한국방사성폐기물학회:학술대회논문집 (Proceedings of the Korean Radioactive Waste Society Conference) (Proceedings of the Korean Radioactive Waste Society Conference)
한국방사성폐기물학회 (Korean Radioactive Waste Society)
- 반년간
과학기술표준분류
- 원자력 > 핵연료주기/방사성폐기물 관리 기술
한국방사성폐기물학회 2009년도 학술논문요약집
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지속가능 에너지원인 원자력은 또한 글로벌 에너지원의 특성을 갖추고 있다 핵연료는 원자로에 장전되는 신규 핵연료를 구성하고 있는 우라늄 채광 단계에서부터 연소 후에 발생하는 사용후 핵연료 (SNF 또는 SF) 관리 단계에 이르는 전과정에 걸쳐 핵연료 사이클로 파악되고 있다. 이러한 전과정 관점에서 볼 때, 핵연료 사이클에 관여하는 이해관계자는 자국뿐만 아니라 다국가 (multination)를 포함하고 있다. 특히, 후행 핵연료 사이클인 사용후 핵연료의 저장, 처리, 처분 단계에서는 다국가 시나리오를 배제하지 않는 사용후 핵연료 관리 전략의 도입이 고려될 수 있다. 여기서 다국가는 접경 국가, 인접 국가, 핵연료 공급 국가, 재처리 제공 국가, 재처리 위탁 국가, SNF 통과 허용 국가, SNF 저장 부지 제공 국가, SNF 향후 이용 국가 등이 될 수 있다 [김성호 2006]. 현재 우리나라에서는 여러 국가로부터 수입되고 있는 신규 핵연료 물질을 연소시켜 나온 사용후 핵연료를 부지내에 임시 저장하고 있다. 사용후 핵연료 발생량의 추산에 따르면, 2016년쯤에 현재 임시저장 용량이 포화될 예정이다 이러한 상황에서 다국가 시나리오를 포함한 관리 전략은 다국가 시나리오를 배제한 관리 전략과 다각적인 측면 에서 비교 검토될 필요성이 있다. 사용후 핵연료의 영구 처분장 부지 확보를 해결하기 위한 선행 단계로 공론화 단계가 지금 준비되고 있다. 예컨대, 단기 공론화 관리 방안의 하나로 비록 소극적인 입장이지만 타국 위탁 재처리 방식이 고려되고 있다 [KRS 2009] 이 연구에서는 단기적인 사용후 핵연료 관리 전략으로 여러 가지 다국가 수준의 저장, 처리, 처분 방식으로 바탕으로 다국가 시나리오들을 제안하려고 한다. 이들 다국가 시나리오를 포함한 관리 전략은 현재 다국가 시나리오를 배제한 국내 사용후 핵연료 처분장 부지 선정이 정치적/사회적 수용성 문제로 어려운 상황에 처할 경우에 해결책을 찾는 데에 기여하리라 본다. 또한, 부지 선정 단계에서 바라지 않는 난항이 나타나는 경우에 국가 차원의 한 대비책으로 다음을 제안한다: 한편으로는 자국 저장 시설이 추진되면서, 다른 편으로는 타국 저장 부지를 확보하는 전략이 검토되어야 한다. 이러한 이중 노선 (dual track) 전략은 여러 유럽 국가에서 이미 고려되고 있는 방안이다 [Greenpeace 2005] 다양한 다국성 정도 (a degree of multinationality) 의 저장, 처리, 처분 방식을 연결하는 가능한 다국가 시나리오 구조가 Fig.1에 제시되어 있다. 다국가 시나리오를 구성하는 기본 요소는 다음과 같다’ 1) 자국 임시 저장; 2) 자국 재처리; 3) 자국 중간 저장; 4) 자국 영구 처분; 5) 다국가 중간 저장; 6) 다국가 재처리; 7 ) 다국가 영구 처분. 이들 기본 요소들을 다국성 정도에 따라 결합하면 다양한 다국가 시나리오들이 얻어진다. 이들을 포함한 SNF 관리 전략은 크게는 1) 다국가 재처리 전략, 2) 다국가 저장 및 재처리 전략, 또는 3) 다국가 처분 전략 등으로 분류될 수 있다.
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변환시설의 해체 시 발생한 해체폐기물은 2009년 현재까지 약 354톤이며, 이들 중 탱크, 배관, 반응기, 펌프류 동의 해체금속폐기물이 약 191톤으로 54% 를 차지하고 있다. 이들 해체금속폐기물은 제염 처리공정을 통하여 전량 자체처분폐기물로 전환시키는 것을 목표로 두고 있다. 이는 오염된 금속류를 효과적으로 제염한 다음 자체처분시킴으로서 방사성폐기물에 대한 처분비용을 저감할 수 있기 때문이다. 해체금속폐기물 중 스테인레스강 해체폐기물은 질산 용액을 사용한 초음파화학제염공정으로 제염한 후 자체처분폐기물로 53톤을 전환하였다. 탄소강 해체물의 경우 스팀제염공정으로 제염한 결과 제영 효율은 좋았으나 변환시설 가동 중 유지 보수를 위하여 페인팅을 하였던 해체물의 경우 페인트를 제거하지 않을 경우 스팀제염장치로는 제염이 안 되었다. 탄소강 해체금속폐기물은 약 117톤 발생하였으며, 이들 중 모터, 펌프 등을 제외한 제염 대상 폐기물은 약 80톤이며, 이들을 용융 제염 및 감용을 위하여 기초 연구를 수행한 결과를 바탕으로 약 180kg/batch 용량의 금속용융제염 설비를 제작 설치하여 탄소강 해체금속폐기물 용융제염 처리를 수행 중에 있다. 금속용융은 장치가 간단하고 폐기물 처리량이 비교적 적고 단속적인 운전에 매우 효과적인 고주파 유도로를 사용하였다. 용융장치는 고주파 발진장지와 용해로체로 구성된 고주파 유도설비와 냉각계통으로 구성된다. 고주파발진장치는 철제 200kg을 용해할 수 있는 용량을 갖추었으며, 실험 및 실제 처리 등 용해로체의 크기 변경이 필요할 경우에는 고주파발진기의 출력 주파수를 변경할 수 있게 하였다. 용융 장치의 발진기 부분의 입력전원은 3상, 440V, 60Hz 이며, 출력전원은 200kW, 출력주파수는 lkHz, 3kHz, 5kHz로 구성되어 있으며, 회당 180kg 의 폐기물을 용융할 시에는 3kHz로 고정하여 사용하였다. 용해로체 부분 중 고주파유도가열부는 heating coil 및 절연부로 구성되어 있고, 그 외 support frame과 lever로 구성되어 있다. 용해로체와 고주파 발진장치의 냉각을 위한 냉각설비는 냉각기와 냉매의 저장을 위한 저장조로 구성되어 있으며, 냉각기의 용량은 20RT 이다. 용융로체의 직경은 약 28cm로 크기가 큰 해체물의 장입이 어려워 작은 크기로 세절을 해야만 하며,용융로의 용량을 증가시킬 경우 해체물을 작은 크기로 세절하는 비용을 절감할 수 있을 것이다. 용융 중 시료 채취는 매 배치마다 수행하였으며, 그림3과 같은 시료 채취용 주형 틀에 국자모양의 채취기로 채취하였다. 해체물의 용융시 ingot를 생성하기 위해서 주형틀에 용융물을 장입하기 전 시료를 채취하였다 그림4는 생성된 ingot이며, 이들의 방사능 농도는 배치마다 차이는 있지만 최대 0.05 Bq/g 이하로 나타나 자체처분 폐기물로 전량 전환 가능하였다 그림5 는 해체물에 함유된 우라늄과 불순물을 제거한 슬래그로 방사능농도는 약 12Bq/g 으로 나타났으며, 이들의 발생량은 약 3wt% 정도로 폐기물 발생량이 작았다. 따라서 금속폐기물의 경우 용융제염으로 처리할 경우 폐기물 발생량을 최대로 줄일 수 있어 처리 효율이 기타 처리 공정보다 효율적인 것으로 판단된다.
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There are many factors to evaluate nuclear fuel cycle such as safety, public acceptance, economics, etc.. Transparency, proliferation, environment issues, public acceptance and safety are essential to expansion of nuclear industry and proliferation resistance is one of key constraints in the deployment of advanced nuclear energy systems. Proliferation resistance is being considered as one of the most important factors in assessing advanced and innovative nuclear systems. IAEA defmes proliferation resistance as characteristics of nuclear energy system that impedes the diversion or undeclared production of nuclear material [1]. Barriers to proliferation is consist of intrinsic and extrinsic barriers(institutional measures). Intrinsic barriers are characterized in material barriers and technical barriers in general. Material barriers is intrinsic, or inherent, qualities of materials that reduce the inherent desirability or attractiveness of the material as an explosive. Isotopic, chemical, radiological, mass and bulk, detectability barriers are considered as material barriers attributes [2]. Proliferation resistance is examined for several nuclear fuel cycles based on previous study which is focused on the intrinsic barriers [3-4]. Pyroprocessing and DUPIC are considered as reprocessing technologies in Korea and the PWR direct disposal is considered. Comparative assessments of the proliferation attributes and merits of different fuel cycle systems will be performed and the optimal back-end fuel cycle and strategy will be proposed.
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New approaches for detecting, preventing and remedying environmental damage are important for protection of the environment. Procedures must be developed and implemented to reduce the amount of waste produced in chemical processes, to detect the presence and/or concentration of contaminants and decontaminate fouled environments. Contamination can be classified into three general types: airborne, surface and structural. The most dangerous type is airborne contamination, because of the opportunity for inhalation and ingestion. The second most dangerous type is surface contamination. Surface contamination can be transferred to workers by casual contact and if disturbed can easily be made airborne. The decontamination of the surface in the nuclear facilities has been widely studied with particular emphasis on small and large surfaces. The amount of wastes being produced during decommissioning of nuclear facilities is much higher than the total wastes cumulated during operation. And, the process of decommissioning has a strong possibility of personal's exposure and emission to environment of the radioactive contaminants, requiring through monitoring and estimation of radiation and radioactivity. So, it is important to monitor the radioactive contamination level of the nuclear facilities for the determination of the decontamination method, the establishment of the decommissioning planning, and the worker's safety. But it is very difficult to measure the surface contamination of the floor and wall in the highly contaminated facilities. In this study, the poly(styrene-ethyl acrylate) [poly(St-EA)] core-shell composite polymer for measurement of the radioactive contamination was synthesized by the method of emulsion polymerization. The morphology of the poly(St-EA) composite emulsion particle was core-shell structure, with polystyrene (PS)as the core and poly(ethyl acrylate) (PEA) as the shell. Core-shell polymers of styrene (St)/ethyl acrylate (EA) pair were prepared by sequential emulsion polymerization in the presence of sodium dodecyl sulfate (SOS) as an emulsifier using ammonium persulfate (APS) as an initiator. The polymer was made by impregnating organic scintillators, 2,5-diphenyloxazole (PPO) and 1,4-bis[5-phenyl-2-oxazol]benzene (POPOP). Related tests and analysis confirmed the success in synthesis of composite polymer. The products are characterized by IT-IR spectroscopy, TGA that were used, respectively, to show the structure, the thermal stability of the prepared polymer. Two-phase particles with a core-shell structure were obtained in experiments where the estimated glass transition temperature and the morphologies of emulsion particles. Radiation pollution level the detection about under using examined the beta rays. The morphology of the poly(St-EA) composite polymer synthesized by the method of emulsion polymerization was a core-shell structure, as shown in Fig. 1. Core-shell materials consist of a core structural domain covered by a shell domain. Clearly, the entire surface of PS core was covered by PEA. The inner region was a PS core and the outer region was a PEA shell. The particle size distribution showed similar in the range 350-360 nm.
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"드럼 코아시편 채취장치" 는 침출/내수성 시험, 압축강도 측정시험, 열 순환 시험등 의 파괴적 물성시험을 수행하기 위해서 경질(시멘트 고화체) 및 연질(파라핀왁스) 등의 방사성폐기물드럼으로부터 코아 시료를 채취하는 장비이다, 시편채취의 최대길이는 860 mm 이며 코아 시편의 직경은 50~200 mm 이며 일반적으로 "방사성폐기물 고화체의 물성시험"에 사용되는 시편은 실험실적으로 제조한 소규모 모의 고화체 시편과 고화공정에서 직접 채취한 소규모 시편, 200L 드럼으로부터 코아시편을 채취 가공하여 만든 시편과 같이 3종류가 있다. 고화공정에서 발생되는 고화체는 일반적으로 200 L 드럼에 주입되며, 고화체의 균일성 정도는 고화공정의 특성, 폐기물/고화매질 혼합비, 200 L 고화체 드럼의 냉각방식에 따라 다르다. 따라서, 실험실에서 제조한 시편과 공정에서 채취한 소규모시편은 실제 고화공정을 대표할 없으며 또한 실제 발생된 고화체의 조성과도 동일하다고 볼 수 없다. 따라서 200 L 드럼으로부터 코아시편을 채취하여 만든 시편이 고화공정과 고화체를 대표할 수 있는 시편으로 볼 수 있다 그러므로 고화체 및 고화공정을 대표할 수 있는 코아시편을 채취할 수 있는 장치를 제작하여 다양한 코아시편을 200 L 고화체 드럼으로부터 수직 코아시편을 채취할 필요가 있으며 실험에서 코아시편 채취속도와 연관된 Z-AXIS 의 Rpm은 운전범위는 0-2000 Rpm 이나 이때 너무 빠른 속도는 기계에 치명적인 손상을 초래 할 수 있으므로 위험한 것으로 나타났으며 500-1000 Rpm 의 속도가 적합한 것으로 시험되었으며 시편을 절삭하는 Spindle의 Rpm은 운전범위는 0-1500Rpm 이나 무리한 운전을 피해 가장 적절한 Speed로 운전해야하며 시험결과 500-800Rpm 이 최적운전범위로 나타났다 또한 시멘트고화체에서의 코아 채취시험에서는 Spindle의 속도는 500 Rpm, Z -AXIS 의 Rpm은 900 Rpm이 가장 적합한 것으로 나타났으며 성능평가시험을 통하여 비트부의 절삭속도와 Z축의 이동속도에 관한 그라프를 획득하였으며 시편의 크기에 따라서 Spindle의 속도를 증감하여야함을 확인할 수 있었다.
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수화성이 회복된 미분말에 시멘트를 10% 첨가하고 무수규산을 20 wt% 배합하여 제작한고화체가 방사성 고화체 압축강도 인수기준에 만족함과 동시에 부피증가를 최소로 할 수 있었고이 조건으로 ANS 16.1 방법에 준하여 고화체 침출 실험이 진행 중에 있다. 고화체의 압축강도 및 침출지수 모두 처분장 인수 기준에 만족할 경우 콘크리트 미분말 폐기물의 부피 증가를 최소화함은 물론 안정한 상태로 처분할 수 있을 것으로 예상된다.
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This presentation is a short summary of the Finnish process for selection and characterisation of potential sites for geological deep disposal of spent nuclear fuel. The process lasted nearly two decades from 1983 to 2000, and was concluded by the Government's Decision in Principle (DiP) on the construction of a repository in Olkiluoto. This presentation gives an outline of the early site selection criteria and a description of this process.
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The characterization strategy of fracture networks are classified into a deterministic or statistical characterization according to the type of required information. A deterministic characterization is most efficient for a sparsely fractured system, while the statistics are sufficient for densely fractured rock. In this study, the ensemble mean and variability of the effective connectivity is systematically analyzed with various density values for different network structures of a power law size distribution. The results of high resolution Monte Carlo analyses show that statistical characteristics can be a necessary information to determine the transport properties of a fracture system when fracture density is greater than a percolation threshold. When the percolation probability (II) approaches unity with increasing fracture density, the effective connectivity of the network can be safely estimated using statistics only (sufficient condition). It is inferred from conditional simulations that deterministic information for main pathways can reduce the uncertainty in estimation of system properties when the network becomes denser. Overall results imply that most pathways need to be identified when II < 0.5 statistics are sufficient when II
$\rightarrow$ 1 and statistics are necessary and the identification of main pathways can significantly reduce the uncertainty in estimation of transport properties when 0.5$\ll$1. It is suggested that the proper estimation of the percolation probability of a fracture network is a prerequisite for an appropriate conceptualization and further characterization. -
Opening of fractures induced by shear dilation or normal deformation can be a significant source of fracture permeability change in fractured rock, which is important for the performance assessment of geological repositories for spent nuclear fuel. As the repository generates heat and later cools the fluid-carrying ability of the rocks becomes a dynamic variable during the lifespan of the repository. Heating causes expansion of the rock close to the repository and, at the same time, contraction close to the surface. During the cooling phase of the repository, the opposite takes place. Heating and cooling together with the, virgin stress can induce shear dilation of fractures and deformation zones and change the flow field around the repository. The objectives of this work are to examine the contribution of thermal stress to the shear slip of fracture in mid- and far-field around a KBS-3 type of repository and to investigate the effect of evolution of stress on the rock mass permeability. In the first part of this study, zones of fracture shear slip were examined by conducting a three-dimensional, thermo-mechanical analysis of a spent fuel repository model in the size of 2 km
$\times$ 2 km$\times$ 800 m. Stress evolutions of importance for fracture shear slip are: (1) comparatively high horizontal compressive thermal stress at the repository level, (2) generation of vertical tensile thermal stress right above the repository, (3) horizontal tensile stress near the surface, which can induce tensile failure, and generation of shear stresses at the comers of the repository. In the second part of the study, fracture data from Forsmark, Sweden is used to establish fracture network models (DFN). Stress paths obtained from the thermo-mechanical analysis were used as boundary conditions in DFN-DEM (Discrete Element Method) analysis of six DFN models at the repository level. Increases of permeability up to a factor of four were observed during thermal loading history and shear dilation of fractures was not recovered after cooling of the repository. An understanding of the stress path and potential areas of slip induced shear dilation and related permeability changes during the lifetime of a repository for spent nuclear fuel is of utmost importance for analysing long-term safety. The result of this study will assist in identifying critical areas around a repository where fracture shear slip is likely to develop. The presentation also includes a brief introduction to the ongoing site investigation on two candidate sites for geological repository in Sweden. -
전세계적 고유가 및
$CO_2$ 배출로 인한 지구 온난화 문제 동 앞으로의 에너지 개발은 지속가능하며, 환경친화적이어야 한다. 따라서 가장 값싼 에너지원의 하나이며, 또한 환경문제에서도 유리한 원자력 에너지에 대한 세계적인 관심이 지난 약 30년 정도의 침체기간을 거친후 미국, 중국, 인도, 유럽, 아시아 등을 중심으로 다시 부활하고 있다. 그러나 미래 원자력에너지의 활발한 이용 및 지속 가능성을 위해서는 고준위 방사성 폐기물의 처리문제가 반드시 해결되어야 하며, 그 중에서도 사용후핵연료의 관리문제는 원자력 발전소의 계속 운전을 위해 시급히 해결되어야 한다. 한국원자력연구원도 2008년 12월 결정된 정부의 "미래 원자력시스템 개발 Action Plan" 을 통해 이러한 사용후핵연료의 관리문제를 해결하기 위한 연구 과제를 10여년 동안 수행해오고 있으며, 그 중 하나가 파이로(Pyroprocess) 공정개발이다. 1997년부터 관련연구가 착수되어, 2001년부터는 약 6년간에 걸쳐 파이로의 전처리 공정 및 전해환원 공정에 대한 실험실 규모 실증시설인 ACPF(Advanced spent fuel Conditioning Process Facility)를 개발한 바 있다. 또한 향후 파이로 기술의 상용화를 위해 2016년 까지 약 10톤/년 규모의 공학규모 파이로 실증시설(ESPF)을 건설하고 이를 기초로 2025년까지 100톤/년 규모의 파이로 상용시설 (KAPF) 을 건설하여 여기서 나온 우라늄 및 TRU 물질을 이용해 2030년까지 개발 예정인 소듐냉각 고속로에 필요한 핵연료를 제작, 공급하는 계획을 가지고 있다. 이 논문에서는 파이로 시설개발의 가장 중요한 인자중 하나인 시설의 안전성 확보를 위해 외국 및 국내에서의 연구개발 현황을 알아보고 안전성 분석 및 평가방법에 대한 기본 인자들을 도출해 보았다. 또한 파이로 시설의 인허가를 위한 사용후핵연료 처리시설 규제관련 국, 내외의 연구현황도 알아보았다. -
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한국원자력연구원의 파이로 실험 시설인 ACPF (ACP Facility)에는 공학규모 전해환원 반응기가 설치되어 공정 대용량화를 위한 연구가 수행되고 있다 본 연구에서는 전해환원 공정의 Scale-up을 위해 기존 반응기를 개선하여 전해환원 실험을 수행한 결과를 담고 있다. 장치의 대형화 빛 원격운전성 향상을 위해 기존의 전해환원 반응기의 상부 플랜지는 보다 간단하게 정리되었으며 염 이송에 의한 고온 조건 노출 시간을 줄임과 동시에 염 재사용을 목적으로 상부 플랜지는 이중으로 설계되었다. 따라서, 반응 종료후 전극이 설치된 상부 플랜지를 들어 올림으로서 반응기를 불활성 분위기로 유지하는 동시에 전해환원 금속전환체를 회수 할 수 있도록 반응기가 제작되었다. 또한, 새로운 반응기는 용융염 내의 강제 유동을 위해 아르곤 버블링이 가능하도록 설계 제작되었다. 새로 제작 설치된 전해환원 반응기를 사용하여 산화물 분말을 혼합하여 준비한 모의 사용후핵연료를 사용하여 전해환원 실험을 수행하였다. 그 결과, 산화물이 충진된 음극의 전영역에서 고루 96% 이상의 높은 금속전환율을 얻었으며 시간에 따라 선택된 FP들의 용융염 내 거동을 측정하였다. 실리더 형태의 음극에서 Cs, Sr 등의 원소들이 용융염으로 시간에 따라 용출되는 것을 확인하였으며 동시에 반응기 재질인 Fe 등도 일부 용융염에서 검출되었다. 아르곤 버블링에 의한 강제 유동은 전압 및 전류 거동에는 큰 영향을 미치지 못하였으나 염의 휘발량을 증가시켜 영조성올 변화시키는 것으로 측정되었다. ACPF의 전해환원 실험결과를 바탕으로 반응기를 상부 기체상과 하부 액체상으로 나누어 전산모사를 수행하였다 상부 기체상은 유입되는 아르곤 기체와 발생되는 산소기체의 흐름을 모사하는 결과를 얻었으며 온도 및 산소의 분압을 계산하였다. 하부 액체상에서는 전기장을 모사하여 전류 밀도 등을 3차원으로 모사하였다.
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산화물 사용후핵연료를 대상으로 하는 파이로 공정은 고온 용융염 매질에서 산화물을 금속으로 전환시키는 전해환원 공정으로부터 시작된다. 이후, 전해정련 공정이 도입되어 전해환원 공정에서 금속으로 환원된 생성물을 처리하게 된다. 전기화학적 공정인 이 두 공정에는 전류전달 매질인 전해질로 용융염이 사용된다. 그러나 전해환원 공정은 LiCl 염을 기반으로 하는 반면 전해정련은 LiCl-KCl 공융염 조건에서 운전하여 두 공정의 연계성 향상 및 공정 안정성 확보를 위해서는 전해환원 공정에서 생성되는 금속전환체에 존재하는 잔류염을 제거하는 공정의 도입이 두 공정사이에 고려되고 있다. 전해환원 공정에서 산화물이 금속으로 환원되는 동안 고체입자의 외형이 유지되며 따라서 제거된 산소에 의해 금속전환체에는 공극이 발생하게 된다. 또한, 전해환원에 도입되는 산화물의 물리적 형태가 분말 또는 펠렛 등 다양한 형태로 도입 가능하여 단위 입자들 사이에 많은 공극이 발생하게 된다. 이렇게 기존재하거나 또는 공정 운전에 의해 새롭게 생성된 공극에는 전해환원 매질인 LiCl 염이 침투하여 금속전환체는 염에 의해 젖게 되며 공정 종료시 고화되어 금속전환체에 포함된다. LiCl을 제거하기 위해서는 가열에 의한 증류가 연구되고 있다. 그러나 LiCl의 낮은 증기압에 의해 비교적 낮은 온도에서 증발시키기 위해서는 감압조건이 필수적으로 고려되어야 한다. 한국원자력연구원에서는 다공성 모의 금속전환체를 사용하여 LiCl에 의한 Wetting 후 적절한 증발 조건 결정을 목적으로 온도 및 압력 조건 설정을 위한 기초실험에 결과를 수행하였다. 본 연구의 기초 실험 결과
$700^{\circ}C$ 온도 조건과 감압조건이 잔류염 제거를 위한 공정조건임을 밝혔다. 또한 모의 금속전환체를 담고 있는 미세 다공성 Basket은 고온조건에서 공극의 변형에 의해 증발에 대한 저항으로 작용하여 증발 효율을 저하시키는 것으로 나타났다. 따라서 잔류염 제거를 위해서는 전해환원 Basket이 비교적 큰 공극을 지녀야 할 것으로 판단된다. -
증류공정 개발을 위한 자료를 얻기 위하여, 카드뮴 증류장치를 제작하고 여러 조건에서 카드뮴의 증류속도를 측정하였으며, 액체음극으로부터 악티나이드 원소 회수 연구에 필요한 금속간 화합물을 전해방법에 의해 성공적으로 제조하였다.
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