• 방사성폐기물학회지
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• 제15권4호
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• pp.343-353
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• 2017

KAERI의 PRIDE 시설에서 공학규모의 전해환원용 원료물질인 $UO_2$ 다공성펠렛 제조를 위해 공정과 장치를 최적화시킨 내용을 다루었다. $UO_2$ 분말과 별도로 attrition 밀링된 대용산화물 분말을 출발분말로, 정밀 칭량을 통해 사용후핵연료 조성을 모사하였다(Simfuel). Simfuel 분말은 각각 tumbling mixer로 혼합하여 균질화 하고, rotary press로 성형하여 furnace를 이용해 소결하였다. $4%\;H_2-Ar$ 분위기에서 $1450^{\circ}C$ 24시간 고온 열처리하여 제조된 소결펠렛은 $6.89g{\cdot}cm^{-3}$의 벌크밀도를 가지며 이는 후속 전해환원 공정의 요구에 부합한다. 소결된 다공성펠렛의 미세구조 관찰을 통해 다공성 기지상과 함께 산화/금속 석출물이 관찰되어 사용후핵연료의 상이 모사됨을 확인하였다. 본 결과는 향후 공학규모 이상의 파이로 연구를 위한 $UO_2$ 다공성펠렛 제조에 중요한 기초자료로 활용 될 것이다.

• 방사성폐기물학회지
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• 제16권3호
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• pp.291-299
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• 2018

파이로 공정에서는 사용후핵연료 관리 공정 개발의 일환으로 산화 우라늄을 고온 용융염 전해질계에서 전기화학적 방법으로 환원시키기 위한 전해환원 공정이 개발되고 있다. 이에 따른 전해환원 공정의 반응기 설계를 위해서는 전기화학적 이론에 기초한 모델이 요구되고 있다. 본 연구에서는 상 분리를 설명하는 phase-field 이론에 기초하여 우라늄 산화물의 전해환원 모사를 위한 1차원 모델이 개발되었다. 모델은 우라늄 산화물 내 산소 원소의 확산과 펠렛 표면에서 전기화학 반응 속도를 나타내는 매개변수를 사용하여 외부로부터 내부로 진행되는 전해환원을 잘 모사하고 있으며 계산 결과 전체 전류는 산소원소의 내부 확산에 크게 의존하는 것으로 나타났다. 전해환원 반응에 대한 모델은 대용량 장치 설계에 최적화된 조건 도출에 활용될 것으로 예상되며 장치 설계가 완료되면 공정 연계 모사에 직접 사용될 것으로 기대된다.

• 방사성폐기물학회지
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• 제13권3호
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• pp.181-186
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• 2015

사용후핵연료 파이로프로세싱에서 발생하는 방사성폐기물의 양을 최소화하기 위해서는 방사성 핵종 함유 염폐기물을 효과적으로 처리할 수 있는 기술개발이 필요하다. 이를 위해 탄산화물(Li₂CO₃, K₂CO₃)을 이용한 반응증류공정에서 LiCl-KCl 공융염 내 NdCl₃의 분리특성을 관찰하였다. HSC-Chemistry 프로그램을 이용한 탄산화물과 NdCl₃의 반응모델결과에서 NdCl₃는 탄산화물의 주입조건 및 온도변화에 따라 산염화물(NdOCl) 또는 산화물(Nd₂O₃) 형태로 전환됨이 확인되었으며, 탄산화물의 주입조건에 따른 LiCl-KCl-NdCl₃계의 반응증류시험에서 반응모델결과와 유사한 경향을 확인하였다. 이 결과들을 이용하여 LiCl-KCl 공융염 내 NdCl₃를 고화가 용이한 산화물 형태로 분리하기 위한 공정조건을 도출하였다.

• 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.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제54권3호
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• pp.965-974
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• 2022

Platinum anodes are widely used for metal oxides reduction in LiCl-Li₂O, however high-cost and low-corrosion resistance hinder their implementation. NiO-Li₂O ceramics is an alternative corrosion resistant anode material. Anode processes on platinum and NiO-Li₂O ceramics were studied in (80 mol.%) LiCl-(20mol.%)KCl and (80 mol.%)LiCl-(20 mol.%)KCl-Li₂O melts by cyclic voltammetry, potentiostatic and galvanostatic electrolysis. Experiments performed in the LiCl-KCl melt without Li₂O illustrate that a Pt anode dissolution causes the Pt²⁺ ions formation at 3.14 V and 550℃ and at 3.04 V and 650℃. A two-stage Pt oxidation was observed in the melts with the Li₂O at 2.40 ÷ 2.43 V, which resulted in the Li₂PtO₃ formation. Oxygen current efficiency of the Pt anode at 2.8 V and 650℃ reached about 96%. The anode process on the NiO-Li₂O electrode in the LiCl-KCl melt without Li₂O proceeds at the potentials more positive than 3.1 V and results in the electrochemical decomposition of ceramic electrode to NiO and O₂. Oxygen current efficiency on NiO-Li₂O is close to 100%. The NiO-Li₂O ceramic anode demonstrated good electrochemical characteristics during the galvanostatic electrolysis at 0.25 A/cm² for 35 h and may be successfully used for pyrochemical treating of spent nuclear fuel.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제49권1호
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• pp.148-164
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• 2017

The focus on the issues surrounding spent nuclear fuel and lifetime extension of old nuclear power plants continues to grow nowadays. A transparent decision-making process to identify the best suitable nuclear fuel cycle (NFC) is considered to be the key task in the current situation. Through this study, an attempt is made to develop an equilibrium model for the NFC to calculate the material flows based on 1 TWh of electricity production, and to perform integrated multicriteria decision-making method analyses via the analytic hierarchy process technique for order of preference by similarity to ideal solution, preference ranking organization method for enrichment evaluation, and multiattribute utility theory methods. This comparative study is aimed at screening and ranking the three selected NFC options against five aspects: sustainability, environmental friendliness, economics, proliferation resistance, and technical feasibility. The selected fuel cycle options include pressurized water reactor (PWR) once-through cycle, PWR mixed oxide cycle, or pyroprocessing sodium-cooled fast reactor cycle. A sensitivity analysis was performed to prove the robustness of the results and explore the influence of criteria on the obtained ranking. As a result of the comparative analysis, the pyroprocessing sodium-cooled fast reactor cycle is determined to be the most competitive option among the NFC scenarios.

• 한국수소및신에너지학회논문집
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• 제19권5호
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• pp.445-452
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• 2008

DME(Dimethyl ether) Dimethyl Ether (DME) is a new clean fuel and an environmental-benign energy resource. In comparison with other fuels, DME rapidly decomposes into carbon dioxide ($CO_2$) and water in the atmosphere without forming ozone. It can be manufactured from various energy sources including natural gas, coal, biomass and spent plastics. In addition to its environmentally friendly properties, DME is considered as one of the most promising candidates for the substitute of LPG and diesel fuel. In this work, we will be studied to find optimized condition for the catalyst of DME energy manufacture from hydrogen and carbon oxide and its chemical and physical characteristics.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제50권2호
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• pp.237-245
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• 2018

Potential air ingress scenarios during accidents in nuclear reactors or spent fuel pools have raised the question of the influence of air, especially of nitrogen, on the oxidation of zirconium alloys, which are used as fuel cladding tubes and other structure materials. In this context, the reaction of zirconium with nitrogen-containing atmospheres and the formation of zirconium nitride play an important role in understanding the oxidation mechanism. This article presents the results of analysis of the interaction of the oxygen-preloaded niobium-bearing alloy $M5^{(R)}$ with nitrogen over a wide range of temperatures ($800-1400^{\circ}C$) and oxygen contents in the metal alloy (1-7 wt.%). A strongly increasing nitriding rate with rising oxygen content in the metal was found. The highest reaction rates were measured for the saturated ${\alpha}-Zr(O)$, as it exists at the metal-oxide interface, at $1300^{\circ}C$. The temperature maximum of the reaction rate was approximately 100 K higher than for Zircaloy-4, already investigated in a previous study. The article presents results of thermogravimetric experiments as well as posttest examinations by optical microscopy, scanning electron microscopy (SEM), and microprobe elemental analyses. Furthermore, a comparison with results obtained with Zircaloy-4 will be made.

• 한국방사성폐기물학회:학술대회논문집
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• 한국방사성폐기물학회 2003년도 가을 학술논문집
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• pp.363-367
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• 2003

우라늄 산화물의 금속전환을 위해 고온 용융염 중에서 전기화학적 환원공정에 대한 관심이 고조되고 있다. 본 공정은 우라늄 산화물뿐만 아니라 다른 악틴족 원소 산화물 및 일부 희토류원소 산화물 역시 금속으로 환원되는 장점을 가지고 있다. 이러한 금속산화물들은 독창적으로 고안된 일체형 음극 및 불활성 양극을 이용하여 금속으로 환원되며, 음극에서 발생된 산소 이온은 양극으로 전달되어 산화됨으로서 산소기체를 발생시킨다. 용융염 중에서 알칼리 및 알칼리토류 산화물에 대한 전기화학적 거동은 아직 완전히 밝혀지지 않았으며, 후행핵연료주기의 단위공정으로서 개발중에 있다. 사용후핵연료의 열 부하는 주로 세슘 및 스트론슘에 의한 것으로, LiC1 용융염 중에서 세슘, 스트론슘 및 바륨 산화물에 대한 용해 속도 및 환원전위를 고찰하였다.

• 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.