Earticle

용융염 전해정련공정은 사용후핵연료로부터 전기화학적인 방법을 통해 음극에서 우라늄을 회수 하는 공정이다. 이 때 우라늄은 약 30wt%의 염을 포함하고 있어 순수한 우라늄을 얻기 위해서는 염을 제거하는 Cathode Process (CP)가 필수적이다. CP는 대량의 우라늄을 처리해야 하므로 파이로공정의 난관중의 하나로 인식되고 있으며, 우라늄의 순도가 최종적으로 결정되는 단계이므로 매우 중요한 공정이다. 현재, 이에 대한 연구는 주로 실험적 방법에 근거 하고 있어 염 제거 공정 중 온도, 압력, 염 가스의 거동을 관찰하기 어렵다. 따라서 본 연구에서는, 공정의 운전 조건에 대해 적합한 수학적 모델을 이용하여 전산모사 해석을 진행하였다. 본 연구는 증류부에서 염 가스의 증류 량, 확산계수에 의해 계산된 장치 내 염 가스의 이동 그리고 응축부에서의 응결속도를 중점적으로 연구하였다. 장치내의 각각의 염 가스 거동을 정의하기 위해 Hertz-Langmuir 관계식, Chapman-Enskog Theory, ANSYS-CFX의 상용 코드를 사용하였다. 그리고 HSC Chemistry에서 염의 물성 값을 이용하여 모델을 구성하였다. 본 연구의 전산모사 해석을 통해 얻은 연구 결과를 이용하여 염 가스의 거동과 장치의 최적 운전조건을 예측하였다. 따라서 본 해석 결과는 CP의 물리적 현상을 깊게 이해하는데 쓰일 뿐 아니라, 공학규모의 CP 장치를 상용규모로 확장하는데 이용 할 수 있다.

Molten salt electrorefining process achieves uranium deposits at cathode using an electrochemical processing of spent nuclear fuel. In order to recover pure uranium from cathode deposit containing about 30wt% salt, the adhered salt should be removed by cathode process (CP). The CP has been regarded as one of the bottle-neck of the pyroprocess as the large amount of uranium is treated in this step and the operation parameters are crucial to determine the final purity of the product. Currently, related research activities are mainly based on experiments consequently it is hard to observe processing variables such as temperature, pressure and salt gas behavior during the operation of the cathode process. Hence, in this study operation procedure of cathode process is numerically described by using appropriate mathematical model. The key parameters of this research are the amount of evaporation at the distillation part, diffusion coefficient of gas phase salt in cathode processor and phase change rate at condensation part. Each of these conditions were composed by Hertz-Langmuir equation, Chapman-Enskog theory, and interphase mass flow application in ANSYS-CFX. And physical properties of salt were taken from the data base in HSC Chemistry. In this study, calculation results on the salt gas behavior and optimal operating condition are discussed. The numerical analysis results could be used to closely understand the physical phenomenon during CP and for further scale up to commercial level.

한국원자력연구원에서는 사용후핵연료를 직접 처분하는 대신 이를 처리하여 발생하는 방사성 폐기물을 심지 층에 직접 처분하는 방식의 A-KRS 개념의 방사성폐기물 처분 시스템을 개발해 오고 있다. 이러한 A-KRS 개 념에 대한 장기적 안전성 및 처분 시스템 성능 평가를 위한 모델을 GoldSim을 이용 개발하고 이를 지속적으로 수정 보완하고 개선해 오고 있다. KAERI에서 개발된 A-KRS 모델의 신뢰도를 증진 시키기 위하여 유사하게 개 발된 다른 모델과의 벤치마킹을 통한 비교 연구의 결과를 제시하였다. A-KRS모델을 미국 NRC에서 SwRI 연구 소의 협력을 통하여 개발하여 처분 시스템 성능평가에 활용한 SOAR와 비교하고 병행하여 스웨덴의 SKB에서 최근 수행한 SR-SiTE 안전성 평가를 통하여 KBS-3 개념의 처분 시스템 내 전단 응력에 따른 용기의 파손에 따른 유출 계산 결과와도 비교 검토하여, 전반적으로 상호 잘 일치하는 결과를 얻어 내었다. 보다 개선된 GoldSim으로의 모델의 이행의 필요성은 있으나 A-KRS 모델이 GoldSim을 통해 잘 이행되어 처분 시스템 안전 성 평가에 적합한 것으로 나타났다.

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.

본 연구에서는 산화 공정이 Zircaloy-4 (Zry-4) 피복관의 염소화 반응 속도에 미치는 영향을 연구하기 위하여 Zry-4 피복관의 염소화 반응 실험을 수행하였다. 2시간 마다 반응 생성물을 회수하며 총 6 시간 동안 염소화 반응 실험을 수행하였고, 이를 통해 500도에서 10 시간 동안 산화된 Zry-4의 경우 초기 0-2 시간 구간에서 반응 속도가 현저히 저하되는 것을 확인하였다. 반응 잔류물은 fresh Zry-4와 산화된 Zry-4에서 각각 초기무게의 0.95, 1.65wt%로 확인되었다. 회수된 Zr의 순도는 두 경우 모두 99.61wt%로 동일하였다. 반응 속도의 정량적 분석을 위해 피복관의 반응 시간을 0.5, 1, 2, 4 시간인 경우에 대해 실험을 수행하였다. 실험 결과 분석을 통해 fresh Zry-4의 경우 전 영역에 걸쳐 23.35wt%/h의 단위 시간당 무게감소를 확인할 수 있었고, 산화된 Zry-4의 경우 반응 속도가 두 영역으로 나뉘는 것을 확인하였다. 산화된 Zry-4의 무게 감소 속도는 0-20wt% 영역에서는 17.12wt%/h, 20-100wt% 영역에서는 27.16wt%/h으로 나타났다.

The recovery of Zr from Zircaloy-4 (Zry-4) cladding hulls was demonstrated to investigate the effect of the oxidation process on the reaction rate of the chlorination reaction. In chlorination reaction experiments performed for 6 h, where reaction products were collected every 2 h, it was observed that a significant decrease in the reaction rate was caused by the oxidation process (500oC, 10 h under an air atmosphere) within the reaction period of 0 – 2 h. The amount of reaction residue increased from 0.95 to 1.65wt% of initial weights in the fresh and Zry-500-10 (Zry-4 hulls oxidized at 500oC for 10 h under an air atmosphere) hulls, respectively. The purity of the recovered Zr was identical at 99.61wt% for the fresh Zry-4 and Zry-500-10 hulls. Quantitative analysis of the chlorination reaction rate was performed by varying the reaction time from 0.5 to 1.0, 2.0, and 4.0 h. The fitting results showed that the relationship between weight loss and reaction time can be interpreted by a linear line with a slope of 23.35wt%/h for the fresh Zry-4 case, while two linear lines were necessary to fit the results of Zry-500-10. In addition, the slope values were 17.12 and 27.16wt%/h for (0 – 20) and (20 – 100)wt% loss regions, respectively.

경제적이고 우수한 핵확산저항성을 갖는 파이로공정의 핵심 단위공정인 전해제련 공정에서 U와 TRU를 동시에 회수하기 위해 환원전극으로써 LCC가 사용된다. 한가지 원소만을 회수하는 금속음극과는 달리 LCC는 전기화학적으로 U와 TRU의 선택적 분리가 어려워 핵확산저항성을 높이는 기술의 핵심이라고 할 수 있다. LCC를 담아놓는 LCC 도가니는 U나 TRU로만 전착되어야하기 때문에 도가니는 전기적으로 절연되어야 한다. LCC와의 안정성과 회수된 TRU 및 용융염과의 화학적 안전성은 물론 공정 중 전착될 수 있는 금속 Li과의 반응성도 고려되어야하므로 LCC 도가니의 소재 특성은 매우 중요하다. 본 연구에서는 Al2O3, MgO, Y2O3, BeO 네 가지 대체 세라믹 소재의 화학적 안정성을 500℃에서 모의 LCC로 열역학적 및 실험적으로 평가하였다. 세라믹 기판 위의 LCC 접촉각은 화학적 반응성을 예측하기 위해 시간에 따라 측정하였다. Al2O3는 가장 낮은 화학적 안정성 갖고 BeO는 재료 내에 존재하는 기공은 접촉각감소에 영향을 주었다. MgO, Y2O3는 우수한 화학적 안정성을 나타내었다.

LCC (Liquid cadmium cathode) is used for electrowinning in pyroprocessing to recover uranium and transuranic elements simultaneously. It is one of the core technologies in pyroprocessing with higher proliferation resistance than a wet reprocessing because LCC-cell does not separate TRU from uranium. The crucible which holds the LCC is technically important because it should be nonconducting material to prevent deposition of metallic elements on the crucible outer surface. The chemical stability is also crucial factor to choose crucible material due to the strong reactivities of TRU and possible incorporation of Li metal during the operation. In this study, the chemical stabilities of four kinds of representative ceramic materials such as Al2O3, MgO, Yl2O3 and BeO were thermodynamically and experimentally evaluated at 500oC with simulated LCC. The contact angle of LCC on ceramic materials was measured as function of time to predict chemical reactivity. All2O3 showed poorest chemical stability and the pores in BeO contributed to a decreases in contact angle. MgO and Y2O3 have superior chemical stability among the materials.

현재 한국원자력연구원에서는 국내에 축적된 사용후핵연료 문제를 해결하기 위해서 건식재처리공정 (pyroprocess)을 개발 중에 있다. 건식재처리 공정에서는 상당량의 고준위 염폐기물이 발생되며, 이는 곧 세라믹 결합제로 고화된다. 고화된 세라믹 폐기물은 안전한 금속 처분용기에 밀폐된 후, 인간생활환경과 격리될 예정이다. 본문에서는 고준위 세라믹폐기물을 처분하기 위한 처분용기의 개발에 관한 전반적인 내용을 다루고 있으며, 특히 처분용기의 설계 요건, 용기의 구성, 용기의 제작, 용기의 부식저항성, 방사 선 차폐, 구조적 안전성 등에 대해 논의하고자 한다. 완성된 처분용기는 오랜 기간 동안 방사성 핵종의 누 출이 없이 열적, 기계적, 화학적, 생물학적 공격에도 안전한 것을 목적으로 한다.

A pyroprocess is currently being developed by KAERI to cope with a highly accumulated spent nuclear fuel in Korea. The pyroprocess produces a certain amount of high-level radioactive waste (HLW), which is solidified by a ceramic binder. The produced ceramic waste will be confined in a secure disposal canister and then placed in a deep geologic formation so as not to contaminate human environment. In this paper, the development of a disposal canister was overviewed by discussing mainly its design premises, constitution, manufacturing methods, corrosion resistance in a deep geologic environment, radiation shielding, and structural stability. The disposal canister should be safe from thermal, chemical, mechanical, and biological invasions for a very long time so as not to release any kind of radionuclides.

A new facility, known as Pyrel III, has been installed at ENEA laboratories for pyrochemical process studies under inactive conditions. It is a pilot plant which allows electrorefining and electroreduction experiments to be conducted on simulated fuel. The main component of the plant is a zirconia crucible. The crucible is heated by a furnace which is supported in an externally water-cooled well under the floor of a steel glove-box, where an argon atmosphere is maintained by a continual purge of about 10 L·min-1. The vessel is loaded with LiCl-KCl eutectic salt (59-41 mol%) and is currently operated at 460 °C. Several improvements on Pyrel II (the previous operating plant) have been introduced into Pyrel III. They are described in detail, together with the results from the first experimental campaign which used lanthanum metal. Moreover, studies about the treatment of chloride salt wastes from pyroprocesses have been conducted in parallel. They follow two main routes: on one hand, a matrix termed sodalite, a naturally occurring mineral containing chlorine, has been synthesized from a mix of nepheline, simulated exhausted salts and glass frit; on the other hand, a novel method proposed by Korea Atomic Energy Research Institute (KAERI) is under assessment. The final waste forms have been fully characterized with the support of the Politechnique of Milan, by means of density measurements, thermal analysis, and stereomicroscopy observations, FTIR, XRD, and RAMAN spectra, as well as leach tests under static conditions.