Earticle

콤프턴 카메라는 검출 신호의 동시성 판단을 기반으로 한 전자적 집속방식을 이용하기 때문에, 기존의 물리적 집속기를 이용하는 감마선 영상 장비의 가시영역이 좁고 투과력이 높은 고에너지 감마선에 적용하기 어렵다는 한계를 극복할 수 있다. 특히 대면적의 콤프턴 카메라는 절대 검출 효율이 높아 영상 장비의 운반이 요구되지 않는 대규모 공정 시설 내 핵물질의 모니터링용으로 매우 적합하다. 본 연구팀은 한국원자력연구원에서 개발 중인 파이로 시험 공정 시설에서의 안전조치 수립을 위해 대면적 콤프턴 카메라를 적용하고자 한다. 대면적 콤프턴 카메라를 구성하는 대면적의 검출기는 그 형태나 구성 방식에 따라 에너지 분해능이나 위치 분해능이 달라질 수 있다. 이는 콤프턴 영상의 질에 직접적으로 영향을 미치므로, 본 연구에서는 전산모사를 통해 그 영향을 예측하여 대면적 검출기의 설계 방향을 결정하였다. 또한 한국원자력연구원으로부터 파이로 시험 공정 시설의 정보를 전달받아 전산모사를 수행하였고, 여러 계측 환경에 대해 대면적 콤프턴 카메라의 성능을 예측하여 보았다. 그 결과 대면적 검출기는 에너지 분해능 측면에서의 손실을 최소화 할 수 있도록 구성하여야 한다는 결론을 얻었으며, 에너지 분해능 10%, 위치 분해능 7 mm 정도 성능의 검출기를 이용하여 콤프턴 카메라를 구성할 경우 1 m 거리에 위치한 감손우라늄 선원을 영상 해상도 16.3 cm(각도 분해능 9.26°)으로 영상화할 수 있음을 확인하였다.

Compton cameras overcome several limitations of conventional mechanical collimation based gamma imaging devices, such as pin-hole imaging devices, due to its electronic collimation based on coincidence logic. Especially large-scale Compton camera has wide field of view and high imaging sensitivity. Those merits suggest that a large-scale Compton camera might be applicable to monitoring nuclear materials in large facilities without necessity of portability. To that end, our research group have made an effort to design a large-scale Compton camera for safeguard application. Energy resolution or position resolution of large-area detectors vary with configuration style of the detectors. Those performances directly affect the image quality of the large-scale Compton camera. In the present study, a series of Geant4 Monte Carlo simulations were performed in order to examine the effect of those detector parameters. Performance of the designed large-scale Compton camera was also estimated for various monitoring condition with realistic modeling. The conclusion of the present study indicates that the energy resolution of the component detector is the limiting factor of imaging resolution rather than the position resolution. Also, the designed large-scale Compton camera provides the 16.3 cm image resolution in full width at half maximum (angular resolution: 9.26°) for the depleted uranium source considered in this study located at the 1 m from the system when the component detectors have 10% energy resolution and 7 mm position resolution.

사용후핵연료의 파이로처리기술에 대한 국내외 특허동향을 분석하였다. 1975-2009년에 걸쳐 한국, 미국, 일 본 및 유럽연합에서 출원된 특허에 대하여 출원국별, 출원인별, 연도별 및 세부기술분야별로 구분하여 그 내 용을 비교함으로써 파이로처리기술 개발 현황을 분석하였다. 그리고 주요 출원인의 세부기술별 특허활동지수 로부터 특정분야의 기술개발 편중도, 분석대상 특허의 피인용횟수와 패밀리수로부터 각국의 기술 경쟁력을 조사하였다. 또 장차 파이로처리기술의 실용화에 대비하여 필수 요소기술들을 도출하고 그에 대한 현기술 수 준과 기술개발동향 등을 파악하였다.

Analysis of foreign and domestic patents for pyroprocessing technology of spent nuclear fuels was carried out in this study. The current status of pyroprocessing technology development in such countries as Korea, USA, Japan and EU was analyzed by classifying the patents for 1975 through 2009 according to registration country, assignee, calendar year and technology area. The major assignees' activity indices were compared in order to find out whether there is any concentrated area of technical details. Technology competitiveness of the countries was also investigated from the information of patent citation number and family size. Furthermore, some essential unit technologies required for the commercialization of pyroprocessing were derived and examined in the aspect of the state of art as well as the trend of technology development.

한국원자력연구원은 IAEA에서 권고하고 있는 안전조치기반설계(SBD)에 입각하여 파이로 안전조치 기술을 개발하고 있다. 한국원자력연구원은 파이로 안전조치접근방안 개발을 위한 IAEA 회원국지원프로그램(MSSP)을 수행하였다. IAEA 회원국 지원프로그램을 통하여 기준파이로시설(REPF) 개념을 설계하고, 이 시설에 대한 안전조치시스템을 개발하였다. 최근에 기 준파이로시설은 용량이 증대된 REPF+로 업데이트 되고 있다. 핵물질계량관리시스템 성능평가를 위하여 전산코드 PYMUS 를 개발하였으며, PYMUS는 전용탐지획률 통계평가 방안을 포함하여 업그레이드하고 있다. 파이로 입력물질 계량을 위한 비파괴분석장비로 ASNC가 개발되고 있으며, 파이로 출력물질인 U/TRU 잉곳을 계량하기위한 비파괴분석장비로 HIPAI가 개발되고 있다. 또한 컴프톤 억제 감마선분광기술, LIBS 기술, 균질화 공정의 샘플링 오차에 대한 평가도 진행 중이다. 이러 한 노력들은 국내에서 선진핵주기기술 실현에 크게 기여할 것이다.

The Korea Atomic Energy Research Institute (KAERI) has developed a safeguards technology for pyroprocessing based on the Safeguards-By-Design (SBD) concept. KAERI took part in a Member-State Support Program (MSSP) to establish a pyroprocessing safeguards approach. A Reference Engineering-scale Pyroprocessing Facility (REPF) concept was designed on which KAERI developed its safeguards system. Recently the REPF is being upgraded to the REPF+, a scaled-up facility. For assessment of the nuclear-material accountancy (NMA) system, KAERI has developed a simulation program named Pyroprocessing Material Flow and MUF Uncertainty Simulation (PYMUS). The PYMUS is currently being upgraded to include a Near-Real-Time Accountancy (NRTA) statistical analysis function. The Advanced Spent Fuel Conditioning Process Safeguards Neutron Counter (ASNC) has been updated as Non-Destructive Assay (NDA) equipment for input-material accountancy, and a Hybrid Induced-fission-based Pu-Accounting Instrument (HIPAI) has been developed for the NMA of uranium/transuranic (U/TRU) ingots. Currently, performance testing of Compton-suppressed Gamma-ray measurement, Laser-Induced Breakdown Spectroscopy (LIBS), and homogenization sampling are underway. These efforts will provide an essential basis for the realization of an advanced nuclear-fuel cycle in the ROK.

EBR-II사용후핵연료의 파이로건식처리공정에 의해 발생된 우라늄의 순도에 대한 포괄적인 분석을 수행하였다. 분석결과를 미국 아이다호 국립연구소 및 한국원자력연구원의 협력과제 하에서 한국과 미국의 저준위 폐기물 기준으로 비교하였다. 미국의 저준위 폐기물 기준은 우라늄 동위원소를 포함하지 않으나, 한국의 경우는 포함하는 것으로 조사되었다. 분석결과 EBR-II 우라늄 생성물 내에서 저준위 기준을 초과하는 유일한 알파 핵종은 우라늄 동위원소가 아니라 Pu-239였다. 생성물 내의 Pu 오염은 개량된 염증류공정을 통한 예비실험 결과 획기적으로 줄일 수 있음을 알 수 있었으며, 보다 공정을 개선 시킨다면 제안된 기술을 이용하여 미국의 저준위 기준을 만족시킬 수 있을 것으로 판단된다

A comprehensive analysis has been conducted on the purity of the uranium product generated from a pyroprocessing of EBR-II spent fuel. The analysis results were compared to the low-level waste criteria for both ROK and USA under a collaborativeprogram between INL and KAERI. It is found that the US LLW definition does not include the activity from any U isotopes, but the Korean one does. The analysis results show that Pu-239 is the only alpha emitting isotope other than U isotopes that exceed the limit in the EBR-II U product. Pu contamination of the product seems to be drastically reduced in a preliminary test of the modified cathode process, and the further development of the proposed technology may be possible to meet the US LLW criteria

파이로프로세싱 전해환원 공정에서 현재 사용 중인 Pt 양극을 대체하기 위한 소재 개발은 매우 중요하다. 이 연구에서는 전 기화학 반응시 산소를 발생시키는 전도성 세라믹 양극으로서 TiN의 전기화학적 거동을 알아보았다. UO2의 전해환원이 일어 나는 동안 TiN 양극의 적합성과 안정성에 대한 평가를 진행하였다. LiCl-Li2O 용융염에서 TiN 양극을 이용하여 UO2를 전기 화학적으로 금속 U로 변환시킬 수 있었다. 반응 도중 TiN의 산화 반응은 관찰되지 않았다. 하지만 TiN 내부에서 공공이 생 기는 것을 확인하였으며, 이에 따라 소재 수명에 제한이 있을 것으로 판단된다.

Developing novel anode materials to replace the Pt anode currently used in electrolytic reduction is an important issue on pyroprocessing. In this study, the electrochemical behavior of TiN was investigated as the conductive ceramic anode which evolves O2 gas during the reaction. The feasibility and stability of the TiN anode was examined during the electrolytic reduction of UO2. The TiN anode could electrochemically convert UO2 to metallic U in a LiCl–Li2O molten salt electrolyte. No oxidation of TiN was observed during the reaction; however, the formation of voids in the bulk section appeared to limit the lifetime of the TiN anode.

사용후핵연료 파이로프로세싱 공정 생성물인 우라늄 전착물을 잉곳 형태로 주조하는 공정이 있다. 이 논 문에서는 실험실 규모의 우라늄 전착물 잉곳 주조 장치에 대한 설계 개념을 소개하고, 이에 따라 제작된 장 치의 성능 시험 결과 및 우라늄을 사용한 잉곳 주조 시험 결과를 소개한다. 이 장치는 도가니를 경동시켜 우라늄 용탕을 주형에 주입하여 우라늄 잉곳을 제조하며, 우라늄 전착물을 연속으로 주입할 수 있는 컵 형태의 원료 장입장치를 장착하였다. 이러한 장치를 사용하면 우라늄 전착물의 잉곳 생산성을 높일 수 있다. 실험 결과 우라늄 원료를 장입하여 주조한 결과 수축공이 적은 양호한 주물을 제조하는데 성공하였으며, 이러한 실험실 규모의 장치를 개발한 경험을 활용하여 공학규모의 장치를 설계하 는데 활용하였다.

The uranium ingot casting process is one of the steps which consolidate uranium deposits produced by electrorefiner as an ingot form in a pryprocessing technique. This paper introduces new design concept of the ingot casting equipment and the performance test results of the lab-scale ingot casting equipment fabricated based on the design concept. Casting equipment produces the uranium ingot by pouring an uranium melt into a mold by tilting a melting crucible. Also it is equipped with a cup which is able to continuously feed uranium deposits into a melting crucible. The productivity could be significantly enhanced by introducing the continuous operation concept.

전해제련 공정은 악티늄족 원소를 동시에 회수하는 공정으로써, Pyroprocessing의 핵확산 저항성을 보장 하는 중요한 공정이다. 공학규모의 전해제련 장치를 설계하기 위한 기본 도구를 개발하기 위해서 실험실 규 모의 장치에 대한 열전달 해석을 수행하였다. 열전달 해석을 수치 해석적으로 계산하기 위해 ANSYS CXF 상 용 코드를 사용하였다. 열전달 해석 결과, 가열부의 길이가 수직으로 용융염의 높이보다 약 3배 이상이 되었 을 때, 용융염의 온도를 일정하게 유지할 수 있었으며, 냉각부의 길이는 그 영향이 미비하였다. 전해조 덮개아래의 아르곤 가스의 온도는 냉각 판의 개수에 따라 감소하였으며, 5개 이상 설치 할 경우 250 ℃ 이하로 유 지할 수 있음을 보였다. 이러한 계산 결과는 실제 실험 장치에서 측정된 장치 내부 온도 분포와 경향성이 일 치하는 것을 볼 수 있었다. 본 연구에서 해석된 전해제련 장치의 열 분포 특성은 공학규모 장치의 설계를 위 해 중요한 자료로 사용 될 수 있을 것이다.

yroprocessing because of proliferation resistance. An analysis of heat transfer of the Electrowinning cell was conducted to develop basic tool for designing engineering-scale Electrowinner. For the calculation of the heat transfer, ANSYS CFX commercial code was adapted. As a result of the calculation, the vertical Heating Zone length had great effect upon temperature of LiCl-KCl eutectic salt. To maintain constant temperature in the salt, the Heating Zone length should be three times longer than the height of the salt. However, the argon and salt temperatures were barely affected by the Cooling Zone length. The temperature under the Cell cover was mainly influenced by the number of the cooling plates. When the cooling plates were installed more than the number of 5, temperature under the cover was maintained below 250 These temperature properties had similar tendency toward the temperature of the Cell which was measured from experiments. Simulated heat transfer information from this study could be used to design engineering-scale Electrowinner.

본 연구에서는 파이로프로세싱에서 발생하는 배기체 내 요오드 포집을 위한 매질로서 고가의 은 기반 흡착제를 대체하기 위 한 상용 구리메쉬의 가능성에 대해 연구하였다. 열역학적 계산을 통해 구리 금속과 요오드 기체의 반응은 100 ~ 500℃ 온도 범위에서 자발적으로 일어나며 요오드화구리(CuI)를 형성할 것으로 예상되었다. 실험을 통해 반응 온도에 따른 요오드 포 집 효율의 영향을 분석한 결과, 1개의 구리메쉬(질량 0.26 g)를 이용하여 반응 온도를 300, 400℃로 변화하였을 때 각각 5 및 6 wt%의 요오드(초기질량 2.0 g)가 포집됨을 확인하였다. 또한, 반복 실험 결과를 토대로 구리메쉬 표면에 형성된 반응 생성 물(CuI)의 자발적인 탈리 현상으로 구리의 활용률이 증가할 수 있음을 확인하였다. 반응 생성물의 CuI 상 형성은 X-선 회절 실험을 통해 확인하였으며, 표면 분석은 주사전자현미경을 이용하여 수행하여 그 결과를 보고하였다.

A commercially available copper mesh was investigated as an iodine off-gas capturing medium for pyroprocessing, with an aim to replace costly silver based adsorbents. Theoretical calculation results suggested that the reaction between metallic copper and gaseous iodine will occur spontaneously to produce copper iodide in the temperature range of 100 ~ 500℃. The effect of the reaction temperature on iodine capturing efficiency was investigated by experimentation, and it was found that 5 and 6 wt% of iodine (initial mass 2.0 g) was captured by a single copper mesh (0.26 g) at 300 and 400℃, respectively. The repeated experimental results also suggested that copper utilization can be increased with the help of the spontaneous detachment of the reaction product (CuI) from a copper mesh. The formation of the CuI phase was confirmed using the X-ray diffraction technique, and the surface morphology of the reaction product was observed using scanning electron microscopy.

KAERI의 PRIDE 시설에서 공학규모의 전해환원용 원료물질인 UO2 다공성펠렛 제조를 위해 공정과 장치를 최적화시킨 내 용을 다루었다. UO2 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 이 용해 소결하였다. 4% H2-Ar 분위기에서 1450℃ 24시간 고온 열처리하여 제조된 소결펠렛은 6.89 g·cm-3의 벌크밀도를 가 지며 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 UO2 다공성펠렛 제조에 중요한 기초자료로 활용 될 것이다.

Processing and equipment were tailored for engineering scale fabrication of UO2 porous pellets, a feed material for the electrolytic reduction process in the PRIDE (PyRoprocessing Integrated DEmonstration) facility at KAERI (Korea Atomic Energy Research Institute). The starting materials, UO2 powder and pre-milled surrogate oxide powders, were proportioned to simulate the chemical composition of spent fuel (so-called Simfuel). The Simfuel powders were homogenized by mixing, compacted into a pellet shape, and finally heat treated using a tumbling mixer, rotary press, and sintering furnace. After sintering at 1450℃ for 24 h in 4% H2-Ar, the average bulk density of the UO2 Simfuel pellets was 6.89 g·cm-3, which meets the standard of the following electrolytic reduction process. In addition, the results of a microstructural analysis demonstrated that the sintered Simfuel UO2 porous pellets accurately simulate the properties of spent fuel in terms of the formation of second phases. These results provide essential information for the massive fabrication of UO2 porous pellets for engineering scale pyroprocessing research.

원자력 발전 이후에 누적되는 사용후핵연료를 해소하기 위한 다양한 연구가 시도되고 있으며, 특히 건식으로 사용후핵연료 를 재활용하는 파이로 공정이 주목되고 있다. 파이로 공정의 공학규모 실증을 위하여 대형 공정셀을 구비한 PRIDE 시설이 구축되었다. 파이로 공정에 사용되는 용융염의 화학반응성을 고려하여, 공정셀 내부는 아르곤 분위기를 유지한다. 결과적으 로, 작업자가 공정셀 내부에 진입할 수 없으며, 공정셀 내부에 설치된 모든 공정장치는 원격수단에 의해 공정셀 밖에서 원격 조작을 통해 수행한다. 따라서, 공정셀에 설치되는 공정장치는, 설계단계에서 부터 원격작업을 고려하여 설계되어야 하며, 공정셀에 반입하기 전에 원격으로 작동이 가능한지 철저히 검증하여야 한다. 만약, 공정셀에 반입되어 작동하는 단계에서 문제가 발생하는 경우, 장치를 반출하여 수정한 후 재반입하기까지 많은 비용과 시간을 허비하게 된다. 공정장치의 원격성 검증을 위하여, 물리적인 목업을 사용할 뿐 아니라, 설계단계에서 3D 모델을 활용한 가상 검증이 가능하다. 본 연구는, 가상공간에 PRIDE 공정셀을 구성하고, 설계된 공정장치 3D 모델을 입력하여, 원격조작성을 검증하기 위한 PRIDE 3D 시뮬레이터 개발에 관한 것이다. 실제 PRIDE 공정셀의 형상과 공정셀에 설치되는 원격운전 및 유지보수 장치의 움직임을 가상공간에 구현하고, 공정장치의 3D 모델을 실제 설치할 장소에 위치할 수 있도록 하였다. PRIDE 공정셀에 설치 될 전해공정장치의 전극교체 작업을 시뮬레이션 시나리오로 설정하여, 개발된 PRIDE 3D 시뮬레이터의 사용성을 검증하고 자 하였다. 8단계로 이루어진 원격작업 시나리오를 구성하여, 각 단계의 원격작업을 성공적으로 모사함으로써, PRIDE 공정 셀의 원격성 평가를 성공적으로 수행하였다.

The Korea Atomic Energy Research Institute (KAERI) constructed the PyRoprocessing Integrated inactive Demonstration facility (PRIDE) to carry out experiments on engineering scale pyroprocessing. PRIDE has a large processing cell that human workers are not allowed to access, and thus the equipment inside is operated from outside using remote handling systems. It is therefore essential to examine the operability and maintainability of the equipment in view of remote handling systems, and the equipment is thoroughly examined in a mockup cell before it is installed in the processing cell. If the equipment is tested in a virtual mockup rather than in a mockup cell, the development cost can be significantly reduced. The PRIDE 3D simulator was integrated for virtual verification of equipment that will be installed in the processing cell. All remote handling devices in the actual PRIDE were also virtually installed in the PRIDE 3D simulator. The 3D model of the equipment was loaded and located in the exact position in the virtual processing cell. A scenario to replace an actual electrode was implemented in the PRIDE 3D simulator. The design of the equipment and the working procedures in the scenario were successfully evaluated. The results demonstrated that the PRIDE 3D simulator can be used successfully as an alternative to actual mockup testing.

사용후핵연료 파이로프로세싱에서는 방사성 희토류 염화물(RECl3)을 함유한 LiCl-KCl 공융염폐기물이 발생되며, 핫셀시설 에서 운영을 목적으로 단순한 형태의 공융염폐기물 처리공정을 개발하는 것이 필요하다. 본 연구에서는, LiCl-KCl 공융염폐 기물 내 희토류 핵종 분리/고화공정의 단순화를 목적으로 Li2O-Al2O3-SiO2-B2O3계의 무기합성매질을 이용하여 LiCl-KCl 공융 염 내 희토류 핵종(Nd)을 분리한 후 분리생성물을 바로 고화하는 시험을 실시하였다. 공융염 내 희토류 염화물(NdCl3) 대비 0.67의 무게비에 해당하는 무기합성매질의 양으로도 Nd 핵종을 98wt% 이상 분리할 수 있었고, 이 때 얻은 희토류 핵종 포 집생성물은 약 50wt% 수준의 희토류 산화물 함량을 보유하고 있었으며, 이 포집생성물을 화학적 내구성이 우수한 단일상의 균질한 유리고화체로 제조할 수 있었다. 이 결과들은 LiCl-KCl 공융염폐기물 내 희토류 핵종의 분리/고화공정을 단순화하기 위한 방안수립에 활용될 수 있을 것이다.

The pyroprocessing of spent nuclear fuel generates LiCl-KCl eutectic waste salt containing radioactive rare earth nuclides. It is necessary to develop a simple process for the treatment of LiCl-KCl eutectic waste in a hot-cell facility. In this study, capture and solidification of a rare earth nuclide (Nd) in LiCl-KCl eutectic salt using an inorganic composite with a Li2OAl2O3- SiO2-B2O3 system was conducted to simplify the existing separation and solidification process of rare earth nuclides in LiCl-KCl eutectic waste salt from the pyroprocessing of spent nuclear fuel. More than 98wt% of Nd in LiCl-KCl eutectic salt was captured when the mass ratio of the composite was 0.67 over NdCl3 in the eutectic salt. The content of Nd2O3 in the Nd captured-composite reached about 50wt%, and this composite was directly fabricated into a homogeneous and chemical resistant glass waste in a monolithic form. These results will be utilized in designing a process to simplify the existing separation and solidification process.

The metal product from the electrolytic reduction of uranium oxide in LiCl molten salt retains about 10 ~ 20wt% of the residual salts. Salt vacuum distillation is conducted to separate the residual salt from the metal product and well-performed in a glove box in an argon atmosphere. A dimensionless analysis of the characteristics of a salt vacuum distiller needs to be scaled up for a high capacity process. The vacuum distillation apparatus can be of two different sizes (M-type and P-type). M-type equipment is small in size and exhibits a high recovery rate of more than 95%. A comparison of two salt vacuum distillers was conducted with the dimensionless analysis method. Heat and fluid flows are strongly influenced by the structure of the apparatus and phase transition phenomena of vacuum distillation. The several dimensionless parameters were calculated at the nozzle throat located between the evaporator and the receiver and at different operating temperatures. Both salt vacuum distillers had similar trends of dimensionless parameters. However, the distributions of the parameter values varied with the nozzle geometry and size. The results of the dimensionless analysis will aid the scaling up of the salt distillation process.

사용후핵연료 파이로프로세싱에서 발생하는 방사성폐기물의 양을 최소화하기 위해서는 방사성 핵종 함유 염폐기물을 효과 적으로 처리할 수 있는 기술개발이 필요하다. 이를 위해 탄산화물(Li2CO3, K2CO3)을 이용한 반응증류공정에서 LiCl-KCl 공융 염 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, 탄산화물 의 주입조건에 따른 LiCl-KCl-NdCl3계의 반응증류시험에서 반응모델결과와 유사한 경향을 확인하였다. 이 결과들을 이용하 여 LiCl-KCl 공융염 내 NdCl3를 고화가 용이한 산화물 형태로 분리하기 위한 공정조건을 도출하였다.

It is necessary to develop an effective waste salt treatment technology for the minimization of radioactive waste generation from the pyroprocessing of spent nuclear fuel. For this reason, the separation characteristics of NdCl3 from LiCl-KCl eutectic salt in a reactive distillation process using Li2CO3 or K2CO3 were observed. NdCl3 was converted into oxychloride (NdOCl) or oxide (Nd2O3) in the reaction model between NdCl3 and the carbonates using HSC-Chemistry, and this result was confirmed in the reactive distillation test of the LiCl-KCl-NdCl3 system using the carbonates. Based on these results, the reactive distillation process conditions were determined to separate NdCl3 into an oxide form (Nd2O3) which can be easily fabricated into a final waste form.

파이로 공정은 사용후핵연료 관리 이슈 해결과 유용자원 재활용 제고의 목적으로 개발되고 있다. 파이로 공정 중 전해환원공정은 LiCl을 전해질로 사용하여 산화물을 금속으로 전환시키는 공정으로 금속 전환체에 잔류염이 포함되므로 후속 공정이요구된다. 진공 증류 공정은 다양한 용융염계에서 적용되어 왔으며 금속 전환체에서도 활용될 수 있다. 전해환원 금속 전환체 잔류염은 LiCl과 알카리 및 알카리토 금속 염화물을 포함한다. 본 연구에서는 이들 염화물들의 증기압을 추산하여 진공 증류 공정에서 잔류 액체의 조성변화를 계산하였다. 증류된 기체가 일정하게 제거되는 조건에서 물질수지와 기-액 평형식을 결합한 모델을 개발하였으며 증기압을 이용하여 무차원 시간에 대한 액체 조성 변화를 계산하였다. 공정 조건 변화 모사를 위해 온도와 용융염 조성을 변화시켜 거동을 비교하였다. 잔류염의 증류는 주성분인 LiCl에 의해 지배되었으며 LiCl 보다 증기압이 높은 CsCl은 쉽게 제거될 것이 예상되었다. 증기압이 유사한 RbCl은 LiCl과 일정한 조성이 유지되었다. 반면 증기압이낮은 SrCl2와 BaCl2는 시간에 따라 농축되며 초기 조성이 높은 경우 증류 과정에서 석출될 가능성이 있는 것으로 예상되었다.

Pyroprocessing has been developed for the purpose of resolving the current spent nuclear fuel management issue and enhancingthe recycle of valuable resources. An electrolytic reduction of the pyroprocessing is a process to reduce oxides intometals using LiCl as an electrolyte and requires a post-treatment process due to the inclusion of residual salt in porous metalproducts. A vacuum distillation has been adopted for various molten salt systems and could be applied to the post-treatmentprocess of the electrolytic reduction. The residual salt in the metal products includes LiCl, alkali chlorides, and alkalineearth chlorides. In this paper, vapor pressures of chlorides have been estimated and the composition changes on the residualliquid during the vacuum distillation process have been calculated. A model combining a material balance and vapor-liquidequilibrium relations has been proposed under a constant vapor discharging flow rate and liquid composition changes havebeen calculated using the vapor pressures with respect to a dimensionless time. The behaviors have been compared withtemperature and molten salt composition changes to simulate the process condition variation. The distillation of the residualsalt has been dominated by LiCl which is the main component of the salt and CsCl of which vapor pressure is higher thanthat of LiCl would be readily removed. RbCl exhibits similar vapor pressure with LiCl and maintains its composition. However,SrCl2 and BaCl2 of which vapor pressures are much lower than that of LiCl are concentrated with time and expectedto be possibly precipitated during the distillation when the initial compositions are increased.

사용후핵연료 파이로 공정은 전기화학 이론들에 기초하여 개발되고 있다. 공정 모사는 공정 개발과 실험데이터 해석에 주요한 방법 중 하나로 파이로 공정에서도 필요한 접근 방법 중 하나이다. 현재까지 파이로 공정의 공정 모사는 전해정련 공정 위주로 진행되어 왔으며 전해환원 공정에 대한 연구는 많지 않았다. 전해환원 공정은 전해정련 공정과 달리 기체 발생과다공성 전극의 특징을 지니고 있기 때문에 공정 모사를 위한 모델 개발을 위해서는 이를 고려한 수식들이 필요하게 된다. 본연구에서는 전기화학 셀 해석에 필요한 열역학, 물질전달, 반응공학 이론 중 전해환원 공정 모델 개발에 필요한 개념과 수식들을 정리하여 제시하였다. 전해환원 셀을 구분하여 각 부분에 적용해야하는 수식들을 나열했으며 각 부분들 연결에 사용되는 경계조건들 역시 제시하였다. 이들 수식들은 추후 모델 개발에 기초로 사용될 수 있으며 실험데이터와 결합시켜 결정되어야 하는 매개변수 파악에 활용될 수 있을 것으로 기대된다.

Pyroprocess for treating spent nuclear fuels has been developed based on electrochemical principles. Process simulation isone of the important methods for process development and experimental data analysis and it is also a necessary approachfor pyroprocessing. To date, process simulation of pyroprocessing has been focused on electrorefining and there have beennot so many investigations on electrolytic reduction. Electrolytic reduction, unlike electrorefining, includes specific featuresof gas evolution and porous electrode and, thus, different equations should be considered for developing a model forthe process. This study summarized required concepts and equations for electrolytic reduction model development fromthermodynamic, mass transport, and reaction kinetics theories which are necessitated for analyzing an electrochemical cell. An electrolytic reduction cell was divided and equations for each section were listed and, then, boundary conditions forconnecting the sections were indicated. It is expected that those equations would be used as a basis to develop a simulationmodel for the future and applied to determine parameters associated with experimental data.

고온 야금 핵연료 재활용 공정이라고 불리는 파이로프로세싱은 전망있는 핵연료 재활용 기술로써 잘 알려져 왔다. 파이로 프로세싱은 증가된 핵확산저항성과 경제적 효율 때문에 미래 원자력시스템에 있어서 중요하다. 파이로 프로세싱의 기본적인 개념은 핵확산저항성을 향상시키는 악티나이드그룹의 회수로 볼 수 있다. 파이로 프로세싱에서 중요한 공정 중 하나인 전해제련공정은 사용후핵연료로부터 우라늄과 악타나이드를 같이 회수하는 공정이다. 본 연구에서는 수직형 카드뮴 증류장치를 제작하였다. 773∼923K, 0.01torr이하의 압력조건에서 카드뮴의 증류속도는 12.3∼40.8g/cm2-h를 나타내었다. 고순도 아르곤 분위기의 글러브 박스에서 LCC 전해법으로 우라늄-카드뮴 합금을 제작하였다. 순수한 카드뮴과 우라늄-카드뮴 합금중의 카드뮴 증류거동을 조사하였다. 본 연구에서 얻을 수 있었던 카드뮴 증류거동 연구결과를 카드뮴 증류 공정의 개발에 이용할 수 있을 것이다.

The pyrometallurgical nuclear fuel recycle process, called pyroprocessing, has been known as a promising nuclear fuel recycling technology. Pyroprocessing technology is crucial to advanced nuclear systems due to increased nuclear proliferation resistance and economic efficiency. The basic concept of pyroprocessing is group actinide recovery, which enhances the nuclear proliferation resistance significantly. One of the key steps in pyroprocessing is “electrowinning” which recovers group actinides with lanthanide from the spent nuclear fuels. In this study, a vertical cadmium distiller was manufactured. The evaporation rate of pure cadmium in vertical cadmium distiller varied from 12.3 to 40.8 g/cm2/h within a temperature range of 773 923 K and pressure below 0.01 torr. Uranium - cadmium alloy was fabricated by electrolysis using liquid cadmium cathode in a high purity argon atmosphere glove box. The distillation behavior of pure cadmium and cadmium in uranium - cadmium alloy was investigated. The distillation behavior of cadmium from this study could be used to develop an actinide recovery process from a liquid cadmium cathode in a cadmium distiller.

액체카드뮴음극(LCC, Liquid Cadmium Cathode)을 사용하여 우라늄과 TRU (TRans Uranium) 원소를 동 시에 회수하는 전해제련공정에서 LCC 표면에서 성장하는 수지상(dendrite) 우라늄의 생성 및 성장을 억제하 기 위한 LCC 구조는 개발은 전해제련공정의 핵심이다. 금속 수지상의 생성과 성장 현상을 관찰하기 위해 상 온에서 실험이 가능하며 육안관찰이 가능한 Zn-Ga 계의 모의실험장치를 제작하였으며 갈륨 계면에서의 수 지상 아연의 성장 현상과 기존의 교반기형과 파운더형 LCC 구조의 성능을 관찰하였다. 이러한 금속 수지상 은 전해용액 내에서 그 기계적 강도가 약한 것으로 보여 여러 가지 음극 구조에 의해 쉽게 파쇄 되지만 액체 금속으로 쉽게 가라앉지는 않았다. 모의 실험결과를 바탕으로, LCC 구조개발에 활용할 수 있는 실험실 규모 의 액체음극 전해제련 실험 장치를 제작하였으며, 수지상 우라늄의 성장 억제를 위한 여러 가지 형태의 LCC 구조의 성능 시험을 수행하였다. 교반기형 LCC 구조의 실험결과 LCC 도가니 내벽에서 성장하는 수지상 우 라늄을 효과적으로 파쇄하지 못하였으며, 일자형과 harrow형 LCC 구조의 성능은 유사하였다. 이에 따라 LCC 표면과 도가니 내벽에서 성장하는 수지상 우라늄을 LCC 도가니 바닥으로 침전시키기 위하여 mesh형 LCC 구조를 개발하였다. 이의 성능실험결과 수지상 우라늄의 성장 없이 약 5 wt%까지의 우라늄을 회수할 수 있었다. 실험 종료 후 LCC 바닥 침전물을 화학 분석한 결과 금속간화합물(UCd11)이 형성되었음을 확인할 수 있었다.

The LCC (Liquid Cadmium Cathode) structure to be developed for inhibiting the formation and growth of the uranium dendrite has been known as a key part in the electrowinning process for the simultaneous recovering of uranium and TRU (TRans Uranium) elements from spent fuels. A zinc-gallium (Zn-Ga) experimental system which is able to be functional in aqueous condition and normal temperature has been set up to observe the formation and growth phenomena of the metal dendrites on liquid cathode. The growth of the zinc dendrites on the gallium cathode and the performance of the existing stirrer type and pounder type cathode structure were observed. Although the mechanical strength of the dendrites appeared to be weak in the electrolyte and easily crashed by the various cathode structures, it was difficult to effectively submerge the dendrite into the bottom of the liquid cathode. Based on the results of the aqueous phase experiments, a lab-scale electrowinning experimental apparatus which are applicable to the development of LCC srtucture for the electrowinning process was established and the performance tests of the different types of LCC structure were conducted to prohibit the uranium dendrite growth on LCC surface. The experimental results of the stirrer type LCC structures have shown that they could not effectively remove the uranium dendrites growing at the inner side of the LCC crucible and the performances of the paddle and harrow type LCC structure were similar. Therefore a mesh type LCC structure was developed to push down the uranium dendrites to the bottom of the LCC crucible growing on the LCC surface and at the inner side of the crucible. From the experimental results for the performance test of the mesh type LCC structure, the uranium was recovered over 5 wt% in cadmium without the growth of uranium dendrites. After completion of the experiments, solid precipitates of the bottom of the LCC crucible were identified as an intermetallic compound (UCd11) by the chemical analysis.