• Nuclear Engineering and Technology
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• 제44권7호
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• pp.767-772
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• 2012

In support of optimizing electrorefining technology for treating spent nuclear fuel, lithium drawdown has been investigated for separating actinides from molten salt electrolyte. Drawdown reaction selectivity is a major issue that requires investigation, since the goal is to remove actinides while leaving the fission products and other components in the salt. A series of lithium drawdown tests with surrogate fission product chlorides was run to obtain selectivity data with non-radioactive salts, develop a predictive model, and draw conclusions about the viability of using this process with actinide-loaded salt. Results of tests with CsCl, $LaCl_3$, $CeCl_3$, and $NdCl_3$ are reported here. Equilibrium was typically achieved in less than 10 hours of contact between lithium metal and molten salt under well-stirred conditions. Maintaining low oxygen and water impurity concentrations (<10 ppm) in the atmosphere was observed to be critical to minimize side reactions and maintain stable salt compositions. An equilibrium model has been formulated and fit to the experimental data. Good fits to the data were achieved. Based on analysis and results obtained to date, it is concluded that clean separation between minor actinides and lanthanides will be difficult to achieve using lithium drawdown.

• 대한화학회지
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• 제18권1호
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• pp.31-39
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• 1974

$Mn^{++}, Co^{++} 및 Zn^{++}$용액을 실온에서 양이온 교환수지와 2염기 유기산이 들어 있는 용액에 섞어 넣었다. 방사성 금속이온을 추적자로 사용함으로써 금속이온이 수지층과 용액사이에 어떻게 분배되는가를 조사하였다. 이 분배 비율이 유기산이온 농도에 따라 어떻게 달라지는가를 보아, $Mn^{++}, Co^{++} 및 Zn^{++}$이 수용액, 에탄올-물 및 아세톤-물에서 썩신산, 말론산, 프타르산 및 타르타르산과 사이에 1:1착물을 형성한다고 결론하였다. 또한 본 연구의 결과 이들 착물의 안정도가 다음순으로 증가함을 알았다.$Mn^{++}

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제55권7호
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• pp.2604-2612
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• 2023

Spent nuclear fuel and long-lived radioactive waste must be carefully handled before disposing them off to a geological repository. After the pre-storage period in water pools, spent nuclear fuel is stored in casks, which are widely used for interim storage. Interim storage in casks is very important part in the whole cycle of nuclear energy generation. This paper presents the results of the numerical study that was performed to evaluate the thermal behavior of a metal-concrete CONSTOR RBMK-1500 cask loaded with spent nuclear fuel and placed in an open type interim storage facility which is under fire conditions (steady-state, fire, post-fire). The modelling was performed using the ANSYS Fluent code. Also, a local sensitivity analysis of thermal parameters on temperature variation was performed. The analysis demonstrated that the maximum increase in the fuel load temperatures is about 10 ℃ and 8 ℃ for 30 min 800 ℃ and 60 min 600 ℃ fires respectively. Therefore, during the fire and the post-fire periods, the fuel load temperatures did not exceed the 300 ℃ limiting temperature set for an RBMK SNF cladding for long-term storage. This ensures that fire accident does not cause overheating of fuel rods in a cask.

• 방사성폐기물학회지
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• 제15권1호
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• pp.15-26
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• 2017

오염수로부터 자성분리가 가능하며, 방사성 세슘을 효율적으로 제거하기 위한 코발트 페로시아나이드(cobalt ferrocyanide, CoFC) 혹은 니켈 페로시아나이드(nickel ferrocyanide, NiFC)가 도입된 자성입자 흡착제를 제조하였다. $Fe_3O_4$ 나노입자는 공침법을 이용해 제조하였고, $Co^{2+}$와 $Ni^{2+}$ 이온을 입자 표면에 도입시키기 위해 금속이온과 금속 배위결합(metalcoordination)을 하는 카르복실기를 포함한 숙신산(succinic acid, SA)을 자성나노입자(magnetic nanoparticles, MNPs) 표면에 코팅하였다. CoFC와 NiFC는 자성나노입자 표면에 도입된 $Co^{2+}$ 혹은 $Ni^{2+}$ 이온이 hexacynoferrate와 결합하여 형성된다. 제조된 CoFC-MNPs 그리고 NiFC-MNPs는 각각 $43.2emu{\cdot}g^{-1}$, $47.7emu{\cdot}g^{-1}$의 우수한 포화자화 값을 보여주었다. X-선 회절분석(XRD), 퓨리에 변환 적외선 분광분석(FT-IR), 나노입자 입도 분석기(DLS), 투과전자현미경(TEM) 등의 분석을 통해 흡착제의 물성을 파악하고, 세슘에 대한 흡착 성능을 알아보았다. 흡착실험을 평가하기 위해 Langmuir/Freundlich 등온흡착식을 이용해 실험 결과 값을 곡선맞춤 하였고, CoFC-MNPs와 NiFC-MNPs의 최대흡착량($q_m$)은 각각 $15.63mg{\cdot}g^{-1}$, $12.11mg{\cdot}g^{-1}$이다. CoFC-MNPs와 NiFC-MNPs는 방사성 세슘에 대해서도 최저 99.09%의 제거율을 가지며, 경쟁이온의 존재에도 방사성 세슘만을 선택적으로 흡착한다.

• 한국수소및신에너지학회논문집
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• 제26권6호
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• pp.541-546
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• 2015

Global energy shortage problem is expected to increase driven by strong energy demand growth from developing countries. Nuclear fusion power offers the prospect of an almost infinite source of energy for future generations. Hydrogen isotope storage and delivery system is a important subsystem of a nuclear fusion fuel cycle. Metal hydride is a method of the high-density storage of hydrogen isotope. For the safety storage of hydrogen isotope, depleted uranium (DU) has been widely proposed. But DU needs a safe test because It is a radioactive substance. The authors studied a small-scale DU bed and a medium-scale DU bed for the safety test. And then we made a large-scale DU bed and stored hydrogen isotopes in the bed. Before the hydriding/dehydriding, we tested it's heating and cooling properties and carried out an activation procedure. As a result, Reaction rate of DU-$H_2$ is more rapid than the other metal hydride ZrCo. Through the successful storage result of our large bed, the development possibility of the hydrogen isotope storage technology seems promising.

• 방사성폐기물학회지
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• 제3권4호
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• pp.293-300
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• 2005

Type 304 stainless steel 시편에 느슨하게 붙어있는 $Eu_2O_3$ 분말에 대한 초음파 제염 거동을 조사하였다. 매질을 물, PFC 및 $0.1\;vol\%$의 음이온 계면활성제를 함유한 PFC 용액으로 변화시킴에 따라 제염계수는 20, 50 및 200으로 증가하였다. 제염계수에 차이가 생기는 이유를 초음파 매질의 표면장력 및 양으로 하전된 산화물 표면과 음이온 계면활성제 사이의 상호작용에 기인한 것으로 설명할 수 있었다. 음이온 계면활성제를 함유한 PFC 용액 내에서 $Eu_2O_3$ 분말로 오염된 평면 시편, 파이프 시편, 틈새 시편 및 용접 시편에 대한 초음파 제염 효과를 관찰하였다. 연구된 모든 시편에 대해, 대부분의 오염물이 완벽하게 제거되는 것으로 나타났다. 길이가 6cm인 파이프 시편에 대해서는 오염물의 $98.5\%$가 제거되었다.

• 대한화학회지
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• 제17권6호
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• pp.416-423
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• 1973

양이온 교환수지(Ion Exchange Resin CGC 241)와 2염기산인 말론산 혹은 프탈산이온이 들어있는 용액에서 방사성 알칼리토류금속 이온이 수지와 용액사이에 어떻게 분배되는가를 실온에서 조사함으로써 알칼리토류금속의 유기산 착물 형성에 관한 연구를 하였다. 용매로서 H2O, 20% 에탄올-물 및 20% 아세톤-물을 사용하였고, 용액의 pH는 7.2∼7.5로 조절하였고, 이온강도는 0.10∼0.11fh 유지하였다. 본 연구결과 알칼리토류금속 이온과 말론산 및 프탈산 사이에 1:1착물이 모든 용매계에서 형성되었고 착물의 안정도는 다음순으로 증가됨을 알았다. $Ba^{++}\;<\;Sr^{++}\;<\;Ca^{++}$, 말론산 < 프탈산, 수용액 < 혼합용매

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제34권1호
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• pp.42-59
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• 2002

In order to transmute long-lived radioactive nuclides such as transuranics(TRU), Tc-99, and I- l29 in LWR spent fuel, a preliminary conceptual design study has been performed for the accelerator driven subcritical reactor system, called HYPER(Hybrid Power Extraction Reactor) The core has a hybrid neutron energy spectrum: fast and thermal neutrons for the transmutation of TRU and fission products, respectively. TRU is loaded into the HYPER core as a TRU-Zr metal form because a metal type fuel has very good compatibility with the pyre- chemical process which retains the self-protection of transuranics at all times. On the other hand, Tc-99 and I-129 are loaded as pure technetium metal and sodium iodide, respectively. Pb-Bi is chosen as a primary coolant because Pb-Bi can be a good spallation target and produce a very hard neutron energy spectrum. As a result, the HYPER system does not have any independent spallation target system. 9Cr-2WVTa is used as a window material because an advanced ferritic/martensitic steel is known to have a good performance under a highly corrosive and radiation environment. The support ratios of the HYPER system are about 4∼5 for TRU, Tc-99, and I-129. Therefore, a radiologically clean nuclear power, i.e. zero net production of TRU, Tc-99 and I-129 can be achieved by combining 4 ∼5 LWRs with one HYPER system. In addition, the HYPER system, having good proliferation resistance and high nuclear waste transmutation capability, is believed to provide a breakthrough to the spent fuel problems the nuclear industry is faced with.

• 방사성폐기물학회지
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• 제21권1호
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• pp.55-64
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• 2023

There is a gap in our understanding of the behavior of fused and molten fuel salts containing unavoidable contamination, such as those due to fabrication, handling, or storage. Therefore, this work used calorimetry to investigate the change in liquidus temperature of PuCl₃, having an unknown purity and that had been in storage for several decades. Further research was performed by additions of NaCl, making several compositions within the binary system, and summarizing the resulting changes, if any, to the phase diagram. The melting temperature of the PuCl₃ was determined to be 746.5℃, approximately 20℃ lower than literature reported values, most likely due to an excess of Pu metal in the PuCl₃ either due to the presence of metallic plutonium remaining from incomplete chlorination or due to the solubility of Pu in PuCl₃. From the melting temperature, it was determined that the PuCl₃ contained between 5.9 to 6.2mol% Pu metal. Analysis of the NaCl-PuCl₃ samples showed that using the Pu rich PuCl₃ resulted in significant changes to the NaCl-PuCl₃ phase diagram. Most notably an unreported phase transition occurring at approximately 406℃ and a new eutectic composition of 52.7mol% NaCl-38.7mol% PuCl₃-2.5mol% Pu which melted at 449.3℃. Additionally, an increase in the liquidus temperatures was seen for NaCl rich compositions while lower liquidus temperatures were seen for PuCl₃ rich compositions. It can therefore be concluded that changes will occur in the NaCl-PuCl₃ binary system when using PuCl₃ with excess Pu metal. However, melting temperature analysis can provide valuable insight into the composition of the PuCl₃ and therefore the NaCl-PuCl₃ system.

• 방사성폐기물학회지
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• 제8권1호
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• pp.19-32
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• 2010

고온 용융염 전해환원 공정은 후행핵연료 주기의 대안 공정인 파이로공정의 산화물 사용후핵연료의 확대를 위해 필수적인 공정이다. 사용후핵연료는 다성분 산화물로 이루어져 있으며 각 산화물은 전해환원 공정에서 화학적 특성에 따라 산소를 잃게 된다. 본 연구에서는 건식분말화 공정 이후 전해환원 반응기에 도입되는 사용후핵연료 조성을 기준으로 각 금속-산소 시스템을 독립적인 이상고용체로 가정하여 전해환원 반응거동을 계산하였다. 전해환원을 Li의 환원과 이어지는 Li과의 화학반응의 결합으로 산정하여 U을 비롯한 금속 환원 거동을 계산하였다. 계산결과 대부분의 산화물들은 전해환원 공정에 의해 금속으로 전환되는 것으로 예상되었다. 란타나이드 원소들의 경우 $Li_2O$의 농도가 낮아지면 금속 전환율이 높아지나 대부분 산화물로 존재하는 것으로 나타났다. 추가적으로 $U_3O_8$의 전해환원 거동에 대해 Li의 확산과 Li과의 화학반응을 고려하여 반실험적 모델이 제시되었다. 실험데이터를 활용하여 매개변수를 결정하였으며 시간에 대한 환원율 및 전류에 대한 99.9% 환원 시간을 계산하였다.