Journal of Nuclear Fuel Cycle and Waste Technology(JNFCWT)
/
v.12
no.2
/
pp.121-133
/
2014
If the spent fuels or the high-level radioactive wastes can be disposed of in the depth of 3~5 km and more stable rock formation, it has several advantages. For example, (1)significant fluid flow through basement rock is prevented, in part, by low permeability, poorly connected transport pathways, and (2)overburden self-sealing. (3)Deep fluids also resist vertical movement because they are density stratified and reducing conditions will sharply limit solubility of most dose-critical radionuclides at the depth. Finally, (4) high ionic strengths of deep fluids will prevent colloidal transport. Therefore, as an alternative disposal concept to the deep geological disposal concept(DGD), very deep borehole disposal(DBD) technology is under consideration in number of countries in terms of its outstanding safety and cost effectiveness. In this paper, for the preliminary applicability analyses of the DBD system for the spent fuels or high level wastes, the DBD concepts which have been developed by some countries according to the rapid advance in the development of drilling technology were reviewed. To do this, the general concept of DBD system was checked and the study cases of foreign countries were described and analyzed. These results will be used as an input for the analyses of applicability for DBD in Korea.
Journal of Nuclear Fuel Cycle and Waste Technology(JNFCWT)
/
v.12
no.2
/
pp.107-119
/
2014
The worldwide Status-of-Art survey for the in-situ experiments of the engineered barrier system for HLW underground disposal was performed as a preliminary action for the design of the in-situ demonstration at KURT. Some nations, which have executed or is ongoing the in-situ experiments at their underground research facilities, were summarized in this review. The demonstration projects reviewed were TBT/Sweden-France, LOT/Sweden, HE-E/Switzerland, PRACLAY/Belgium, FEBEX/Spain, HORONOBE/Japan, and BCE/Canada. The investigated items for the projects were mainly their purposes, constitutional structures, test conditions, monitoring parameters and the measuring tools, and test results. In this review, the hardware design and the assembling of the test system were more concentrated rather than their experimental results, because the purpose of this review is to achieve the necessary information for the practical design of the in-situ experiment to be installed at KURT. A mid scale in-situ demonstration of EBS at KURT, that is called IN-DBES, will be launched right after the completion the expanding project of KURT in 2015. It is hoped that the structural design, installing methods, hardware equipments required in the establishment of IN-DEBS will be referred on this review.
Park, Chung-Kyun;Park, Tae-Jin;Lee, Seung-Yup;Lee, Jae-Kwang
Journal of Nuclear Fuel Cycle and Waste Technology(JNFCWT)
/
v.18
no.1
/
pp.73-81
/
2020
Strontium (90Sr) and nickel (59Ni) have been considered as key radionuclides in the safety assessment of radioactive waste disposal. Through various efforts to impede the migration of radioactive nuclides underground, it has been established that some minerals generated from the corrosion of the waste containers have a positive chemical interaction with these radionuclides. Among these minerals we selected mackinawite (FeS), an iron and sulfur compound, and performed a sorption experiment for the Sr and Ni in FeS under anoxic and alkaline conditions by reflecting deep underground environments. The effects of pH on sorption were likewise investigated in the pH range of 8 ~ 12. As a result, it was found that strontium failed to exhibit a good sorption capacity in a weak alkaline range, while nickel showed a noticeably higher sorption affinity over the entire experimental pH range. Moreover, we determined that as the pH increased in the solution, the distribution coefficients (Kd) were increased for both nuclides, which reflects when an alkalinity increses, the surface of the mineral charges much negatively by detaching the hydrogen or cations on the mineral surface. Thus, it can be concluded that the cationic nuclides of Sr and Ni can attach easily to the mineral under strong alkalinity.
Kim, Kwang-Wook;Sohn, Sungjune;Kim, Jimin;Foster, Richard I.;Lee, Keunyoung
Journal of Nuclear Fuel Cycle and Waste Technology(JNFCWT)
/
v.18
no.1
/
pp.31-41
/
2020
We studied the anisotropic shrinkage and deformation characteristics of large size sintered bodies in the manufacturing of glass-ceramic composite wasteform. We used uranium-bearing waste, generated from the treatment of spent uranium catalyst. Sintered specimens were prepared in several forms, comprising a circular disk, and a quarter disk in several diameters of up to 40 cm. Regardless of form or size, the sintered bodies had high isotropic shrinkage when they were fabricated using green bodies prepared at 60 MPa. The average anisotropy rate and average shrinkage rate were 1.6%, and 37.4%, respectively. We confirmed that the glass-ceramic composite wasteform in a large scale disk-type for packing in a 200 L drum could be fabricated with a tolerable anisotropy shrinkage. This has resulted in a significant reduction in the volume of radioactive waste to be disposed of with highly stable wasteform.
To investigate the effect of V and Sb on the corrosion behavior of Zr- based alloys, corrosion tests were performed on 6 kinds of Zr alloys in an autoclave at $360^{\circ}C$ for 100 days. The transition of the corrosion rate occurred in the sample containing 0.1wt.%V after 10 days but did not occur in the samples containing 0.2wt.%V and 0.4wt.%V. The corrosion resistance of V containing alloys increased with increasing V contents from 0.1 to 0.4wt.% and the alloys containing 0.4wt.%V showed the best corrosion resistance. In the ternary alloys containing 0.1wt.%Sb and 0.4wt.%Sb, the corrosion rate increased significantly from the short exposure time. It was observed that the optimal Sb content for corrosion resistance was 0.2wt.%. The size and volume fraction of precipitates increased with increasing V and Sb contents. The superior corrosion resistance was observed in the Zr alloy having precipitate size of 0.11-0.13$\mu\textrm{m}$. From the result of corrosion behavior and the obserbation of precipitates, the optimal size of the precipitate appear to control the electron conduction in the cathodic reaction and play an important role in maintaining a stable oxide microstructure.
Park, Sung-Bin;Cho, Dong-Wook;Hwang, Sung-Chan;Kang, Young-Ho;Park, Ki-Min;Jun, Wan-Gi;Kim, Jeong-Guk;Lee, Han-Soo
Journal of Nuclear Fuel Cycle and Waste Technology(JNFCWT)
/
v.8
no.1
/
pp.41-48
/
2010
Uranium deposits from an electrorefining process contain about 30% salt. In order to recover pure uranium and transform it into an ingot, the salts have to be removed from the uranium deposits. Major process variables for the salt distillation process of the uranium deposits are hold temperature and vacuum pressure. Effects of the variables on the salt removal efficiency were studied in the previous study[1]. By applying the Hertz-Langmuir relation to the salt evaporation of the uranium deposits, the evaporation coefficients were obtained at the various conditions. The operational conditions for achieving above 99% salt removal were deduced. The salt distilled uranium deposits tend to form the eutectic melt with iron, nickel, chromium for structural material of salt evaporator. In this study, we investigated the hold temperature limitation in order to prevent the formation of the eutetic melt between urnaium and other metals. The reactions between the uranium metal and stainless steel were tested at various conditions. And for enhancing the evaporation rate of the salt and the efficient recovery of the distilled salt, the thermal analysis of the salt distiller was conducted by using commercial CFX software. From the thermal analysis, the effect of Ar gas flow on the evaporation of the salt was studied.
Journal of Nuclear Fuel Cycle and Waste Technology(JNFCWT)
/
v.8
no.1
/
pp.1-7
/
2010
In the present work, an electrowinning process in the LiCl-KCl/Cd system is considered to model and analyze the electrotransport of the actinide and rare-earth elements. A simple dynamic modeling of this process was performed by taking into account the material balances and diffusion-controlled electrochemical reactions in a diffusion boundary layer at an electrode interface between the molten salt electrolyte and liquid cadmium cathode. The proposed modeling approach was based on the half-cell reduction reactions of metal chloride occurring on the cathode. This model demonstrated a capability for the prediction of the concentration behaviors, a faradic current of each element and an electrochemical potential as function of the time up to the corresponding electrotransport satisfying a given applied current based on a galvanostatic electrolysis. The results of selected case studies including five elements (U, Pu, Am, La, Nd) system are shown, and a preliminary simulation is carried out to show how the model can be used to understand the electrochemical characteristics and provide better information for developing an advanced electrowinner.
Journal of Nuclear Fuel Cycle and Waste Technology(JNFCWT)
/
v.8
no.1
/
pp.65-70
/
2010
The distillation rate on LiCl-KCl eutectic salt under different vacuums from 0.5-50 mmHg was first investigated by using both a non-isothermal and a isothermal thermogravimetric (TG) analysis. Based on the non-isothermal TG data, distillation rate equations as a function of the temperature could be derived. Calculated flux by these model flux equations was in agreement with the distillation rate obtained from isothermal TG analysis. A distillation rate of $10^{-4}-10^{-5}$ mole $cm^{-2}sec^{-1}$ is obtainable at temperatures less than 1300K and vacuums of 0.5-50 mmHg. About a 99% salt distillation efficiency was obtained after an hour at a temperature above 1150 K under 50 mmHg in a small scale distillation test system. An increase in the vaporizing surface area is relatively effective for removing residual salt in the remaining particles, when compared to that for the vaporizing time. Over 99.95% of total distillation efficiency was obtained for a 1-h distillation operation by increasing the inner surface area from $4.52cm^2$ to $12.56cm^2$.
Journal of Nuclear Fuel Cycle and Waste Technology(JNFCWT)
/
v.12
no.1
/
pp.69-77
/
2014
Unsaturated hydraulic conductivity of the bentonite-buffer was evaluated using the relative humidity data. The method for calculating unsaturated hydraulic conductivity was deduced from the general analytical equation representing the movement of water in unsaturated media, which was applied to the experimental results of water infiltration tests for identifying the behavior of unsaturated hydraulic conductivity according to the water saturation. Unlike the saturated condition, the hydraulic gradient and water flux were irregularly changed, and the unsaturated hydraulic conductivity was increased with increasing the experimental time. Swelling of bentonite grains due to the water absorption increased the volume and size of pore within bentonite, resulting in the increase of water velocity and unsaturated hydraulic conductivity. This result suggested the necessity of further investigation on the correlation between the swelling degree of bentonite-buffer and unsaturated hydraulic conductivity. The method used in this study can be useful technique for evaluating long-term hydraulic performance of bentonite-buffer in the radioactive waste disposal system.
Journal of Nuclear Fuel Cycle and Waste Technology(JNFCWT)
/
v.12
no.1
/
pp.59-68
/
2014
The public's access to the disposal facilities should be restricted during the institutional control period. Even after the institutional control period, disposal facilities should be designed to protect radiologically against inadvertent human intruders. This study is to assess the effective dose equivalent to the inadvertent intruder after the institutional control period thorough the GENII. The disposal unit was allocated with different kind of radioactive waste and the effects of the radiation dose to inadvertent intruder were evaluated in accordance with the institutional control period. As a result, even though there is no institutional control period, all were satisfied with the regulatory guide, except for the disposal unit with only spent filter. However, the disposal unit with only spent filter was satisfied with the regulatory guide after the institutional control period of 300 years. But the disposal unit with spent filter mixed with dry active waste could shorten the institutional control period. So the institutional control period can be reduced through the mixing the other waste with spent filter in disposal unit. Therefore, establishing an appropriate plan for the disposal unit with spent filter and other radioactive waste will be effective for radiological safety and reduction of the institutional control period, rather than increasing the institutional control period and spending costs for the maintenance and conservation for the disposal unit with only spent filter.
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.