• Nuclear Engineering and Technology
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• 제40권7호
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• pp.581-592
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• 2008

In this study, a conceptual pyroprocess flowsheet has been devised by combining several dry-type unit processes; its applicability as an alternative fuel cycle technology was analyzed. A key point in the evaluation of its applicability to the fuel cycle was the recovery yield of fissile materials from spent fuels as well as the proliferation resistance of the process. The recovery yields of uranium and transuranic elements (TRU) were obtained from a material balance for every unit process composing the whole pyroprocess. The material balances for several elemental groups of interest such as uranium, TRU, rare earth, gaseous fission products, and heat generating elements were calculated on the basis of the knowledge base that is available from domestic and foreign experimental results or technical information presented in open literature. The calculated result of the material balance revealed that uranium and TRU could be recovered at 98.0% and 97.0%, respectively, from a typical PWR spent fuel. Furthermore, the anticipated TRU product was found to emit a non-negligible level of $\gamma$-ray and a significantly higher level of neutrons compared to that of a typical plutonium product obtained from the PUREX process. The results indicate that the product from this conceptual pyroprocessing should be handled in a shielded cell and that this will contribute favorably to retaining proliferation resistance.

• 공학기술논문지
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• 제4권4호
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• pp.431-436
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• 2011

This study was carried out to reduce the problem during distillation process, which separate U, TRU (TRans Uranium) metal electro deposit, Cd and LiCl-KCl eutectic salt generating from LCC (Liquid Cadmium Cathode) electro winning process. The cadmium recovering apparatus was manufactured to separate for each metal using solid-liquid separation method. The apparatus consists of the first sieve for the separation of U and TRU metal electrodeposit, the second sieve for the separation of LiCl-KCl eutectic salt, cadmium collection basket, and a heating furnace. In addition, the size of each sieve is 2 mm to 3 mm. In this experiment, a metal wire was employed to replace TRU metal electrodeposit and U, which exist actually in a LCC crucible. In the solid state, The LiCl-KCl is separated at 340℃ at which the solid and the liquid of the remaining cadmium and LiCl-KCl eutectic salt coexists in each, after the metal wire separated at 500℃. As a result, it seems that it would be beneficial to set the processing condition in the distillation process with the additional treatment process of cadmium and LiCl-KCl eutectic salt.

• 방사성폐기물학회지
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• 제5권4호
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• pp.283-295
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• 2007

본 연구에서는 경수로 사용후핵연료로부터 다시 핵연료 물질로 재사용할 수 있는 우라늄과 초우라늄원소군을 분리/회수하기 위한 고온전해분리 공정(Pyroprocessing)의 기술적 타당성을 조사하였으며, 나아가서 핵비확산 측면에서 기존 핵연료주기기술의 대체기술로서 적합성이 있는지를 검토하였다. 먼저 고온전해분리 공정에 편입될 각종 단위공정을 조합하여 전체 공정을 구성하였다. 그리고 사용후핵연료에 들어 있는 여러 가지 물질들의 분리 과정에서, 본 연구에서 확보한 실험결과와 관련 문헌에 발표된 각종 분리도 자료를 바탕으로 문제의 원소군들 즉, 우라늄, 초우라늄원소군, 희토류, 귀금속류, 그리고 열발생원소군들이 공정흐름도에서 어떤 경로를 따라 흘러가는지 그 향방을 추적하여 보았다. 결과적으로 전체 공정의 물질수지 산출 결과에 의하면 우라늄과 초우라늄원소군(TRU)은 각각 98.0wt%, 97.0wt%가 제품으로 회수될 수 있으며 나머지 원소군들은 대부분 제거되어 방사성폐기물로 분리될 수 있음을 파악하였다. 게다가 초우라늄원소군 제품이 상당한 ${\gamma}$-방사선과 중성자선을 방출하고 있어 핵비확산에 유리하게 작용하고 있음을 알 수 있었다.

• 한국방사성폐기물학회:학술대회논문집
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• 한국방사성폐기물학회 2017년도 춘계학술논문요약집
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• pp.83-83
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• 2017

Electrorefining is a key step in pyroprocessing. The electrorefining process is generally composed of two recovery steps - the deposit of uranium onto a solid cathode and the recovery of the remaining uranium and TRU elements simultaneously by a liquid cadmium cathode. The solid cathode processing is necessary to separate the salt from the cathode since the uranium deposit in a solid cathode contains electrolyte salt. Distillation process was employed for the cathode processing. It is very important to increase the throughput of the salt separation system due to the high uranium content of spent nuclear fuel and high salt fraction of uranium dendrites. In this study, a mesh-covered crucible was investigated for the sat distillation of electrorefiner uranium deposits. A liquid salt separation step and a vacuum distillation step were combined for salt separation. The adhered salt in uranium deposits was efficiently removed in the mesh-covered crucible. The salt distiller was operated simply since repeated cooling - heating step was not necessary for the change of the crucible. The operation time could be reduced by the use of the mesh-covered crucible and the combined operation of the two steps. A method to preserve a vacuum level was proposed by double O-rings during the operation of the distiller with the mesh-covered crucible. After the salt distillation, the salt content was measured and was below 0.1wt% after the salt distillation. The residual salt after the salt distillation can be removed further during melting of uranium metal.

• 한국방사성폐기물학회:학술대회논문집
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• 한국방사성폐기물학회 2017년도 추계학술논문요약집
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• pp.74-74
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• 2017

Electrorefining is a key step in pyroprocessing. The electrorefining process is generally composed of two recovery steps - the deposit of uranium onto a solid cathode and the recovery of the remaining uranium and TRU elements simultaneously by a liquid cadmium cathode. Uranium deposit recovered from the solid cathode is a dendritic powder. It is necessary to separate the adhered salt from the deposits prior to the consolidation of uranium deposit. The adhered salt is composed of lithium, potassium, uranium, and rare earth chlorides. Distillation process was employed for the cathode processing. One of the operation methods is distillation of the salt at low temperature ($900^{\circ}C$), and then melting of the deposit at high temperature to avoid a backward reaction. For the development of the salt distiller, the distillation behavior of the low vapor pressure chlorides should be studied. Rare earth chlorides in the adhered salt of uranium deposits have relatively low vapor pressures compared to the process salt (LiCl-KCl). In this study, the evaporation rates of the lanthanum and neodymium chlorides were measured for the salt separation from electrorefiner uranium deposits in the temperature range of $825{\sim}910^{\circ}C$. The evaporation rate of both chlorides increased with an increasing templerature. The evaporation rate of lanthanum chloride varied from 0.12 to $1.68g/cm^2/h$. Neodymium chloride was more volatile than lanthanum chloride. The evaporation rate of neodymium chloride varied from 0.20 to $4.55g/cm^2/h$. The evaporation rate of both chlorides are more than $1g/cm^2/h$ at $900^{\circ}C$. Even though the evaporation rates of both chlorides were less than that of the process salt, the contents of the lanthanide chlorides were small in the adhered salt. Therefore it can be concluded that $900^{\circ}C$ is suitable for the operation temperature of the salt distiller.

• 분석과학
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• 제17권4호
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• pp.302-307
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• 2004

환경시료중의 극미량의 악티늄계 동위원소들을 분석하기는 무척 어렵다. 이들 원소들은 개별 분리하는 작업이 필요하며, 알파분광법으로 분석한 어떤 핵종들은 검출감도도 높은 편이다. 이런 극미량의 악티늄계 동위원소들을 분석하기 위해 용매추출법이 결합된 TRU-Spec 이온교환수지와 음이온 교환수지를 사용하여 악티늄계 원소들을 분리한 후 알파분광법으로 검출하였다. 그리고 U과 Th의 검출한계를 낮추기 위해 중성자방사화분석법을 적용하였다. 중성자방사화분석법을 적용하기 위한 바탕물질로 고순도 V foil을 사용하여 검출감도를 10배 향상시킬 수 있었으며, 이 분석법을 표준시료인 NIST-4354, IAEA-368 퇴적물 시료에 적용한 결과 표준값과 10% 이내에서 잘 일치하였다.

• 한국방사성폐기물학회:학술대회논문집
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• 한국방사성폐기물학회 2003년도 가을 학술논문집
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• pp.351-357
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• 2003

원전발생 방사성폐기물 시료 중 TRU를 정량하기위해 모의 사용 후 핵연료 시료 용액 중 Pu, Am 및 Cm 을 이온교환수지 및 HDEHP 추출크로마토그래피로 분리한 다음 알파분광분석법으로 각 핵종의 함량을 정량하였다. Dowex AG1 음이온수지 에서 12M HC1-0.lMHI 용리액으로 Pu를 분리하고 이차분리관인 HDEHP 흡착 분리 관에서 DTPA-Lactic Acid 용리액으로 Am과 Cm을 군분리하였다. 분리된 Pu, Am 및 Cm은 0.1M $NaHSO_4$-0.53M $Na_2SO_4$ 매질에서 전착한 다음 알파분광분석법으로 $^{239}Pu$, $^{241}Am$및 $^{244}Cm$의 알파에너지의 방사능을 측정하여 회수율을 추하였다. 비방사성 금속원소 및 우라늄을 포함하는 합성용액 시료중 $^{239}Pu$, $^{241}Am$및 $^{244}Cm$ 을 측정한 결과 각각 83.8%, 85.2% 및 86.3% 의 회수율을 나타내었다.

• 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.