• 방사성폐기물학회지
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• 제15권1호
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• pp.83-90
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• 2017

사용후핵연료 파이로프로세싱에서는 방사성 희토류 염화물($RECl_3$)을 함유한 LiCl-KCl 공융염폐기물이 발생되며, 핫셀시설에서 운영을 목적으로 단순한 형태의 공융염폐기물 처리공정을 개발하는 것이 필요하다. 본 연구에서는, LiCl-KCl 공융염폐기물 내 희토류 핵종 분리/고화공정의 단순화를 목적으로 $Li_2O-Al_2O_3-SiO_2-B_2O_3$계의 무기합성매질을 이용하여 LiCl-KCl 공융염 내 희토류 핵종(Nd)을 분리한 후 분리생성물을 바로 고화하는 시험을 실시하였다. 공융염 내 희토류 염화물($NdCl_3$) 대비 0.67의 무게비에 해당하는 무기합성매질의 양으로도 Nd 핵종을 98wt% 이상 분리할 수 있었고, 이 때 얻은 희토류 핵종 포집생성물은 약 50wt% 수준의 희토류 산화물 함량을 보유하고 있었으며, 이 포집생성물을 화학적 내구성이 우수한 단일상의 균질한 유리고화체로 제조할 수 있었다. 이 결과들은 LiCl-KCl 공융염폐기물 내 희토류 핵종의 분리/고화공정을 단순화하기 위한 방안수립에 활용될 수 있을 것이다.

• 한국방사성폐기물학회:학술대회논문집
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• 한국방사성폐기물학회 2003년도 가을 학술논문집
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• pp.426-430
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• 2003

장수명핵종 소멸처리를 위한 건식분리공정에서 핵분열성물질인 우라늄을 장수명핵종과 분리할 필요가 있다. 본 실험은 $LiF-BeF_2$ 용융염에서 전해제련에 의한 우라늄 금속을 분리하기 위하여 분해전압 측정하였고, 인가전압에 따른 전해특성 파악 및 반응속도를 측정하였다. 측정결과 $500^{\circ}C$에서 $UF_4$와 $LiF-BeF_2$의 분해전압은 각각 -1.4volt와 -1.55volt이었다 우라늄의 전착속도는 우라늄 농도가 높을수록 증가하였다.

• 한국재료학회지
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• 제15권3호
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• pp.155-160
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• 2005

The electrolytic reduction of spent oxide fuel involves the liberation of oxygen in a molten LiCl electrolyte, which results in a chemically aggressive environment that is very corrosive fir typical structural materials. So, it is essential to choose the optimum material f3r the process equipment handling molten salt. In this study, the corrosion behavior of Al-Y coated Haynes 263 in a molten salt of $LiCl-Li_2O$ under oxidation atmosphere was investigated at $650^{\circ}C$ for $72\~168$ hours. The corrosion rate of Al-Y coated Haynes 263 was low while that of bare Haynes 263 was high in a molten salt of $LiCl-Li_2O$. Al-Y coated Haynes 263 improved the corrosion resistance better than bare Haynes 263 alloy. An Al oxide layer acts as a protective film which Prohibits Penetration of oxygen. Corrosion Products were formed $Li(Ni,Co)O_2$ and $LiTiO_2$ on bare Haynes 263, but $LiAlO_2,\;Li_5Fe_5O_8\;and\;LiTiO_2$ on Al-Y coated Haynes 263.

• 한국재료학회지
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• 제14권11호
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• pp.813-820
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• 2004

The electrolytic reduction of spent oxide fuel involves the liberation of oxygen in a molten LiCl electrolyte, which is a chemically aggressive environment that is very corrosive for typical structural materials. So, it is essential to choose the optimum material for the process equipment handling molten salt. In this study, corrosion behavior of Haynes 263, 75, and Inconel X-750, 718 in molten salt of $LiCl-Li_{2}O$ under oxidation atmosphere was investigated at $650^{\circ}C\;for\;72\sim360$ hours. At $3\;wt\%\;of\;Li_{2}O$, Haynes 263 alloy showed the highest corrosion resistance among the examined alloys, and up to $8\;wt\%\;of\;Li_{2}O$, Haynes 75 exhibited the highest corrosion resistance. Corrosion products were formed $Li(Ni,Co)O_2,\;LiNiO_2\;and\;LiTiO_2\;and\;Cr_{2}O_3$ on Haynes 263, $Cr_{2}O_3,\;NiFe_{2}O_4,\;LiNiO_2,\;Li_{2}NiFe_{2}O_4,\;Li_{2}Ni_{8}O_10$ and Ni on Haynes 75, $Cr_{2}O_3,\;(Al,Nb,Ti)O_2,\;NiFe_{2}O_4,\;and\;Li_{2}NiFe_{2}O_4$ on Inconel X-750 and $Cr_{2}O_3,\;NiFe_{2}O_4\;and\;CrNbO_4$ on Inconel 718, respectively. Haynes 263 showed local corrosion behavior and Haynes 75, Inconel X-750, 718 showed uniform corrosion behavior.

• 한국방사성폐기물학회:학술대회논문집
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• 한국방사성폐기물학회 2004년도 학술논문집
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• pp.285-291
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• 2004

LiCl-$Li_2O-O_2$ 용융염계에서 용융염 취급장치의 구조재료를 위한 평가의 일환으로 Inconel 718, X-750, Haynes 75, 263 합금의 부식거동을 분위기온도; $650^{\circ}C$, 부식시간: 24~168h, $Li_2O$농도; 3wt%, 혼합가스농도; Ar-10%$O_2$에서 조사하였다. LiCl-$Li_2O-O_2$ 용융염계에서 부식속도는 Haynes 263 ＜ Haynes 75 ＜ Inconel X-750 ＜ Inconel 718 순서로 나타났으며, Haynes 263 합금이 가장 우수한 내부식성을 나타내었다. Haynes 75의 부식생성물은 $Cr_2O_4$, $NiFe_2O_4$, $LiNiO_2$, $Li_2NiFe_2O_4$, Inconel 718의 부식생성물은 $Cr_2O_4$ 및 $NiFe_2O_4$ 이며 Haynes 263은 $Li(Ni,Co)O_2$, $NiCr_2O_4$ 및 $LiTiO_2$, Inconel X-750은 $Cr_2O_3$, $NiFe_2O_4$,$FeNi_3$, (Al,Nb,Ti)$O_2$의 부식생성물을 나타내었다. Haynes 263은 국부부식의 거동을 보이는 반면, Haynes 75, Inconel 718 및 Inconel X-750은 전면 부식 거동을 나타내었다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제51권7호
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• pp.1866-1870
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• 2019

Residual salt separation is an essential step in pyroprocessing because its reaction products, as prepared by electrochemical unit processes, contain frozen residual electrolyte species, which are generally composed of alkali-metal chloride salts (e.g., LiCl, KCl). In this study, a simple technique that utilizes high-temperature gas flux as a driving force to melt and push out the residual salt in the reaction products was developed. This technique is simple as it only requires the use of a heating gun in combination with a gas injection system. Consequently, $LiNO_3-ZrO_2$ and $LiCl-ZrO_2$ mixtures were successfully separated by the high-temperature gas injection (separation efficiency > 93%), thereby demonstrating the viability of this simple technique for residual salt separation.

• 전기화학회지
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• 제18권3호
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• pp.102-106
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• 2015

The performance of Li-B alloy as anode for molten salt electrolysis was firstly investigated. The crystalline phase of the prepared Li-B alloy was identified as $Li_7B_6$. The potential profile of Li-B alloy anode was monitored during the electrodeposition of $Nd^{3+}$ onto an LCC (liquid cadmium cathode) in molten LiCl-KCl salt at $500^{\circ}C$. The potential of Li-B alloy was increased from -2.0 V to -1.4 V vs. Ag/AgCl by increasing the applied current from 10 to $50mA{\cdot}cm^{-2}$. It was found that not only the anodic dissolution of Li to $Li^+$ but also the dissolution of the atomic lithium ($Li^0$) into the LiCl-KCl eutectic salt was observed, following the concomitant reduction of $Nd^{3+}$ by the $Li^0$ in Li-B alloy. It was expected that the direct reduction could be restrained by maintaining the anode potential higher that the deposition potential of neodymium.

• 한국재료학회지
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• 제9권6호
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• pp.556-563
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• 1999

The corrosion behavior of heat-resistant alloys, More 1 and Super 22H in molten salts of LiCl and $LiCl-Li_2$O was investigated in the temperature range of $650~850^{\circ}C$. In a molten salt of LiCl, a dense protective oxide scale of $LiCrO_2$ was formed, following growth of oxide scale with parabolic kinetics. But in a mixed molten salt of LiCl, a dense protective oxide scale of $LiCrO_2$ was formed, following growth of oxide scale with parabolic kinetics. But in a mixed molten salt of $LiCl-Li_2$O, a porous non-protective scale of Li\ulcorner(Cr, Ni, Fe)\ulcornerO$_2$was formed, following growth of oxide scale with linear kinetics. The corrosion rate increased slowly with the increase of temperature up to $750^{\circ}C$, but above $750^{\circ}C$ rapid increase in corrosion rate observed. The corrosion behavior of Super 22H alloy was similar to that of More 1 alloy, but Super 22H showed higher corrosion resistance than More 1.

• 한국방사성폐기물학회:학술대회논문집
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• 한국방사성폐기물학회 2003년도 가을 학술논문집
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• pp.215-219
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• 2003

현재 국내에서 개발 중인 사용후 핵연료의 금속전환공정에서 발생이 예상되는 LiCl 염폐기물을 제올라이트로 고정화한 후 최종 고화체를 만드는 기술을 개발 중에 있다. 여러 혼합조건에 대해 고정화 생성물의 결정을 분석한 결과 모든 혼합조건에서 제올라이트 A형이 제올라이트 Li-A으로 전이되었으며, 일부 혼합조건에서는 Minor phase로 소달라이트 형도 발견되었다. 자유염 발생이 최소가 되는 혼합조건은 Cs, Sr 핵종이 포함된 LiCl 제올라이트 비가 1.0인 조건이었다.

• 분석과학
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• 제13권6호
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• pp.759-765
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• 2000

전해제련법을 이용하여 $LiF-BeF_2-ZrF_4$ (67-27-6 mol%) 용융염에서 Zr 금속 분리실험을 수행하였다. $LiF-BeF_2$ (72-28 mol%) 용융염과 $LiF-BeF_2-ZrF_4$ (67-27-6 mol%) 용융염의 분해 전압은 각각 -1.55, -1.35 volt로 측정되었고, Zr 분리실험 결과 인가전압 범위는 -1.4 -1.5 volt 사이가 적당하였다. 인가전류가 증가할수록 전착량은 증가하나 전류효율은 감소하였다. 그리고 반응온도가 증가할수록 $ZrF_4$의 기화로 인하여 전착량과 전류효율이 감소하였다.