The concept of a fusion-driven transmutation reactor based on LAR (Low Aspect Ratio) tokamak as a neutron source is studied based on ITER physics and technology. The radial build of transmutation reactor components are self-consistently determined by coupling the systems analysis with radiation transport analysis and an optimal configuration of a transmutation reactor for aspect ratio, A in the range of 1.5 to 2.0 is found. The performance of a transmutation reactor is investigated and shows that a transmutation reactor with a neutron source producing fusion power less than 150 MW can destroy the transuranic actinides contained in the spent fuels produced from more than two 1 GWe PWRs with production of the fission power being greater than 2 GW.
HYPER(Hybrid Power Extraction Reactor) is the accelerator driven subcritical transmutation system developed by KAERI(Korea Atomic Research Institute). HYPER is designed to transmute long-lived transuranic actinides and fission products such as Tc-99 and I-129. Liquid lead-bismuth eutectic (LBE). Has been a primary candidate for coolant and spallation neutron target due to its appropriate thermal-physical and chemical properties, However, it is very corrosive to the common steels used in nuclear installations at high temperature. This corrosion problem is one of the main factors considered to set the upper limits of temperature and velocity of HYPER system. In this study, a parametric study for a corrosion model was performed. And a preliminary corrosion model was also developed to predict the corrosion rate in isothermal Pb and LBE flow loops.
Consideration is given to the possibility to use changes in buoyancy as a negative reactivity feedback mechanism during temperature transients in heavy liquid metal fast reactors. It is shown that by the proper use of heavy pellets in the fuel elements, fuel rods could be endowed with a passive self-ejection mechanism and then with a negative feedback. A first estimate of the feasibility of the mechanism is calculated by using a simplified geometry and model. If in addition, a neutron poison pellet is introduced at the bottom of the fuel, then when the fuel element is displaced upward by buoyancy force, the reactivity will be reduced not only by disassembly of the core but also by introducing the neutron poison from the bottom. The use of induced buoyancy opens up the possibility of introducing greater amounts of actinides into the core, as well as providing a palliative solution to the problem of positive coolant temperature reactivity coefficients that could be featured by the heavy liquid metal fast reactors.
Kim, Do-Heon;Kim, Jong-Kyung;Park, Hangbok;Roh, Gyu-hong;Inha Jung
한국원자력학회:학술대회논문집
/
한국원자력학회 1997년도 추계학술발표회논문집(1)
/
pp.70-75
/
1997
A CASMO/ORIGEN coupling utility program was developed to predict the composition of all the fission products in spent PWR fuels. The coupling program reads the CASMO output file, modifies the ORIGEN cross section library and reconstructs the ORIGEN input file at each depletion step. In ORIGEN, the burnup equation is solved for actinides and fission products based on the fission reaction rates and depletion flux of CASMO. A sample calculation has been performed using a 14$\times$14 PWR fuel assembly and the results are given in this paper.
The review discusses various alternative approaches for spent nuclear fuel (SNF) reprocessing in aqueous carbonate media. The main stages, schemes, and methods of the most well-known and well-described processes for reprocessing SNF and some high-level radioactive waste using carbonate systems developed by research groups in Japan, the United States of America, the Republic of Korea, and the Russian Federation described and compared. The main advantages of such methods are outlined compared to the SNF reprocessing in nitric acid media. The levels of development and proximity of the designed processes to the industrial implementation are shown. The main principle achievements, prospects, and routes for the refinement of such methods for the technology of SNF reprocessing and handling of high-level radioactive waste formulated.
D. Pizzocri;M.G. Katsampiris;L. Luzzi;A. Magni;G. Zullo
Nuclear Engineering and Technology
/
제55권8호
/
pp.3071-3079
/
2023
Helium production in the nuclear fuel matrix during irradiation plays a critical role in the design and performance of Gen-IV reactor fuel, as it represents a life-limiting factor for the operation of fuel pins. In this work, a surrogate model for the helium production rate in fast reactor MOX fuels is developed, targeting its inclusion in engineering tools such as fuel performance codes. This surrogate model is based on synthetic datasets obtained via the SCIANTIX burnup module. Such datasets are generated using Latin hypercube sampling to cover the range of input parameters (e.g., fuel initial composition, fission rate density, and irradiation time) and exploiting the low computation requirement of the burnup module itself. The surrogate model is verified against the SCIANTIX burnup module results for helium production with satisfactory performance.
Alexander V. Boyarintsev ;Sergei I. Stepanov ;Galina V. Kostikova ;Valeriy I. Zhilov;Alfiya M. Safiulina ;Aslan Yu Tsivadze
Nuclear Engineering and Technology
/
제55권2호
/
pp.391-407
/
2023
This article provides a survey of wet (aqueous) methods for recovery, separation, and purification of uranium from fission products in carbonate solutions during the reprocessing of spent nuclear fuel and methods for removal of radionuclides from alkaline radioactive waste. The main methods such as selective direct precipitation, ion exchange, and solvent extraction are considered. These methods were compared and evaluated for reprocessing of spent nuclear fuel in carbonate media according to novel alternative non-acidic methods and for treatment processes of alkaline radioactive waste.
DUPIC핵연료주기로 인해 변화되는 경수로 사용 후 핵연료 물질의 핵종별 농도, 방사능, 붕괴열, 위해지수 및 방사선원항등을 시간의 함수로 그 변화특성을 분석하고, 각 인자별로 크게 영향을 미치는 주요핵종의 거동을 물질농도 측면에서 추적 분석평가하였다. 방사성물질 농도에 있어서 연소도 19,000 MWD/MTU의 사용 후 DUPIC핵연료에 존재하는 악티나이드 양은 연소도 35,000 MWD/MTU의 경수로 사용후 핵연료에 비해 약 2% 감소한 반면 핵분열생성물의 양은 약 20% 증가된 것으로 나타났다. 그리고 사용 후 DUPIC핵연료의 방사능 및 붕괴열은 일반적인 사용후핵연료 특성과는 달리, 방사성물질 농도 변화와 비례하지 않는 것으로 나타났다. 사용후 DUPIC핵연료가 갖는 감마 스펙트럼을 경수로핵연료의 경우와 비교해 볼 때, 전체적인 특징은 사용후 DUPIC핵연료의 경우가 $0.01{\sim}0.575MeV$의 낮은 에너지 범위에서는 경수로핵연료 보다 약 $40{\sim}50%$ 낮은 감마선 세기를 보여주고 있으나, 3.5 MeV이상의 높은 에너지 범위에서는 사용후 DUPIC핵연료의 감마선 세기가 휭씬 크게 나타났다. 중성자 선원항은 모두 악티나이드 물질의$({\alpha},\;n)$ 반응 및 자발핵분열에 의해 결정되고 있고, 특히 Cm-244의 자발 핵분열에 의한 중성자선원이 지배적인 것으로 나타났다. 이런 이유 때문에 Cm-244의 농도가 약 3.3배 큰 사용후 DUPIC핵연료의 중성자 선원이 경수로핵연료보다 4배 이상 크게 나타났다.
Luzzi, L.;Barani, T.;Boer, B.;Cognini, L.;Nevo, A. Del;Lainet, M.;Lemehov, S.;Magni, A.;Marelle, V.;Michel, B.;Pizzocri, D.;Schubert, A.;Uffelen, P. Van;Bertolus, M.
Nuclear Engineering and Technology
/
제53권10호
/
pp.3367-3378
/
2021
The design phase and safety assessment of Generation IV liquid metal-cooled fast reactors calls for the improvement of fuel pin performance codes, in particular the enhancement of their predictive capabilities towards uranium-plutonium mixed oxide fuels and stainless-steel cladding under irradiation in fast reactor environments. To this end, the current capabilities of fuel performance codes must be critically assessed against experimental data from available irradiation experiments. This work is devoted to the assessment of three European fuel performance codes, namely GERMINAL, MACROS and TRANSURANUS, against the irradiation of two fuel pins selected from the SUPERFACT-1 experimental campaign. The pins are characterized by a low enrichment (~ 2 wt.%) of minor actinides (neptunium and americium) in the fuel, and by plutonium content and cladding material in line with design choices envisaged for liquid metal-cooled Generation IV reactor fuels. The predictions of the codes are compared to several experimental measurements, allowing the identification of the current code capabilities in predicting fuel restructuring, cladding deformation, redistribution of actinides and volatile fission products. The integral assessment against experimental data is complemented by a code-to-code benchmark focused on the evolution of quantities of engineering interest over time. The benchmark analysis points out the differences in the code predictions of fuel central temperature, fuel-cladding gap width, cladding outer radius, pin internal pressure and fission gas release and suggests potential modelling development paths towards an improved description of the fuel pin behaviour in fast reactor irradiation conditions.
As one of researches for the P & T purposes, a basic experiment on the recovery of actinide elements from the mixture with rare earth elements by means of electrorefining using a liquid cadmium cathode in the LiCl-KC1 eutectic melt was carried out. In order to examine the behaviors of electrodeposition of metal ions on a liquid electrode, recovery experiments of rare earth metals resulting from forming electrodeposits were performed by a galvanostatic electrolysis method at various current densities. A cyclic voltammetric technique was applied to determine reduction-oxidation potential of each metal element in the melt and to detect the changes of the multi component melt composition for on-line monitoring. Also, a collaboration study with RIAR was completed to test the preliminary feasibility on a recovery of actinide elements from the mixture with rare earth elements using a liquid cadmium cathode and actinide metals. Experimental results showed that the ratio of actinides to rare earths, 9: 0.5∼1 led to the rare earth content of about 5∼10 wt% in the deposit.
본 웹사이트에 게시된 이메일 주소가 전자우편 수집 프로그램이나
그 밖의 기술적 장치를 이용하여 무단으로 수집되는 것을 거부하며,
이를 위반시 정보통신망법에 의해 형사 처벌됨을 유념하시기 바랍니다.
[게시일 2004년 10월 1일]
이용약관
제 1 장 총칙
제 1 조 (목적)
이 이용약관은 KoreaScience 홈페이지(이하 “당 사이트”)에서 제공하는 인터넷 서비스(이하 '서비스')의 가입조건 및 이용에 관한 제반 사항과 기타 필요한 사항을 구체적으로 규정함을 목적으로 합니다.
제 2 조 (용어의 정의)
① "이용자"라 함은 당 사이트에 접속하여 이 약관에 따라 당 사이트가 제공하는 서비스를 받는 회원 및 비회원을
말합니다.
② "회원"이라 함은 서비스를 이용하기 위하여 당 사이트에 개인정보를 제공하여 아이디(ID)와 비밀번호를 부여
받은 자를 말합니다.
③ "회원 아이디(ID)"라 함은 회원의 식별 및 서비스 이용을 위하여 자신이 선정한 문자 및 숫자의 조합을
말합니다.
④ "비밀번호(패스워드)"라 함은 회원이 자신의 비밀보호를 위하여 선정한 문자 및 숫자의 조합을 말합니다.
제 3 조 (이용약관의 효력 및 변경)
① 이 약관은 당 사이트에 게시하거나 기타의 방법으로 회원에게 공지함으로써 효력이 발생합니다.
② 당 사이트는 이 약관을 개정할 경우에 적용일자 및 개정사유를 명시하여 현행 약관과 함께 당 사이트의
초기화면에 그 적용일자 7일 이전부터 적용일자 전일까지 공지합니다. 다만, 회원에게 불리하게 약관내용을
변경하는 경우에는 최소한 30일 이상의 사전 유예기간을 두고 공지합니다. 이 경우 당 사이트는 개정 전
내용과 개정 후 내용을 명확하게 비교하여 이용자가 알기 쉽도록 표시합니다.
제 4 조(약관 외 준칙)
① 이 약관은 당 사이트가 제공하는 서비스에 관한 이용안내와 함께 적용됩니다.
② 이 약관에 명시되지 아니한 사항은 관계법령의 규정이 적용됩니다.
제 2 장 이용계약의 체결
제 5 조 (이용계약의 성립 등)
① 이용계약은 이용고객이 당 사이트가 정한 약관에 「동의합니다」를 선택하고, 당 사이트가 정한
온라인신청양식을 작성하여 서비스 이용을 신청한 후, 당 사이트가 이를 승낙함으로써 성립합니다.
② 제1항의 승낙은 당 사이트가 제공하는 과학기술정보검색, 맞춤정보, 서지정보 등 다른 서비스의 이용승낙을
포함합니다.
제 6 조 (회원가입)
서비스를 이용하고자 하는 고객은 당 사이트에서 정한 회원가입양식에 개인정보를 기재하여 가입을 하여야 합니다.
제 7 조 (개인정보의 보호 및 사용)
당 사이트는 관계법령이 정하는 바에 따라 회원 등록정보를 포함한 회원의 개인정보를 보호하기 위해 노력합니다. 회원 개인정보의 보호 및 사용에 대해서는 관련법령 및 당 사이트의 개인정보 보호정책이 적용됩니다.
제 8 조 (이용 신청의 승낙과 제한)
① 당 사이트는 제6조의 규정에 의한 이용신청고객에 대하여 서비스 이용을 승낙합니다.
② 당 사이트는 아래사항에 해당하는 경우에 대해서 승낙하지 아니 합니다.
- 이용계약 신청서의 내용을 허위로 기재한 경우
- 기타 규정한 제반사항을 위반하며 신청하는 경우
제 9 조 (회원 ID 부여 및 변경 등)
① 당 사이트는 이용고객에 대하여 약관에 정하는 바에 따라 자신이 선정한 회원 ID를 부여합니다.
② 회원 ID는 원칙적으로 변경이 불가하며 부득이한 사유로 인하여 변경 하고자 하는 경우에는 해당 ID를
해지하고 재가입해야 합니다.
③ 기타 회원 개인정보 관리 및 변경 등에 관한 사항은 서비스별 안내에 정하는 바에 의합니다.
제 3 장 계약 당사자의 의무
제 10 조 (KISTI의 의무)
① 당 사이트는 이용고객이 희망한 서비스 제공 개시일에 특별한 사정이 없는 한 서비스를 이용할 수 있도록
하여야 합니다.
② 당 사이트는 개인정보 보호를 위해 보안시스템을 구축하며 개인정보 보호정책을 공시하고 준수합니다.
③ 당 사이트는 회원으로부터 제기되는 의견이나 불만이 정당하다고 객관적으로 인정될 경우에는 적절한 절차를
거쳐 즉시 처리하여야 합니다. 다만, 즉시 처리가 곤란한 경우는 회원에게 그 사유와 처리일정을 통보하여야
합니다.
제 11 조 (회원의 의무)
① 이용자는 회원가입 신청 또는 회원정보 변경 시 실명으로 모든 사항을 사실에 근거하여 작성하여야 하며,
허위 또는 타인의 정보를 등록할 경우 일체의 권리를 주장할 수 없습니다.
② 당 사이트가 관계법령 및 개인정보 보호정책에 의거하여 그 책임을 지는 경우를 제외하고 회원에게 부여된
ID의 비밀번호 관리소홀, 부정사용에 의하여 발생하는 모든 결과에 대한 책임은 회원에게 있습니다.
③ 회원은 당 사이트 및 제 3자의 지적 재산권을 침해해서는 안 됩니다.
제 4 장 서비스의 이용
제 12 조 (서비스 이용 시간)
① 서비스 이용은 당 사이트의 업무상 또는 기술상 특별한 지장이 없는 한 연중무휴, 1일 24시간 운영을
원칙으로 합니다. 단, 당 사이트는 시스템 정기점검, 증설 및 교체를 위해 당 사이트가 정한 날이나 시간에
서비스를 일시 중단할 수 있으며, 예정되어 있는 작업으로 인한 서비스 일시중단은 당 사이트 홈페이지를
통해 사전에 공지합니다.
② 당 사이트는 서비스를 특정범위로 분할하여 각 범위별로 이용가능시간을 별도로 지정할 수 있습니다. 다만
이 경우 그 내용을 공지합니다.
제 13 조 (홈페이지 저작권)
① NDSL에서 제공하는 모든 저작물의 저작권은 원저작자에게 있으며, KISTI는 복제/배포/전송권을 확보하고
있습니다.
② NDSL에서 제공하는 콘텐츠를 상업적 및 기타 영리목적으로 복제/배포/전송할 경우 사전에 KISTI의 허락을
받아야 합니다.
③ NDSL에서 제공하는 콘텐츠를 보도, 비평, 교육, 연구 등을 위하여 정당한 범위 안에서 공정한 관행에
합치되게 인용할 수 있습니다.
④ NDSL에서 제공하는 콘텐츠를 무단 복제, 전송, 배포 기타 저작권법에 위반되는 방법으로 이용할 경우
저작권법 제136조에 따라 5년 이하의 징역 또는 5천만 원 이하의 벌금에 처해질 수 있습니다.
제 14 조 (유료서비스)
① 당 사이트 및 협력기관이 정한 유료서비스(원문복사 등)는 별도로 정해진 바에 따르며, 변경사항은 시행 전에
당 사이트 홈페이지를 통하여 회원에게 공지합니다.
② 유료서비스를 이용하려는 회원은 정해진 요금체계에 따라 요금을 납부해야 합니다.
제 5 장 계약 해지 및 이용 제한
제 15 조 (계약 해지)
회원이 이용계약을 해지하고자 하는 때에는 [가입해지] 메뉴를 이용해 직접 해지해야 합니다.
제 16 조 (서비스 이용제한)
① 당 사이트는 회원이 서비스 이용내용에 있어서 본 약관 제 11조 내용을 위반하거나, 다음 각 호에 해당하는
경우 서비스 이용을 제한할 수 있습니다.
- 2년 이상 서비스를 이용한 적이 없는 경우
- 기타 정상적인 서비스 운영에 방해가 될 경우
② 상기 이용제한 규정에 따라 서비스를 이용하는 회원에게 서비스 이용에 대하여 별도 공지 없이 서비스 이용의
일시정지, 이용계약 해지 할 수 있습니다.
제 17 조 (전자우편주소 수집 금지)
회원은 전자우편주소 추출기 등을 이용하여 전자우편주소를 수집 또는 제3자에게 제공할 수 없습니다.
제 6 장 손해배상 및 기타사항
제 18 조 (손해배상)
당 사이트는 무료로 제공되는 서비스와 관련하여 회원에게 어떠한 손해가 발생하더라도 당 사이트가 고의 또는 과실로 인한 손해발생을 제외하고는 이에 대하여 책임을 부담하지 아니합니다.
제 19 조 (관할 법원)
서비스 이용으로 발생한 분쟁에 대해 소송이 제기되는 경우 민사 소송법상의 관할 법원에 제기합니다.
[부 칙]
1. (시행일) 이 약관은 2016년 9월 5일부터 적용되며, 종전 약관은 본 약관으로 대체되며, 개정된 약관의 적용일 이전 가입자도 개정된 약관의 적용을 받습니다.