Journal of Nuclear Fuel Cycle and Waste Technology(JNFCWT)
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v.4
no.3
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pp.285-299
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2006
At the end of 2005, 443 nuclear reactors were operating in 32 countries worldwide. They had provided about 3,000 TWh, which was just over 16 percent of global electricity supply. With the generating capacity of 368 GWe in 2004, the spent fuel generation rate worldwide, now becomes at about 11,000 tHM/y. Projections indicate that cumulative amounts to be generated by the year 2020, the time when most of the existing NPP will be closed to the end of their licensed lifetime, may be close to 445,000 tHM. In this regard, spent fuel management is a common issue in all countries with nuclear reactors. Whatever their national policy and/or strategy is selected for the backend of the nuclear fuel cycle, the management of spent fuel will contribute an impending and imminent issues to be resolved in the foreseeable future. The 2nd Review Meeting of the Contracting Parties to the Joint Convention was held in Vienna from 15 to 24 May 2006. The meeting gave an opportunity to exchange information on the national policy and strategy of spent fuel management of the Contracting Parties, to discuss their situations, prospects and the major factors influencing the national policies in this field and to identify the most important directions that national efforts and international co-operation in this area should be taken. In this paper, an overview of national and global trends of spent fuel management is discussed. In addition, some directions are identified and recent activities of each Member States in the subject area are summarized.
A system of model price data for the fuel cost estimation of the Go-ri plant is developed. With the application of MITCOST-II computer code the levelized unit fuel costs over the entire lifetime of the plant are evaluated. It is found that the overall levelized unit fuel cost is 7.332 mills/Kwhe and that the uranium ore and enrichment service represent more than 85% of the unit cost, assuming a simple once-through fuel cycle process with no reprocessing of the spent fuel. The effects of the cost fluctuations in these fuel cycle elements and the capacity factor changes are also evaluated. The results indicate that the fuel costs are most sensitive to the variation of uranium ore price. Efforts must, therefore, be employed for the arrangement of cheap and timely supply of uranium ore in order to achieve the economic generation of nuclear power.
Journal of Nuclear Fuel Cycle and Waste Technology(JNFCWT)
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v.13
no.4
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pp.243-251
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2015
Nuclear power is currently the second largest power supply method in Korea and the number of nuclear power plants are planned to be increased as well. However, clear management policy for spent fuels generated from nuclear power plants has not yet been established. The back-end fuel cycle, associated with nuclear material flow after nuclear reactors is a collection of technologies designed for the spent fuel management and the spent fuel management policy is closely related with the selection of a nuclear fuel cycle. Cost is an important consideration in selection of a nuclear fuel cycle and should be determined by adding external cost to private cost. Unlike the private cost, which is a direct cost, studies on the external cost are focused on nuclear reactors and not at the nuclear fuel cycle. In this research, external cost indicators applicable to nuclear fuel cycle were derived and quantified. OT (once through), DUPIC (Direct Use of PWR SF in CANDU), PWR-MOX (PWR PUREX reprocessing), and Pyro-SFR (SFR recycling with pyroprocessing) were selected as nuclear fuel cycles which could be considered for estimating external cost in Korea. Energy supply security cost, accident risk cost, and acceptance cost were defined as external cost according to precedent and estimated after analyzing approaches which have been adopted for estimating external costs on nuclear power generation.
Ga Eun Oh;Min Woo Kwak;Hyeok Jae Kim;Kwang Pyo Kim
Journal of Radiation Industry
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v.18
no.1
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pp.35-42
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2024
Demand for RW transportation is expected to increase due to the continuous generation of RW from nuclear power plants and facilities, decommissioning of plants, and saturation of spent fuel temporary storage facilities. The locational aspect of plants and radiation protection optimization for the public have led to an increasing demand for maritime transportation, necessitating to apprehend the overseas and domestic current status. Given the potential long-term radiological impact on the public in the event of a sinking accident, a pre-transportation exposure assessment is necessary. The objective of this study is to investigate the overseas and domestic RW maritime transportation current status and overseas dose assessment cases for the public in sinking accident. Selected countries, including Japan, UK, Sweden, and Korea, were examined for transport cases, Japan and the U.S were chosen for dose assessment case in sinking accidents. As a result of the maritime transportation case analysis, it was performed between nuclear power plants and reprocessing facilities, from plants to disposal or intermediate storage facilities. HLW and MOX fuel were transported using INF 3 shipments, and all transports were performed low speed of 13 kn or less. As a result of the dose assessment for the public in sinking accident, japan conducted an assessment for the sinking of spent fuel and vitrified HLW, and the U.S conducted for the sinking of spent fuel. Both countries considered external exposure through swimming and working at seashore, and internal exposure through seafood ingestion as exposure pathway. Additionally, Japan considered external exposure through working on board and fishing, and the U.S considered internal exposure through spray inhalation and desalinized water and salt ingestion. Internal exposure through seafood ingestion had the largest dose contribution. The average public exposure dose was 20 years after the sinking, 0.04 mSv yr-1 for spent fuel and 5 years after the sinking, 0.03 mSv yr-1 for vitrified HLW in Japan. In the U.S, it was 1.81 mSv yr-1 5 years after the sinking of spent fuel. The results of this study will be used as fundamental data for maritime transportation of domestic RW in the future.
Journal of Nuclear Fuel Cycle and Waste Technology(JNFCWT)
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v.4
no.1
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pp.87-93
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2006
Inventories, and characteristics such as dimension, fuel rod array, weight, $^{235}U$ enrichment, and discharge burnup of spent nuclear fuel (SNF) generated from existing and planed nuclear power plants based on National 2nd Basic Plan for Electric Power Demand and Supply were investigated and projected to support geological disposal system design. The historical and projected inventory by the end 2057 is expected to be 20,500 and 14,800MTU for PWR and CANDU spent nuclear fuel, respectively. The quantity of SNF with initial $^{235}U$ enrichment of 4.5 wt.% and below was shown to be 96.5% in total. Average burnup of SNF revealed $\sim36$ GWD/MTU and $\sim40$ GWD/MTU for the period of 1994-1999 and 2000-2003, respectively. It is expected that the average burnup of SNF will be $\sim45$ GWD/MTU at the end of 2000's. From the comprehensive study, it was concluded that the imaginary SNF with $16\times16$ Korean Standard Fuel Assembly, cross section of $21.4cm\times21.4cm$, length of 453cm, mass of 672 kg, initial $^{235}U$ enrichment of 4.5 wt.%, discharge burnup of 55 GWD/MTU could cover almost all SNFs to be produced by 2057.
Boyarintsev, Alexander V.;Stepanov, Sergei I.;Chekmarev, Alexander M.;Tsivadze, Aslan Yu.
Nuclear Engineering and Technology
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v.52
no.1
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pp.109-114
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2020
This work presents the results of laboratory scale tests of the CARBOFLUOREX (CARBOnate FLUORide EXtraction) process - a novel technology for the recovery of U and Pu from the solid fluorides residue (fluorination ash) of Fluoride Volatility Method (FVM) reprocessing of spent nuclear fuel (SNF). To study the oxidative leaching of U from the fluorination ash (FA) by Na2CO3 or Na2CO3-H2O2 solutions followed by solvent extraction by methyltrioctylammonium carbonate in toluene and purification of U from the fission products (FPs) impurities we used a surrogate of FA consisting of UF4 or UO2F2, and FPs fluorides with stable isotopes of Ce, Zr, Sr, Ba, Cs, Fe, Cr, Ni, La, Nd, Pr, Sm. Purification factors of U from impurities at the solvent extraction refining stage reached the values of 104-105, and up to 106 upon the completion of the processing cycle. Obtained results showed a high efficiency of the CARBOFLUOREX process for recovery and separating of U from FPs contained in FA, which allows completing of the FVM cycle with recovery of U and Pu from hardly processed FA.
Following the advanced fuel cycle initiative (AFCI) promotions in the United States, the analytic proposition for global fuel cycle initiative (GFCI) has been investigated using dynamical simulations. The political and economic aspects are considered simultaneously due to the particular characteristics of the nuclear materials. The spent nuclear fuels (SNFs) are treated as the reprocessing by the nuclear non-proliferation treaty (NPT) exemption nations and the NPT excluded nations. Otherwise, the pyroprocessing and repository can be done without NPT restriction. In addition, the international trade is considered as the economic aspect where the energy production is a key issue of the GFCI. The dynamical simulations have been done until 2050. The result of the International Trade shows the gradually increasing shape. Additionally, the Nuclear Power Plant Operation shows the increasing by stepwise shape.
Pyroprocessing is the optimal means of treating spent metal fuels from metal fast fuel reactors and is proposed as a potential option for GNEP in order to meet the requirements of the next generation fuel cycle. Currently, efforts for research and development are being made not only in the U.S., but also in Asian countries. Electrorefining, cathode processing by distillation, injection casting for fuel fabrication, and waste treatment must be verified by the use of genuine materials, and the engineering scale model of each device must be developed for commercial deployment. Pyroprocessing can be effectively extended to treat oxide fuels by applying an electrochemical reduction, for which various kinds of oxides are examined. A typical morphology change was observed following the electrochemical reduction, while the product composition was estimated through the process flow diagram. The products include much stronger radiation emitter than pure typical LWR Pu or weapon-grade Pu. Nevertheless, institutional measures are unavoidable to ensure proliferation-proof plant operations. The safeguard concept of a pyroprocessing plant was compared with that of a PUREX plant. The pyroprocessing is better adapted for a collocation system positioned with some reactors and a single processing facility rather than for a centralized reprocessing unit with a large scale throughput.
The thermal stability of carbohydrazide, hydrazine nitrate, acetohydroxamic acid in nitric acid solutions has been studied at atmospheric pressure and above atmospheric pressure. The volumes of gaseous products of thermolysis and the maximum rate of gas evolution have been determined at atmospheric pressure. It has been shown that, despite the high rate of gas evolution and large volumes of evolved gases, the conditions for the development of autocatalytic oxidation are not created. Exothermic processes are observed in a closed vessel in the temperature range of 50-250 ℃. With an increase in the concentration of nitric acid, the temperatures of the onset of exothermic effects for all mixtures decrease, and the values of the total thermal effects of reactions increase, to the greatest extent for solutions with carbohydrazide.
The interaction between UN and CdCl2 in the LiCl-KCl molten eutectic was studied at 1023 K. The chlorination was monitored by sampling and recording the redox potential of the medium. At 1023 K the chlorination of UN with cadmium chloride in the molten LiCl-KCl eutectic proceeds completely and results in the formation of uranium chlorides. The melts of the LiCl-KCl-UCl3 or LiCl-KCl-UCl4 compositions can be obtained by the end of experiment depending on the presence of metallic cadmium in the reaction zone. The higher the concentration of the chlorinating agent, the faster the reaction rate. At [CdCl2]/[UN] = 1.65 (10% excess) the reaction proceeds to completion in about 7.5 h. At [CdCl2]/[UN] = 7 the complete chlorination takes 2.5-3 h.
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[게시일 2004년 10월 1일]
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