• 한국방사성폐기물학회:학술대회논문집
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• 한국방사성폐기물학회 2017년도 추계학술논문요약집
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• pp.51-52
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• 2017

• 사물인터넷융복합논문지
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• 제6권1호
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• pp.1-8
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• 2020

미국의 고급 연료 사이클 이니셔티브 (AFCI) 추진에 이어, 동적 연료 시뮬레이션을 사용하여 글로벌 연료 사이클 이니셔티브 (GFCI)에 대한 분석 제안이 조사되었다. 정치적, 경제적 측면은 핵물질의 특정 특성으로 인해 동시에 고려된다. 미국의 고급 연료 사이클 이니셔티브 (AFCI) 추진에 이어, 동적 연료 시뮬레이션을 사용하여 글로벌 연료 사이클 이니셔티브 (GFCI)에 대한 분석 제안이 조사되었다. 정치적, 경제적 측면은 핵물질의 특정 특성으로 인해 동시에 고려된다. 사용된 핵연료의 미국의 고급 연료 사이클 이니셔티브 (AFCI) 추진에 이어, 동적 연료 시뮬레이션을 사용하여 글로벌 연료 사이클 이니셔티브 (GFCI)에 대한 분석 제안이 조사되었다. 정치적, 경제적 측면은 핵 물질의 특정 특성으로 인해 동시에 고려된다. 사용된 핵연료 (SNF)는 핵 확산 금지 조약 (NPT) 면제 국가와 NPT 제외 국가에 의해 재처리로 처리된다. 그렇지 않으면, 열처리 및 저장소는 NPT 제한 없이 수행 될 수 있다. 또한 국제 무역은 에너지 생산이 GFCI의 주요 이슈인 경제적 측면으로 간주된다. 동적인 시뮬레이션은 2050 년까지 이루어졌다. 국제 무역의 결과는 점차적으로 증가하는 모습을 보여준다. 또한 원자력 발전소 운영은 단계적으로 증가하고 있음을 보여준다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제45권5호
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• pp.675-682
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• 2013

The sequential separation process, composed of an oxygen sparging process for separating lanthanides and a zone freezing process for separating Group I and II fission products, was evaluated and tested with a surrogate eutectic waste salt generated from pyroprocessing of used metal nuclear fuel. During the oxygen sparging process, the used lanthanide chlorides (Y, Ce, Pr and Nd) were converted into their sat-insoluble precipitates, over 99.5% at $800^{\circ}C$; however, Group I (Cs) and II (Sr) chlorides were not converted but remained within the eutectic salt bed. In the next process, zone freezing, both precipitation of lanthanide precipitates and concentration of Group I/II elements were preformed. The separation efficiency of Cs and Sr increased with a decrease in the crucible moving speed, and there was little effect of crucible moving speed on the separation efficiency of Cs and Sr in the range of a 3.7 - 4.8 mm/hr. When assuming a 60% eutectic salt reuse rate, over 90% separation efficiency of Cs and Sr is possible, but when increasing the eutectic salt reuse rate to 80%, a separation efficiency of about 82 - 86 % for Cs and Sr was estimated.

• 방사성폐기물학회지
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• 제8권1호
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• pp.85-89
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• 2010

사용후핵연료 파이로프로세싱 공정 생성물인 우라늄 전착물을 잉곳 형태로 주조하는 공정이 있다. 이 논문에서는 실험실 규모의 우라늄 전착물 잉곳 주조 장치에 대한 설계 개념을 소개하고, 이에 따라 제작된 장치의 성능 시험 결과 및 우라늄을 사용한 잉곳 주조 시험 결과를 소개한다. 이 장치는 도가니를 경동시켜 우라늄 용탕을 주형에 주입하여 우라늄 잉곳을 제조하며, 우라늄 전착물을 연속으로 주입할 수 있는 컵 형태의 원료 장입장치를 장착하였다. 이러한 장치를 사용하면 우라늄 전착물의 잉곳 생산성을 높일 수 있다. 실험 결과 우라늄 원료를 장입하여 주조한 결과 수축공이 적은 양호한 주물을 제조하는데 성공하였으며, 이러한 실험실 규모의 장치를 개발한 경험을 활용하여 공학규모의 장치를 설계하는데 활용하였다.

• 방사성폐기물학회지
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• 제8권1호
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• pp.49-56
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• 2010

Pyroprocessing에 의한 사용후핵연료 처리 과정에서 방사성 희토류 염화물이 포함된 폐용융염이 발생된다. 이러한 폐 용융염 내에 존재하는 방사성 희토류 염화물을 산화물로 침전시켜 회수함으로서 용융염을 재생할 수 있다. 최종적으로 발생되는 방사성 희토류 산화물의 저장과 처분에 적합한 monolithic 고화체를 제조하기 위한 연구를 수행하였다. 본 연구에서는 고상 소결에 의해 붕규산 유리에 의한 고화체 제조, 희토류 산화물을 모나자이트로 합성한 후 붕규산 유리에 의한 고화체 제조를 수행하였다. 또한 zinc titanate 세라믹이 주요성분인 고화 매질(ZIT)을 개발하여 고화체를 제조하였으며 각각의 고화체에 대한 침출 및 물리화학적 특성을 비교 평가하였다. 고상 소결에 의해 제조된 ZIT 매질 고화체는 내 침출성이 크며 밀도가 크고 열전도도가 우수한 특성을 나타내었다.

• 방사성폐기물학회지
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• 제7권2호
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• pp.73-78
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• 2009

사용후핵연료 파이로프로세싱의 전해환원 공정에서 발생하는 LiCl 염폐기물내 Cs과 Sr의 방사능 붕괴열을 계산하였다. 계산시 대부분의 LiCl염폐기물을 재생하여 재활용하고 나머지를 고화체로 만든다고 가정하였다. 계산결과 Cs 및 Sr의 붕괴로 생성되는 자핵종인 Ba와 Y에 의한 열발생량이 모핵종에 비해 최대 4.6배 더 많았다. LiCl염폐기물내 Cs 및 Sr에 의한 열발생은 초기 한달 정도에 최대이므로 일정 기간 초기 LiCl염폐기물의 온도 급상승을 제어할 냉각설비의 운영이 바람직할 것으로 보인다.

• 방사성폐기물학회지
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• 제15권2호
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• pp.117-124
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• 2017

Densities of molten salt mixtures of eutectic LiCl-KCl with $UCl_3$, $CeCl_3$, or $LaCl_3$ at various concentrations (up to 13 wt%) were measured using a liquid surface displacement probe. Linear relationships between the mixture density and the concentration of the added salt were observed. For $LaCl_3$ and $CeCl_3$, the measured densities were significantly higher than those previously reported from Archimedes' method. In the case of $LiCl-KCl-UCl_3$, the data fit the ideal mixture density model very well. For the other salts, the measured densities exceeded the ideal model prediction by about 2%.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제46권3호
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• pp.395-406
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• 2014

This study provides a fundamental understanding of a cold finger melt crystallization technique by exploring the heat and mass transfer processes of cold finger separation. A series of experiments were performed using a simplified LiCl-CsCl system by varying initial CsCl concentrations (1, 3, 5, and 7.5 wt%), cold finger cooling rates (7.4, 9.8, 12.3, and 14.9 L/min), and separation times (5, 10, 15, and 30 min). Results showed a potential recycling rate of 0.36 g/min with a purity of 0.33 wt% CsCl in LiCl. A CsCl concentrated drip formation was found to decrease crystal purity especially for smaller crystal formations. Dimensionless heat and mass transfer correlations showed that separation production is primarily influenced by convective transfer controlled by cooling gas flow rate, where correlations are more accurate for slower cooling gas flow rates.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제52권7호
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• pp.1452-1461
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• 2020

A triple bubbler sensor was tested in LiCl-KCl molten salt from 450 to 525 ℃ in a transparent furnace to validate thermal-expansion corrections and provide additional molten salt data sets for calibration and validation of the sensor. In addition to these tests, a model was identified and further developed to accurately determine the density, surface tension, and depth from the measured bubble pressures. A unique feature of the model is that calibration constants can be estimated using independent depth measurements, which allow calibration and validation of the sensor in an electrorefiner where the salt density and surface tension are largely unknown. This model and approach were tested using the current and previous triple bubbler data sets, and results indicate that accuracies are as high as 0.03%, 4.6%, and 0.15% for density, surface tension, and depth, respectively.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제40권3호
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• pp.175-182
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• 2008

The results of process development for the blending of waste salt from the electrorefining of spent fuel with zeolite-A are presented. This blending is a key step in the ceramic waste process being used for treatment of EBR-II spent fuel and is accomplished using a high-temperature v-blender. A labscale system was used with non-radioactive surrogate salts to determine optimal particle size distributions and time at temperature. An engineering-scale system was then installed in the Hot Fuel Examination Facility hot cell and used to demonstrate blending of actual electrorefiner salt with zeolite. In those tests, it was shown that the results are still favorable with actinide-loaded salt and that batch size of this v-blender could be increased to a level consistent with efficient production operations for EBR-II spent fuel treatment. One technical challenge that remains for this technology is to mitigate the problem of material retention in the v-blender due to formation of caked patches of salt/zeolite on the inner v-blender walls.