even 노심에 도달하기위한 중간 단계이다. 선행연구에서 수행한 전 출력노심인 평형노심의 핵종수밀도에 도달하기 위해서 평형노심에서의 기저물질, 잠재핵분열성물질, 핵분열물질의 수밀도를 각 SEU-기반, Pu-기반, ADS-기반에서 그대로 유지하여 초기노심을 구성하였다. 또 각 시나리오에 대해 최대첨두출력과 원자로의 안전성을 고려해 Excess Reactivity를 5mk 내에서 초기노심을 결정하였다. 각 노심은 주 핵분열성물질 $^{235}U$, $^{239}Pu$$^{233}U$의 핵반응단면적 특성에 따라 평균 전환율이 각각 0.95, 0.83 및 1 .21 로서 핵연료물질의 적절한 선택만으로도 전환로, 연소로 및 증식로로 설계할 수 있음을 보여준다. 이러한 $Th/^{233}U$, U/Pu 핵연료주기를 사용하는 AMBIDEXTER-NEC 용융염핵연료 원자로의 초기노심에서 시작한 천이노심은 평형노심에장전할 충분한 $^{233}U$ 양을 확보해야 하므로 천이노심의 목표는 평형노심 $^{233}U$의 요구량에 최소한의 기간에 가장 적은 외부주입을 통해 도달하는 것이다. 천이노심에서 임계가 유지되는 AMBIDEXTER-NEC 원자로시스템의 3군 핵종변환 코드인 HELIOS-SQUID-AMBIBURN 체제를 개발하였고 그림 1.에 나타내었다. 이 알고리즘은 각 초기노심 중원소의 미시단면적, 중원소를 제외한 원소들의 거시단면적, 임계도를 만족하는 중성자속 및 외부주입율을 계산하여 SQUID 및 AMBIBURN 입력자료를 제공한다. 또한 일정시간 중원소의 핵종농도, 외부주입율과 중성자속이 일정하다는 가정 하 에 반복수행 하고 SEU-기반과 Pu-기반의 경우에는 각각 핵변환을 거쳐 재순환되는 $^{233}U$$^{239}Pu$의 양을 바로 주입하는 최대재순환 경우와 평형노심 요구 장전량에 이를 때까지 시설 내 저장하는 최소재순환 경우로 상황을 모사하였다. 그림 2 는 각 시나리오별 초기노심에서부터 200FPD까지 단위 용융염 체적당 $^{233}U$의 수밀도 시간변화를 나타낸 것이다. 그림을 보면 50일 이후부터는 수밀도의 변화가 일정한 기울기를 보이고 있고 재처리공정에서 $^{233}Pa$를 분리하는 최소재순환의 경우에는 최대재순환보다 2-3%정도에 지나지않아 그림에서 나타내지않았다. SEU-기반 및 Pu-기반에서 $^{233}U$의 증가율이 각각 2.54E+13, 2.81E+13 #/cc/d 로 Pu 기반이 조금 더 큰 증가율을 나타내고 있지만 평형노심 농도 1.04E+20 #/cc/d 에 도달하기 위해서는 두 경우 모두 매우 긴 시간이 걸릴 것을 예상할 수 있다. 요컨대 250MWth AMBIDEXTER-NEC가 평형노심을 이루기 위해 필요로 하는 $^{233}U$을 생산하는데 제안한 SEU-기반, Pu-기반 시나리오는 천이노심주기기간이 전형적인 원자로 수명 3-40년 보다 매우 큰 것으로 나타났다. 따라서 장전될 $^{233}U$의 확보를 위한 최적옵션은 초기노심부터 ADS와 같은 외부생산시설로부터 전량을 공급 받아 운전하는 것이라 판단된다.

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전해환원 공정의 우라늄 산화물 환원 거동 모사를 위한 Phase-Field 이론 적용 (Application of Phase-Field Theory to Model Uranium Oxide Reduction Behavior in Electrolytic Reduction Process)

  • 박병흥;정상문
    • 방사성폐기물학회지
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    • 제16권3호
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    • pp.291-299
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    • 2018
  • 파이로 공정에서는 사용후핵연료 관리 공정 개발의 일환으로 산화 우라늄을 고온 용융염 전해질계에서 전기화학적 방법으로 환원시키기 위한 전해환원 공정이 개발되고 있다. 이에 따른 전해환원 공정의 반응기 설계를 위해서는 전기화학적 이론에 기초한 모델이 요구되고 있다. 본 연구에서는 상 분리를 설명하는 phase-field 이론에 기초하여 우라늄 산화물의 전해환원 모사를 위한 1차원 모델이 개발되었다. 모델은 우라늄 산화물 내 산소 원소의 확산과 펠렛 표면에서 전기화학 반응 속도를 나타내는 매개변수를 사용하여 외부로부터 내부로 진행되는 전해환원을 잘 모사하고 있으며 계산 결과 전체 전류는 산소원소의 내부 확산에 크게 의존하는 것으로 나타났다. 전해환원 반응에 대한 모델은 대용량 장치 설계에 최적화된 조건 도출에 활용될 것으로 예상되며 장치 설계가 완료되면 공정 연계 모사에 직접 사용될 것으로 기대된다.