Journal of Nuclear Fuel Cycle and Waste Technology(JNFCWT)
/
v.15
no.2
/
pp.125-133
/
2017
KAERI is conducting research on spent cladding hulls and additive metals to generate a solidification host matrix for the noble metal fission product waste in anode sludge from the electro-refining process to minimize the volume of waste that needs to be disposed of. In this study, alloy compositions Zr-17Cr, Zr-22Cr, and Zr-27Cr were prepared with or without eight noble metals representing fuel waste using induction melting. The microstructures of the resulting alloys were characterized and electrochemical corrosion tests were conducted to evaluate their corrosion characteristics. All the compositions had better corrosion characteristics than other Zr-based alloys that were evaluated for comparison. Analysis of the leach solution after the corrosion test of the Zr-22Cr-8NM specimen indicated that the noble metals were not leached during corrosion under 500 mV imposed voltage, which simulates a highly oxidizing disposal environment. The results of this study confirm that Zr-Cr based compositions will likely serve as chemically stable waste forms.
Journal of Nuclear Fuel Cycle and Waste Technology(JNFCWT)
/
v.5
no.2
/
pp.155-169
/
2007
A transport container for a 500 kCi tritium storage vessel was developed, which could be used for the transport of metal tritide from Wolsong TRF facility to a disposal site. The structural, thermal, shielding, and confinement analyses were performed for the container in a view of Type B. As a result of structural analysis, the developed container sustained its integrity under normal and accidental conditions. The maximum temperature increase of the inner storage vessel by radiation was evaluated at $134.8^{\circ}C at room temperature. In $800^{\circ}C$ fire test, The thermal barrier of container sustained the inner vessel at $405^{\circ}C after 30 min, which temperature was allowable for the container integrity since maximum design temperature of inner vessel was $550^{\circ}C. In the evaluation of the shielding, the activity of radiation was nearly zero on the outer surface of inner vessel. Consequently the transport container for a 500 kCi tritium was evaluated to pass all the safety tests including accidental condition, so it was concluded that the designed transport container is proper to be used.
Journal of Nuclear Fuel Cycle and Waste Technology(JNFCWT)
/
v.3
no.4
/
pp.329-333
/
2005
To identify the effect of engineered barriers on the leach rate of cesium from spent PWR fuel under a synthetic granitic groundwater, the related leach tests with and without bentonite or metals have been performed up to about 6 years. The leach rates were decreased as a function of leaching time and then became a constant after a certain period. The period in a bare spent fuel was much longer than that with bentonite or metal sheets. The cumulative fraction of cesium released from the spent fuel with bentonite or with copper and stainless steel sheets was steadily increased, but the fraction from bare fuel was rapidly and then sluggishly increased. However, the values deducted its gap inventory from the cumulative fraction of cesium released from the bare fuel was almost very close to the others. These suggest that the initial release of cesium from bare fuel might be dependant on its gap inventory and the effect of engineered barriers on the long-term leach rate of cesium would be insignificant but the rate with engineered barriers could be reduced in the initial transient period due to their retardation effect. And the long-term leach rate of cesium from spent fuel in a repository would be approached to a constant rate of $2\times10^{-2}g/m^2-day$.
Journal of Nuclear Fuel Cycle and Waste Technology(JNFCWT)
/
v.4
no.4
/
pp.335-344
/
2006
In this paper a computer program was developed, which simulates the Li reduction process of PWR spent fuel, and the amount of a produced metal or chloride compound was calculated at the various amount of Li with the program. It establishes a database, which is composed of some characteristics related to a chemical reaction equation and thermodynamic data, and it calculates the transformed rate of PWR spent fuel oxide at the certain amount of Li by using the database as input data. As the results of the performance test of the program, it was validated that the transformed values of oxides, except for $Eu_2O_3$ and $Sm_2O_3$, were almost the same to within about a 6 % error with those calculated by the previous code and that the calculated amount of Li was also exactly consistent with the theoretical one, which is used for a complete reaction of each oxide in a single chemical reaction. A relationship between Li and the transformed metal of each oxide was analyzed on the basis of the quantities calculated with the verified development program. Of the results, when the amount of Li was given to be 250 mole, the 83.73 percentage of $UO_2$ was transformed into U while the remainder was still to be $UO_2$. In addition, it was appeared that the 297 mole of Li was needed to completely convert $UO_2$ into U.
Kim, Tack-Jin;Ahn, Do-Hee;Eun, Hee-Chul;Lee, Sung-Jai
Journal of Nuclear Fuel Cycle and Waste Technology(JNFCWT)
/
v.16
no.1
/
pp.59-64
/
2018
In case of high contents of rare earths in the LiCl-KCl salt, it is not easy to recover U and TRU metals as a usable resource form from LiCl-KCl eutectic salts generated from the pyroprocessing of spent nuclear fuel. In this study, a conversion of $UCl_3$ into an oxide form using $K_2CO_3$ and an electrodeposition of $NdCl_3$ into a metal form in $LiCl-KCl-UCl_3-NdCl_3$ system were conducted to resolve the problem. Before conducting the conversion, experimental conditions for the conversion were determined by performing a thermodynamic equilibrium calculation. In this study, almost all of $UCl_3$ disappeared in the LiCl-KCl salt when the injection of $K_2CO_3$ reached theoretical equivalent for the conversion, and then $NdCl_3$ was effectively electrodeposited as a metal form using liquid zinc cathode. After that, the LiCl-KCl salt became transparent, and uranium oxides were precipitated to the bottom of the LiCl-KCl salt. These results will be utilized in designing a process to separate U and rare earths in LiCl-KCl salt.
Kim, Seonbyeong;Park, Sangyoon;Choi, Wangkyu;Won, Huijun;Park, Jungsun;Seo, Bumkyoung
Journal of Nuclear Fuel Cycle and Waste Technology(JNFCWT)
/
v.16
no.4
/
pp.421-429
/
2018
Hydrazine based reductive dissolution applied on magnetite oxide was investigated. Dissolution of Fe(II) and Fe(III) from magnetite takes place either by protonation, surface complexation, or reduction. Solution containing hydrazine and sulfuric acid provides hydrogen to break bonds between Fe and oxygen by protonation and electrons for the reduction of insoluble Fe(III) to soluble Fe(II) in acidic solution of pH 3. In terms of dissolution rate, numerous transition metal ions were examined and Cu(II) ion was found to be the most effective to speed up the dissolution. During the cycle of Cu(I) ions to Cu(II) ions, the released electron promoted the reduction of Fe(III) and Cu(II) ions returned to Cu(I) ion due to the oxidation of hydrazine. In the experimental results, the addition of a very low amount of cupric ion (about 0.5 mM) to the solution increased the dissolution rate about 40% on average and up to 70% for certain specific conditions. It is confirmed that even though the coordination structure of copper ions with hydrazine is not clear, the $Cu(II)/H^+/N_2H_4$ system is acceptable regarding the dissolution performance as a decontamination reagent.
A new method of numerical simulating prediction and decontamination effect evaluation for abrasive jet decontamination to radioactively contaminated metal is proposed. Based on the Computational Fluid Dynamics and Discrete Element Model (CFD-DEM) coupled simulation model, the motion patterns and distribution of abrasives can be predicted, and the decontamination effect can be evaluated by image processing and recognition technology. The impact of three key parameters (impact distance, inlet pressure, abrasive mass flow rate) on the decontamination effect is revealed. Moreover, here are experiments of reliability verification to decontamination effect and numerical simulation methods that has been conducted. The results show that: 60Co and other homogeneous solid solution radioactive pollutants can be removed by abrasive jet, and the average removal rate of Co exceeds 80%. It is reliable for the proposed numerical simulation and evaluation method because of the well goodness of fit between predicted value and actual values: The predicted values and actual values of the abrasive distribution diameter are Ф57 and Ф55; the total coverage rate is 26.42% and 23.50%; the average impact velocity is 81.73 m/s and 78.00 m/s. Further analysis shows that the impact distance has a significant impact on the distribution of abrasive particles on the target surface, the coverage rate of the core area increases at first, and then decreases with the increase of the impact distance of the nozzle, which reach a maximum of 14.44% at 300 mm. It is recommended to set the impact distance around 300 mm, because at this time the core area coverage of the abrasive is the largest and the impact velocity is stable at the highest speed of 81.94 m/s. The impact of the nozzle inlet pressure on the decontamination effect mainly affects the impact kinetic energy of the abrasive and has little impact on the distribution. The greater the inlet pressure, the greater the impact kinetic energy, and the stronger the decontamination ability of the abrasive. But in return, the energy consumption is higher, too. For the decontamination of radioactively contaminated metals, it is recommended to set the inlet pressure of the nozzle at around 0.6 MPa. Because most of the Co elements can be removed under this pressure. Increasing the mass and flow of abrasives appropriately can enhance the decontamination effectiveness. The total mass of abrasives per unit decontamination area is suggested to be 50 g because the core area coverage rate of the abrasive is relatively large under this condition; and the nozzle wear extent is acceptable.
Journal of Nuclear Fuel Cycle and Waste Technology(JNFCWT)
/
v.11
no.2
/
pp.103-114
/
2013
The Korea Atomic Energy Research Institute has developed a performance assessment model implementing the A-KRS concept, which was constructed with the GoldSim. In the A-KRS concept, spent nuclear fuel produced from pressurized-water-reactor operations would be pyroprocessed to reduce waste volume and radioactivity. The wastes to be disposed of in a geologic repository are comprised of metal and ceramic waste forms. In this study, results of simulations conducted to establish credibility and build confidence for the A-KRS model are presented. Specifically, release rates and breakthrough times simulated using the A-KRS model were compared to corresponding results from the U.S. NRC SOAR model. In addition, the A-KRS model results were compared to published release rates from the SKB repository performance assessment. This comparison of the A-KRS model results to other independent performance assessments is expected to form part of a suite of model verification and validation activities to provide confidence that the A-KRS model has been implemented appropriately.
Monoclonal antibodies have become widely investigated in the Nuclear Oncology, especially in the radioimmunosassay of tumor markers and in vivo radioimmunoimaging of cancer. However, there are numerous factors as to whether radioimmunoimaging will ultimately successful. For imaging of tumors, metallic radionuclides such as In-111, Ga-67, Tc-99m have favorable nuclear properties than widely used I-131. These radioistopes have characteristics of the useful radiation for imaging, convenient short half-lives and the simple and rapid radiolabeling of monoclonal antibodies by using bifunctional chelaing agents. The obtained chelate-tagged antibodies are quite stable both in vitro and in vivo, without interfering antibody activities and animal experiments provided a good basis for its clinical applicability for the radioimmunoimaging of cancer. Much attention has also been given to the possibility, only beginning to be exploited, of the specific treatment of malignant neoplasms with these agents. Although specific antibody has not been developed that is uniquely specific for cancer alone and there are still many questions to be answered and problems to be overcome before radioimmunoimaging can be successfully used in ptients with cancer, these methods can be applied to the coupling of monoclonal antibodies with anti-neoplastic drugs or radionuclides suitable for internal radiation therapy of cancer.
Kim, Gha-Young;Kim, Tack-Jin;Jang, Junhyuk;Kim, Si-Hyung;Lee, Chang Hwa;Lee, Sung-Jai
Journal of Nuclear Fuel Cycle and Waste Technology(JNFCWT)
/
v.16
no.3
/
pp.309-313
/
2018
In this study, we prepared Li-K-Cd alloy, which meets the requirement of eutectic ratio of Li:K, to maintain the operating temperature of the drawdown process at $500^{\circ}C$ and to achieve the reuse of LiCl-KCl molten salt. The prepared Li-K-Cd alloys were added to LiCl-KCl salt bearing U and Nd at $500^{\circ}C$ to investigate the removal of $UCl_3$ in the salt. The reduction of $UCl_3$ in the salt was examined by measuring the OCP value of salt and analyzing the salt composition by ICP-OES. Reduction was also visually confirmed by change of salt color from dark purple to white. The experimental results reveal that the prepared Li-K-Cd alloy has reductive extractability for $UCl_3$ in salt. By improving the preparation method, the Li-K-Cd alloy can be applied to the drawdown process.
본 웹사이트에 게시된 이메일 주소가 전자우편 수집 프로그램이나
그 밖의 기술적 장치를 이용하여 무단으로 수집되는 것을 거부하며,
이를 위반시 정보통신망법에 의해 형사 처벌됨을 유념하시기 바랍니다.
[게시일 2004년 10월 1일]
이용약관
제 1 장 총칙
제 1 조 (목적)
이 이용약관은 KoreaScience 홈페이지(이하 “당 사이트”)에서 제공하는 인터넷 서비스(이하 '서비스')의 가입조건 및 이용에 관한 제반 사항과 기타 필요한 사항을 구체적으로 규정함을 목적으로 합니다.
제 2 조 (용어의 정의)
① "이용자"라 함은 당 사이트에 접속하여 이 약관에 따라 당 사이트가 제공하는 서비스를 받는 회원 및 비회원을
말합니다.
② "회원"이라 함은 서비스를 이용하기 위하여 당 사이트에 개인정보를 제공하여 아이디(ID)와 비밀번호를 부여
받은 자를 말합니다.
③ "회원 아이디(ID)"라 함은 회원의 식별 및 서비스 이용을 위하여 자신이 선정한 문자 및 숫자의 조합을
말합니다.
④ "비밀번호(패스워드)"라 함은 회원이 자신의 비밀보호를 위하여 선정한 문자 및 숫자의 조합을 말합니다.
제 3 조 (이용약관의 효력 및 변경)
① 이 약관은 당 사이트에 게시하거나 기타의 방법으로 회원에게 공지함으로써 효력이 발생합니다.
② 당 사이트는 이 약관을 개정할 경우에 적용일자 및 개정사유를 명시하여 현행 약관과 함께 당 사이트의
초기화면에 그 적용일자 7일 이전부터 적용일자 전일까지 공지합니다. 다만, 회원에게 불리하게 약관내용을
변경하는 경우에는 최소한 30일 이상의 사전 유예기간을 두고 공지합니다. 이 경우 당 사이트는 개정 전
내용과 개정 후 내용을 명확하게 비교하여 이용자가 알기 쉽도록 표시합니다.
제 4 조(약관 외 준칙)
① 이 약관은 당 사이트가 제공하는 서비스에 관한 이용안내와 함께 적용됩니다.
② 이 약관에 명시되지 아니한 사항은 관계법령의 규정이 적용됩니다.
제 2 장 이용계약의 체결
제 5 조 (이용계약의 성립 등)
① 이용계약은 이용고객이 당 사이트가 정한 약관에 「동의합니다」를 선택하고, 당 사이트가 정한
온라인신청양식을 작성하여 서비스 이용을 신청한 후, 당 사이트가 이를 승낙함으로써 성립합니다.
② 제1항의 승낙은 당 사이트가 제공하는 과학기술정보검색, 맞춤정보, 서지정보 등 다른 서비스의 이용승낙을
포함합니다.
제 6 조 (회원가입)
서비스를 이용하고자 하는 고객은 당 사이트에서 정한 회원가입양식에 개인정보를 기재하여 가입을 하여야 합니다.
제 7 조 (개인정보의 보호 및 사용)
당 사이트는 관계법령이 정하는 바에 따라 회원 등록정보를 포함한 회원의 개인정보를 보호하기 위해 노력합니다. 회원 개인정보의 보호 및 사용에 대해서는 관련법령 및 당 사이트의 개인정보 보호정책이 적용됩니다.
제 8 조 (이용 신청의 승낙과 제한)
① 당 사이트는 제6조의 규정에 의한 이용신청고객에 대하여 서비스 이용을 승낙합니다.
② 당 사이트는 아래사항에 해당하는 경우에 대해서 승낙하지 아니 합니다.
- 이용계약 신청서의 내용을 허위로 기재한 경우
- 기타 규정한 제반사항을 위반하며 신청하는 경우
제 9 조 (회원 ID 부여 및 변경 등)
① 당 사이트는 이용고객에 대하여 약관에 정하는 바에 따라 자신이 선정한 회원 ID를 부여합니다.
② 회원 ID는 원칙적으로 변경이 불가하며 부득이한 사유로 인하여 변경 하고자 하는 경우에는 해당 ID를
해지하고 재가입해야 합니다.
③ 기타 회원 개인정보 관리 및 변경 등에 관한 사항은 서비스별 안내에 정하는 바에 의합니다.
제 3 장 계약 당사자의 의무
제 10 조 (KISTI의 의무)
① 당 사이트는 이용고객이 희망한 서비스 제공 개시일에 특별한 사정이 없는 한 서비스를 이용할 수 있도록
하여야 합니다.
② 당 사이트는 개인정보 보호를 위해 보안시스템을 구축하며 개인정보 보호정책을 공시하고 준수합니다.
③ 당 사이트는 회원으로부터 제기되는 의견이나 불만이 정당하다고 객관적으로 인정될 경우에는 적절한 절차를
거쳐 즉시 처리하여야 합니다. 다만, 즉시 처리가 곤란한 경우는 회원에게 그 사유와 처리일정을 통보하여야
합니다.
제 11 조 (회원의 의무)
① 이용자는 회원가입 신청 또는 회원정보 변경 시 실명으로 모든 사항을 사실에 근거하여 작성하여야 하며,
허위 또는 타인의 정보를 등록할 경우 일체의 권리를 주장할 수 없습니다.
② 당 사이트가 관계법령 및 개인정보 보호정책에 의거하여 그 책임을 지는 경우를 제외하고 회원에게 부여된
ID의 비밀번호 관리소홀, 부정사용에 의하여 발생하는 모든 결과에 대한 책임은 회원에게 있습니다.
③ 회원은 당 사이트 및 제 3자의 지적 재산권을 침해해서는 안 됩니다.
제 4 장 서비스의 이용
제 12 조 (서비스 이용 시간)
① 서비스 이용은 당 사이트의 업무상 또는 기술상 특별한 지장이 없는 한 연중무휴, 1일 24시간 운영을
원칙으로 합니다. 단, 당 사이트는 시스템 정기점검, 증설 및 교체를 위해 당 사이트가 정한 날이나 시간에
서비스를 일시 중단할 수 있으며, 예정되어 있는 작업으로 인한 서비스 일시중단은 당 사이트 홈페이지를
통해 사전에 공지합니다.
② 당 사이트는 서비스를 특정범위로 분할하여 각 범위별로 이용가능시간을 별도로 지정할 수 있습니다. 다만
이 경우 그 내용을 공지합니다.
제 13 조 (홈페이지 저작권)
① NDSL에서 제공하는 모든 저작물의 저작권은 원저작자에게 있으며, KISTI는 복제/배포/전송권을 확보하고
있습니다.
② NDSL에서 제공하는 콘텐츠를 상업적 및 기타 영리목적으로 복제/배포/전송할 경우 사전에 KISTI의 허락을
받아야 합니다.
③ NDSL에서 제공하는 콘텐츠를 보도, 비평, 교육, 연구 등을 위하여 정당한 범위 안에서 공정한 관행에
합치되게 인용할 수 있습니다.
④ NDSL에서 제공하는 콘텐츠를 무단 복제, 전송, 배포 기타 저작권법에 위반되는 방법으로 이용할 경우
저작권법 제136조에 따라 5년 이하의 징역 또는 5천만 원 이하의 벌금에 처해질 수 있습니다.
제 14 조 (유료서비스)
① 당 사이트 및 협력기관이 정한 유료서비스(원문복사 등)는 별도로 정해진 바에 따르며, 변경사항은 시행 전에
당 사이트 홈페이지를 통하여 회원에게 공지합니다.
② 유료서비스를 이용하려는 회원은 정해진 요금체계에 따라 요금을 납부해야 합니다.
제 5 장 계약 해지 및 이용 제한
제 15 조 (계약 해지)
회원이 이용계약을 해지하고자 하는 때에는 [가입해지] 메뉴를 이용해 직접 해지해야 합니다.
제 16 조 (서비스 이용제한)
① 당 사이트는 회원이 서비스 이용내용에 있어서 본 약관 제 11조 내용을 위반하거나, 다음 각 호에 해당하는
경우 서비스 이용을 제한할 수 있습니다.
- 2년 이상 서비스를 이용한 적이 없는 경우
- 기타 정상적인 서비스 운영에 방해가 될 경우
② 상기 이용제한 규정에 따라 서비스를 이용하는 회원에게 서비스 이용에 대하여 별도 공지 없이 서비스 이용의
일시정지, 이용계약 해지 할 수 있습니다.
제 17 조 (전자우편주소 수집 금지)
회원은 전자우편주소 추출기 등을 이용하여 전자우편주소를 수집 또는 제3자에게 제공할 수 없습니다.
제 6 장 손해배상 및 기타사항
제 18 조 (손해배상)
당 사이트는 무료로 제공되는 서비스와 관련하여 회원에게 어떠한 손해가 발생하더라도 당 사이트가 고의 또는 과실로 인한 손해발생을 제외하고는 이에 대하여 책임을 부담하지 아니합니다.
제 19 조 (관할 법원)
서비스 이용으로 발생한 분쟁에 대해 소송이 제기되는 경우 민사 소송법상의 관할 법원에 제기합니다.
[부 칙]
1. (시행일) 이 약관은 2016년 9월 5일부터 적용되며, 종전 약관은 본 약관으로 대체되며, 개정된 약관의 적용일 이전 가입자도 개정된 약관의 적용을 받습니다.