• 방사성폐기물학회지
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• 제16권1호
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• pp.59-64
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• 2018

사용후핵연료을 건식처리하는 파이로프로세싱 중 전해정련 및 제련공정 후 발생되는 우라늄과 초우라늄 및 희토류 등의 염화물을 함유한 LiCl-KCl 공융염에는 특히 희토류 함량이 높기 때문에 유효자원으로 활용이 가능한 형태의 우라늄과 초우라늄의 분리/회수가 쉽지 않다. 이러한 문제점을 해결하기 위해 본 연구에서는 $LiCl-KCl-UCl_3-NdCl_3$ 시스템에서 산화제($K_2CO_3$)를 이용하여 $UCl_3$를 산화물 형태로 전환한 후 전기화학적 방법을 이용하여 $NdCl_3$를 금속형태로 분리하는 실험을 실시하였다. 실험에 앞서, 이론적 평형계산을 수행하여 우라늄 염화물을 산화물로 전환하기 위한 실험조건을 결정하였다. 상기의 실험에서 LiCl-KCl 내 $UCl_3$는 첨가제의 주입량이 이론적 반응당량에 근접하였을 때 거의 대부분이 염내에서 염화물 형태로 존재하지 않는 것으로 나타났다. 이후 액체금속음극을 이용하여 $NdCl_3$를 금속형태로 전착시켰으며, 전착실험 후 투명한 용융상의 LiCl-KCl 공융염과 갈색의 우라늄 산화침전물이 존재함이 확인되었다. 이러한 결과들을 통해 $LiCl-KCl-UCl_3-NdCl_3$ 시스템에서 우라늄 및 희토류를 각각 분리할 수 있는 방안을 수립할 수 있을 것으로 판단된다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제39권5호
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• pp.603-616
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• 2007

Roy Huddle, having invented the coated particle in Harwell 1957, stated in the early 1970s that we know now everything about particles and coatings and should be going over to deal with other problems. This was on the occasion of the Dragon fuel performance information meeting London 1973: How wrong a genius be! It took until 1978 that really good particles were made in Germany, then during the Japanese HTTR production in the 1990s and finally the Chinese 2000-2001 campaign for HTR-10. Here, we present a review of history and present status. Today, good fuel is measured by different standards from the seventies: where $9*10^{-4}$ initial free heavy metal fraction was typical for early AVR carbide fuel and $3*10^{-4}$ initial free heavy metal fraction was acceptable for oxide fuel in THTR, we insist on values more than an order of magnitude below this value today. Half a percent of particle failure at the end-of-irradiation, another ancient standard, is not even acceptable today, even for the most severe accidents. While legislation and licensing has not changed, one of the reasons we insist on these improvements is the preference for passive systems rather than active controls of earlier times. After renewed HTGR interest, we are reporting about the start of new or reactivated coated particle work in several parts of the world, considering the aspects of designs/ traditional and new materials, manufacturing technologies/ quality control quality assurance, irradiation and accident performance, modeling and performance predictions, and fuel cycle aspects and spent fuel treatment. In very general terms, the coated particle should be strong, reliable, retentive, and affordable. These properties have to be quantified and will be eventually optimized for a specific application system. Results obtained so far indicate that the same particle can be used for steam cycle applications with $700-750^{\circ}C$ helium coolant gas exit, for gas turbine applications at $850-900^{\circ}C$ and for process heat/hydrogen generation applications with $950^{\circ}C$ outlet temperatures. There is a clear set of standards for modem high quality fuel in terms of low levels of heavy metal contamination, manufacture-induced particle defects during fuel body and fuel element making, irradiation/accident induced particle failures and limits on fission product release from intact particles. While gas-cooled reactor design is still open-ended with blocks for the prismatic and spherical fuel elements for the pebble-bed design, there is near worldwide agreement on high quality fuel: a $500{\mu}m$ diameter $UO_2$ kernel of 10% enrichment is surrounded by a $100{\mu}m$ thick sacrificial buffer layer to be followed by a dense inner pyrocarbon layer, a high quality silicon carbide layer of $35{\mu}m$ thickness and theoretical density and another outer pyrocarbon layer. Good performance has been demonstrated both under operational and under accident conditions, i.e. to 10% FIMA and maximum $1600^{\circ}C$ afterwards. And it is the wide-ranging demonstration experience that makes this particle superior. Recommendations are made for further work: 1. Generation of data for presently manufactured materials, e.g. SiC strength and strength distribution, PyC creep and shrinkage and many more material data sets. 2. Renewed start of irradiation and accident testing of modem coated particle fuel. 3. Analysis of existing and newly created data with a view to demonstrate satisfactory performance at burnups beyond 10% FIMA and complete fission product retention even in accidents that go beyond $1600^{\circ}C$ for a short period of time. This work should proceed at both national and international level.

• 방사성폐기물학회지
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• 제18권3호
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• pp.383-393
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• 2020

The corrosion behavior of Hastelloy C-276 was investigated to identify its applicability for carbon-anode-based oxide reduction (OR), in which Cl₂ and O₂ are simultaneously evolved at the anode. Under a 30 mL·min^-1 Cl₂ + 170 mL·min^-1 Ar flow, the corrosion rate was less than 1 g·m^-2·h^-1 up to 500℃, whereas the rate increased exponentially from 500 to 700℃. The effects of the Cl₂-O₂ composition on the corrosion rate at flow rates of 30 mL·min^-1 Cl₂, 20 mL·min^-1 Cl₂ + 10 mL·min^-1 O₂, and 10 mL·min^-1 Cl₂ + 20 mL·min^-1 O₂ with a constant 170 mL·min^-1 Ar flow rate at 600℃ was analyzed. Based on the data from an 8 h reaction, the fastest corrosion rate was observed for the 20 mL·min^-1 Cl₂ + 10 mL·min^-1 O₂ case, followed by 30 mL·min^-1 Cl₂ and 10 mL·min^-1 Cl₂ + 20 mL·min^-1 O₂. The effects of the chlorine flow rate on the corrosion rate were negligible within the 5-30 mL·min^-1 range. A surface morphology analysis revealed the formation of vertical scratches in specimens that reacted under the Cl₂-O₂ mixed gas condition.

• 전기화학회지
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• 제18권4호
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• pp.156-160
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• 2015

파이로프로세싱 전해환원은 사용후핵연료의 재활용을 위해 우라늄산화물을 금속으로 전환하는 공정으로 핵물질을 사용하기 이전에 대체 금속산화물을 이용한 실험을 통해 환원 장치의 성능을 평가하고 개선한다. 본 연구에서는 전해환원 장치 개발을 위한 대체 금속산화물로 타이타늄 산화물(TiO와 $TiO_2$)을 선정하고 $650^{\circ}C$의 $Li_2O$-LiCl 용융염에서의 용해도 및 전해환원 특성을 평가하였다. 1.0 wt.% $Li_2O$-LiCl 용융염에서 TiO와 $TiO_2$의 침지 실험을 통해 두 산화물 모두 염에 일부 용해됨을 확인하였는데, $TiO_2$(2100 ppm)가 TiO(156 ppm)에 비해 더 높은 용해도를 보였다. 1.0 wt.% $Li_2O$-LiCl 용융염에서 TiO와 $TiO_2$의 전해환원을 각각 수행하여 Ti 금속을 성공적으로 제조하였다. 그러나 염 내 용해도가 낮은 TiO는 환원에 사용된 백금 양극 표면에서 Ti이 검출되지 않은 반면 $TiO_2$의 백금 표면에서는 Ti이 검출되었다.

• 방사성폐기물학회지
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• 제3권2호
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• pp.105-112
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• 2005

650$^{\circ}C$의 LiCl-Li$_{2}$O 용융염계에서 10 g U$_{3}$O$_{8}$/batch 규모의 장치를 이용해서 우라늄산화물의 전해환원 특성에 대한 평가를 수행하였다. 일체형 음극은 고체전극, 우라늄산화물과 우라늄산화물을 담아주는 다공성 용기(멤브레인)로 구성된다. 멤브레인 재료로는 325-mesh 스테인레스강막과 다공성 마그네시아 도가니를 사용하였다. 일체형 음극의 재질에 따른 LiCl-3 wt$\%$ Li$_{2}$O계와 U$_{3}$O$_{8}$-LiCl-3 wt$\%$ Li$_{2}$O계의 순환 전압측정법 결과로부터 전해환원 반웅 메커니즘을 규명하였다. 일체형 음극의 재질에 따른 우라늄산화물의 직접 및 간접 전해환원에 대한 실험을 수행하였다. 그 결과, 325-mesh스테인레스강막을 사용하여 직접 및 간접 전해환원으로 금속전환을 수행하였을 때 낮은 전류효율로 인해 우라늄산화물을 금속우라늄으로 환원시키지 못했으며, 마그네시아 다공성 도가니를 사용하여 간접 전해환원으로 금속전환을 수행하였을 때는 높은 전류효율로 인해 우라늄산화물을 금속우라늄으로 환원시킬 수 있었다

• 방사성폐기물학회지
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• 제11권1호
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• pp.1-9
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• 2013

파이로그린공정의 염폐기물처리과정에서 발생되는 주요 산화물 형태의 폐기물에는 희토류폐기물이 있으며 주요 구성 핵종은 Y, La, Ce, Pr, Nd, Sm, Eu, Gd 등 8종이다. 최종적인 희토류폐기물의 형태는 산화물 형태로 발생된다. 본 연구에서는 붕규산 유리계 내에서 희토류 산화물의 유리화 타당성을 평가 하기 위하여 6종의 유리조성을 개발하였다. 희토류 8핵종 혼합에 대한 solubility는 $1,200^{\circ}C$에서 25wt% 미만, $1,300^{\circ}C$에서 30wt% 미만 waste loading으로 온도 상승에 따라 증가하는 것으로 나타났으며 liquidus temperature는 균질한 유리가 형성된 20wt% waste loading에서 $950^{\circ}C$ 이하로 평가되었다. 희토류 산화물의 유리매질 내 solubility 이상에서는 희토류-oxide-silicate 결정이 생성된 유리세라믹을 이차상으로 형성하였으며 20~25wt% waste loading의 표면균질성이 양호한 유리는 용융온도 $1,200{\sim}1,300^{\circ}C$ 범위에서 점도 100 poise 이하, 전기전도도 1 S/cm 이상으로 유도가열식 저온용융로설비에서의 운전 용이성이 매우 양호한 것으로 평가되었다. 개발된 유리조성에 대한 기타 물리 화학적 특성 평가를 위한 실험들이 향후 수행될 예정이다.

• 방사성폐기물학회지
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• 제8권1호
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• pp.57-63
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• 2010

경막결정화를 이용한 산화물 사용후연료의 전해환원 공정에서 발생하는 LiCl 염폐기물 내 포함되어 있는 Cs 및 Sr을 분리(농축)에 대한 실험을 수행하였다. 결정화 공정에서 Cs 및 Sr과 같은 불순물들은 불순물들의 용융염상 및 결정상에 대한 용해도이 차리로 분리되어 최종적으로 작은 양의 LiCl 용융염내에 농축된다. 본 연구에서는 LiCl-CsCl-$SrCl_2$ 계에대한 고체-액체 상평형도를 통해 결정화를 통한 분리가능성을 파악하였으며 열전달방정식의 계산을 통해 경막결정화 운전중 LiCl 용융염상의 온도분포를 예측할 수 있었다. 경막결정화 공정에서 결정성장 속도는 분리효율에 큰 영향을 미쳤으며 90%의 LiCl 재생율을 가정할 경우 20-25 l/min의 냉각속도 그리고 $0.2g/min{\cdot}cm^2$ 보다 작은 결정성장 속도조건에서 각각의 Cs 및 Sr에 대하여 90% 정도의 분리효율을 나타내었다.

• 분석과학
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• 제17권4호
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• pp.355-362
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• 2004

하나로 원자로에서 조사된 최대 선출력이 121 kW/m이고, 63 at%의 평균 연소도를 갖는 $U_3Si-Al$ 원심 분무 고출력 핵연료를 EPMA를 이용하여 파단면 관찰 및 반응층에 대한 핵분열 생성물을 분석 하였다. 조사된 고출력 $U_3Si-Al$ 핵연료를 EPMA로 화학 조성을 분석하기 위해 선행조건은 방사능 허용 한도가 $3{\times}10^{10}Bq$ 이하로 제한되는 EPMA 기기에 부합 될 수 있게 시험 시편을 최소화 하기 위한 작업이다. 시험 조건에 부합될 수 있는 시편의 제조를 위해 핵연료 천공 장치를 제작하였으며, 천공 장치를 사용하여 ${\Phi}1.57{\times}2mm$의 크기를 갖는 시료를 만들었다. 천공 된 시료를 파단 시편과 연마 시편으로 제조하여 파단면의 관찰 및 반응층(Inter-reaction layer)과 산화층에 대한 EPMA 분석을 수행하였다. 두께가 $16{\mu}m$인 반응층에 대한 평균값은 $UO_2$를 표준 시편으로 calibration한 경우의 조성은 $U_{2.84}$ Si $Al_{14}$ 이였으며, 시험 시편으로 calibration한 경우의 조성은 $U_{3.24}$ Si $Al_{14.1}$ 였다. 또한 반응층에서 핵분열 생성물의 조성을 분석하였으며, 반응층에서의 금속 석출물(metallic precipitates)의 생성은 확인할 수 없었다. 시험 시편의 산화층 조성은 $Ai_2O_3$ 임을 확인했다.

• 한국재료학회지
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• 제8권4호
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• pp.368-374
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• 1998

Zr합금의 부식거동을 평가하기 위하여 여러 가지 1족 알칼리 수산화물 용액 (LiOH, NaOH, KOH, RbOH, CsOH)에서 autoclave를 이용하여 300일까지 부식시험을 실시하였다. 산화막 특성은 TEM을 이용하여 천이전과 천이후에 동일 산화막두께를 갖도록 준비된 부식시편에 대해 수행되었다. 실험결과를 고려할 때 금속이온은 부식과정에서 매우 중요한 역할을 하는 것으로 사료된다. 즉 $Li^+$가 $Zr^{4+}$ 치환하여 산소농도는 증가하고 부식은 가속되는데 산화막 내부의 barrier layer에서 $Li^-$치환이 부식을 제어하는 것으로 판단된다.동일 두께의 산화막 일지라도 산화막의 구조는 모두 다르다. 32.5mmol LiOH에서 생성된 산화막온 천이전,후에 관계 없이 많은 기공이 함유된 등축정 구조를 갖는다. 반면에 NaOH에서 생성된 산화막은 천이전에는 주상정 구조를 갖지만 천이후에는 다공성의 등축정 구조로 바뀐다. KOH용액에서는 천이전에는 주상정과 비정질 산화막의 이중 구조를 갖지만 천이후에는 비정질 산화막은 사라직 전반적으로 주상정 구조가 형성된다. 부식거동과 산화막 관찰로부터 금속이온의 산화막내 치환이 부식속도와 산화막 미세구조를 지어한다는 것을 알 수 있었다.

• 방사성폐기물학회지
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• 제18권3호
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• pp.355-362
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• 2020

The corrosion behavior of the Inconel X-750 alloy was investigated for its potential application under a Cl₂-O₂ mixed gas flow in an Ar atmosphere. The corrosion rate was found to be negligible at temperatures up to 400℃ under a flow rate of 30 mL·min^-1 Cl₂ + 170 mL·min^-1 Ar, whereas an exponential increase was observed in the corrosion rate at temperatures greater than 500℃. The suppression of the corrosion reaction due to the presence of O₂ was verified experimentally at flow rates of 30 mL·min^-1 Cl₂ (4.96 g·m^-2·h^-1), 20 mL·min^-1 Cl₂ + 10 mL·min^-1 O₂ (2.02 g·m^-2 ·h^-1), and 10 mL·min^-1 Cl₂ + 20 mL·min^-1 O₂ (1.34 g·m^-2·h^-1) under a constant Ar flow rate of 170 mL·min^-1 at 600℃ for 8 h. The surface morphology analysis results revealed that porous surfaces with tunnel-type holes were produced under the Cl₂-O₂ mixed-gas condition. Furthermore, the effects of the Cl₂ flow rate on the corrosion rate were investigated, indicating that its impact was negligible within the range of 5-30 mL·min^-1 Cl₂ at 600℃.