• Journal of the Mineralogical Society of Korea
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• v.26 no.4
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• pp.219-228
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• 2013

To understand characteristics of biogeochemical corrosion for the metal canisters that usually contain the radioactive wastes for a long-term period below the ground, some metal materials consisting of cast iron and copper were reacted for 3 months with D. desulfuricans, a sulfate-reducing bacterium, under a reducing condition. During the experiment, concentrations of dissolved metal ions were periodically measured, and then metal specimen and surface secondary products were examined using the electron microscopy to know the chemical and mineralogical changes of the original metal samples. The metal corrosion was not noticeable at the absence of D. desulfuricans, but it was relatively greater at the presence of the bacterium. In our experiment, darkish metal sulfides such as mackinawite and copper sulfide were the final products of biogeochemical metal corrosion, and they were easily scaled off the original specimen and suspended as colloids. For the copper specimen, in particular, there appeared an accelerated corrosion of copper in the presence of dissolved iron and bacteria in solution, probably due to a weakening of copper-copper binding caused by a growth of other phase, iron sulfide, on the copper surface.

• Economic and Environmental Geology
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• v.56 no.4
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• pp.421-433
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• 2023

The final disposal of spent nuclear fuel(SNF) from nuclear power plants takes place in a deep geological repository. The metal canister encasing the SNF is made of cast iron and copper, and is engineered to effectively isolate radioactive isotopes for a long period of time. The SNF is further shielded by a multi-barrier disposal system comprising both engineering and natural barriers. The deep disposal environment gradually changes to an anaerobic reducing environment. In this environment, sulfide is one of the most probable substances to induce corrosion of copper canister. Stress-corrosion cracking(SCC) triggered by sulfide can carry substantial implications for the integrity of the copper canister, potentially posing a significant threat to the long-term safety of the deep disposal repository. Sulfate can exist in various forms within the deep disposal environment or be introduced from the geosphere. Sulfate has the potential to be transformed into sulfide by sulfate-reducing bacteria(SRB), and this converted sulfide can contribute to the corrosion of the copper canister. Bentonite, which is considered as a potential material for buffering and backfilling, contains oxidized sulfate minerals such as gypsum(CaSO4). If there is sufficient space for microorganisms to thrive in the deep disposal environment and if electron donors such as organic carbon are adequately supplied, sulfate can be converted to sulfide through microbial activity. However, the majority of the sulfides generated in the deep disposal system or introduced from the geosphere will be intercepted by the buffer, with only a small amount reaching the metal canister. Pyrite, one of the potential sulfide minerals present in the deep disposal environment, can generate sulfates during the dissolution process, thereby contributing to the corrosion of the copper canister. However, the quantity of oxidation byproducts from pyrite is anticipated to be minimal due to its extremely low solubility. Moreover, the migration of these oxidized byproducts to the metal canister will be restricted by the low hydraulic conductivity of saturated bentonite. We have comprehensively analyzed and summarized key research cases related to the presence of sulfates, reduction processes, and the formation and behavior characteristics of sulfides and pyrite in the deep disposal environment. Our objective was to gain an understanding of the impact of sulfates and sulfides on the long-term safety of high-level radioactive waste disposal repository.

• Proceedings of the Korean Radioactive Waste Society Conference
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• 2003.11a
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• pp.373-378
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• 2003

As a part of assessment of the structural material for the molten salt handling system, corrosion behavior of austenitic alloys, Fe-base and Ni-base in the molten salt of $LiCl-Li_2O_2$ was investigated in the range of temperature; 650~$725^{\circ}C$, time; 24- 168h, $Li_2O$; 3wt%, mixed gas; Ar-10%$O_2$. In the molten salt of $LiCl-Li_2O_2$, Ni-base alloys showed higher corrosion resistance than Fe-base alloys. Fe-base alloy with low Fe and high Ni contents exhibited better corrosion resistance. The scales of $Cr_2O_3$, $FeCr_2O_4$ on Fe-base alloys were showed, and $Cr_2O_3$, $NiFe_2O_4$ on Ni-base alloys were also showed.

• Proceedings of the Korean Radioactive Waste Society Conference
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• 2009.11a
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• pp.346-346
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• 2009

산화물 형태 사용후핵연료의 효율적 처분 혹은 재활용을 위한 연구 가운데, 고온의 LiCl 용융염 중에서 전해환원하여 금속으로 환원시킨 후, 환원된 금속을 고온의 LiCl-KCl 용융염에서 전해정련하는 연구가 국내외적으로 활발하게 진행되고 있다. 전해환원을 위해 일정 농도 $Li_2O$가 LiCl 용융염에 첨가되며 $Li_2O$ 농도가 높으면 반응 재질의 부식성이 크게 증가하므로 일반적으로 우라늄 산화물은 1wt% 이하의 $Li_2O$ 농도에서 전해환원 된다. 우라늄 산화물의 전해환원 전위는 $Li_2O$의 전해환원 전위 보다 표준 상태를 기준으로 공정온도인 650 $^{\circ}C$ 에서 약 70 mV 정도 낮기 때문에 전해환원 과정에서 $Li_2O$ 의 환원으로 Li 금속이 생성될 가능성이 있으며 우라늄 산화물은 대부분 직접 전해환원 되지만 일부 Li에 의해 화학적으로 환원되기도 한다. 전해환원 공정에서 환원되지 않은 희토류 산화물은 전해정련 공정에서 $UCl_3$와 반응하여 $UO_2$를 생성시켜 공정 효율을 떨어뜨린다. 따라서 전해환원 공정에서 가능하연 최대한 희토류 산화물을 금속으로 환원시키는 조건을 찾아내는 것이 바람직하고 이를 위해서 우선 전해환원 공정에서 희토류 산화물의 화학적 거동의 이해가 요구된다. 본 연구에서 열역학적 검토를 통하여 희토류 산화물의 환원 조건을 조사한 결과 희토류 산화물은 매운 낮은 $Li_2O$ 농도에서 Li에 의해 환원되고, 1wt% 이하의 $Li_2O$ 농도에서는 Sc와 Lu의 산화물이 $Li_2O$와 복합산화물을 형성하고 이들 복합산화물은 Li에 의해 환원되지 않는 것으로 나타났다. 또한 희토류 원소 별로 희토류 원소 산화물의 Li에 의한 환원 조건으로서 평형상태에서의 $Li_2O$ 농도 즉 환원 임계 $Li_2O$ 농도를 실험적으로 측정하였으며 1wt% $Li_2O$ 농도 이하에서 열역학적 해석과 동일하게 Sc와 Lu만이 복합산화물을 형성하여 Li에 의해 직접환원 되지 않는 것으로 관찰되었다.

• Proceedings of the Korean Institute of Surface Engineering Conference
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• 1999.05a
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• pp.102-102
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• 1999

6Mo급 슈퍼 스테인리스강의 내식성은 여러 환경에서 여러 가지의 부식 시험 방법을 통해서 확띤되어 왔다. 이 합금이 보이는 탁월한 내식성 때문에 해수 설비 계통,정유 설비,원자력 발전소의 열교환기 등의 중요 재료로서 그 사용 용도가 급격히 증가하고 있다. 그런데 방사선의 영향을 받게 되는 설비에 금속 재료가 사용되는 경우,특히 경수로의 노내 구조물, 액체 금속로의 열교환기, 핵융합로의 제1벽 재료 등 에서는 합금 원소가 방사성 환경에 의하여 제거되는 현상이 나타난다. 따라서 본 연구에서는 이러한 상황을 미리 재료 제조 차원에서 모사하여 탄소량과 질소량의 함량 을 달리 한 6Mo급 슈퍼 스테인리스강을 제조하여 미세 조직, 기계적 성질 및 부식 특성의 변화에 대하여 연구하였다. 진공 고주파 유도 용해로를 이용하여 탄소량과 질소량이 각기 변화된 슈퍼 스테인리스강을 용해 한 뒤 아르곤 가스 분위기에서 $1180^{\circ}C$로 soaking하고 열간 압연을 행하였다. 열간 압연으로 표변에 생성된 산화 스케일을 불산과 질산의 혼합 용액으로 제거한 뒤 냉간 압연을 행하였다. 이 냉연 판재에 대하여 $1150^{\circ}C$로 소둔하여 각 실험에 사용하였다. 광학 현미경을 이용하여 미세 조직의 변화를 관찰하였으며, 상온과 고온($520^{\circ}C$)에서 인장 시험을 행하였으며, 경도 측정을 행하였다. 또한 양극 분극 시험과 비등 질산 침지 시험 및 비등 40% NaOH 용액에서의 일정 연신율 시험을 행하 였다. 탄소 함량이 증가할수록 항복 강도 및 인장 강도는 증가하고 있으며 연신율은 감 소하는 일반적인 경향을 보였으며 비등 질산 시험에서는 탄소량에 관계없이 매우 우수한 내식성을 쁘였다. 또한 비등 상태의 40% NaOH 용액에서의 응력 부식 균열 시험 결과, 탄소량이 증가할수록 부식 저항성이 증가하고 있는 것으로 평가되었다. 한 편 질소량이 증까할수록 결정립이 미세화되었으며 경도값이 상승하였다. 이들 합금 에 대한 양극 분극 시험 결과, 질소량의 변화가 탄소량의 변화보다 내식성에 큰 영향 을 미치고 있음을 알 수 있었다.

• Journal of Nuclear Fuel Cycle and Waste Technology(JNFCWT)
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• v.8 no.1
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• pp.33-39
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• 2010

The electrolytic reduction of a spent oxide fuel involves a liberation of the oxygen in a molten LiCl electrolyte, which results in a chemically aggressive environment that is too corrosive for typical structural materials. Accordingly, it is essential to choose the optimum material for the processing equipment that handles the high molten salt. In this study, hot corrosion studies were performed on bare as well as coated superalloy specimens after exposure to lithium molten salt at $675^{\circ}C$ for 216 h under an oxidizing atmosphere. The IN713LC superalloy specimens were sprayed with an aluminized NiCrAlY bond coat and then with an $Y_2O_3$ top coat. The bare superalloy reveals an obvious weight loss due to spalling of the scale by the rapid scale growth and thermal stress. The chemical and thermal stability of the top coat has been found to be beneficial for increasing to the corrosion resistance of the structural materials for handling high temperature lithium molten salts.

• Proceedings of the Korean Radioactive Waste Society Conference
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• 2004.06a
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• pp.223-224
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• 2004

고준위폐기물 혹은 사용후 핵연료의 처분용기 재질은 각 국의 처분개념과 처분공의 주위 환경에 따라 달라질 수 있다. 용기의 후보재질로는 탄소강, 스텐레스 강, 구리, 니켈, 티탄 혹은 이들의 합금이 주로 고려되고 있으나, 국내에서는 아직 선정되지 않았다. 국내 처분환경에서 이들 재질의 부식특성을 조사하고자 모의 화강암 지하수를 가해 만든 겔 상태의 경주 벤토나이트에 탄소강, 스텐레스 강, 구리 시편을 넣고, $70^{\circ}C$, 아르곤 분위기에서 530일 경과한 후 시편의 표면 변화 (그림 1) 및 무게 감소를 측정하였다. 철 부식시편은 검정색의 철 화합물 층으로 덮여 있었으며, 구리표면에는 노란색의 부식층이 형성되었는데, 이를 XRD로 분석한 결과 $Cu_2O$로 판명되었다. 그러나 $700^{\circ}C$에서 각각 0, 24, 96시간동안 예민화시킨 스텐레스 강 시편들은 모두 초기상태 그대로 광택을 유지하고 있었으며, XRD에서 다른 화합물의 형성을 발견할 수 없었다 (그림 2). 시편의 무게 감소가 균일부식에 기인한 것으로 가정하여 환산한 결과, 구리와 스텐레스 강 모두 0.3~0.4 $\mu\textrm{m}/yr$의 부식속도를 나타내었다. 그러나 구리는 부식생성물이 표면에 부착되어 있기 때문에 실제 부식두께는 이 값보다 더 클 것으로 생각된다. 용기가 초기 530일간과 같은 속도로 처분용기의 부식이 진행된다면 한국에서 기준처분 개념으로 삼고 있는 50mm 두께의 내부식성 외벽 금속용기는 적어도 만년이상 견딜 수 있을 것으로 추정된다. 한편, 검정색 부식층을 제거한 무게감소로부터 계산한 철의 부식속도는 구리의 약 30배에 해당하였다. 금속 재질의 정확한 부식 거동을 파악하기 위해서는 보다 장기간의 실험이 요구된다. 시험법 선정에 각계(규제기관, 학계, 발전소 현장 및 산업계 등) 전문가로부터 기술자문회의를 통하여 자문 의견을 받기로 하였다. 특히 현재 폐기물 인수 기술기준치가 설정된 국가의 시험법을 심층 있게 검토하기로 하였다.검토하기로 하였다. 혹은 수성주변 환경이 지배하는 산악이나 구릉지에서 흔히 나타나는 침엽수-낙엽활엽수의 혼합림 식생상태를 잘 대변해 주고 있는 것으로 판단된다. 끝으로, 의림지 호저 퇴적층 중에서 인위적인 교란흔적이 없는 암회색 유기질 니층에 대한 탄소연대측정 결과, 제1호공 12번 시료에서 950$\pm$40 years B.P을 얻었으며, 제3-1호공에서도 아래로 내려가면서 8, 10, 11번 시료에 대하여 500$\pm$30 years B.P, 650$\pm$30 years B.P, 800$\pm$40 years B.P의 연대측정 결과를 획득하였다. 이상과 같은 의림지 호저 퇴적층의 형성환경과 형성시기 연구를 통하여 의림지의 제방축조의 최초시기를 해석해 보면, 의림지의 제방은 적어도 과거 약 827년 전에서 866년 전에는 이미 축조되어 있었음을 알 수 있다. 과거 제천 일대에 살았던 옛사람들이 의림지 하류의 곡지중앙과 고기 충적선상지에 대한 관계용 용수조달의 필요성에 부응하여 상류부 곡지하천의 자연입지 환경을 최대한 이용하여 축조한 것으로 판단된다..준비하였다.전류를 구성하는 주요 입자의 에너지 영역(75~l13keV)에서 가장 높은(0.80) 상관계수를 기록했다. 넷째, 회복기 중에 일어나는 입자들의 유입은 자기폭풍의 지속시간을 연장시키는 경향을 보이며 큰 자기폭풍일수록 현저했다. 주상에서 관측된 이러한 특성은 서브스톰 확장기 활동이 자기폭풍의 발달과 밀접한 관계가 있음을 시사한다.se that were all low

• Journal of Nuclear Fuel Cycle and Waste Technology(JNFCWT)
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• v.6 no.3
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• pp.171-178
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• 2008

Metal filter elements were newly introduced to the high temperature filter(HTF) system in the low- and intermediate-level radioactive waste vitrification plant. In order to evaluate the performance of various metal materials as filter media, elements made of AISI 316L, AISI 904L, and Inconel 600 were included to the test set of filter elements. At the visual inspection to the elements performed after completion of each test, a few dark spots were observed on the surface of some elements. Especially they were found much more at the AISI 316L elements than others. To check the dark spots are the corrosion phenomena or not, two kinds of analyses were performed to the tested filter elements. Firstly, the surfaces or the cross sections of filter specimens cut out from both normal area and dark spot area of elements were analyzed by SEM/EDS. The results showed that the dark spots were not evidences of corrosion but the deposition of sodium, sulfur and silica compounds volatilized from waste or molten glass. Secondly, the ring tensile strength were analyzed for the ring-shape filter specimens cut out from each kind of element. The result obtained from the strength tested showed no evidence of corrosion as well. Conclusionally, depending on the two kinds of analysis, no evidences of corrosion were found at the tested metal filter elements. But the dark spots formed on the surface could reduce the effective filtering area and increase the overall pressure drop of HTF system. Thus, continuous heating inside filter housing up to dew point will be required normally. And a few long-period test should be followed for the exact evaluation of corrosion of the metal filter elements.

• Journal of Nuclear Fuel Cycle and Waste Technology(JNFCWT)
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• v.8 no.2
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• pp.91-97
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• 2010

As nuclear power plants are getting older, interests on a decontaminating process are increasingly attracting more attention. Chemical decontamination is crucial to lower the production of radioactive waste and radiation dose rate. Prior to this, oxidizers and detergents for target material should be chosen so as to decontaminate major systems and components of a nuclear power plant chemically. In order to decontaminate it properly, it is crucial to have information about the chemical composition and crystalline structure of CRUD, analyzing its samples from the target or the decontamination system with components. However, there is no program which enables the extraction of samples directly from the object or the decontamination system with components carrying genuine radioactivity. Therefore, it is limited to samples from corrosion products carrying partial radioactivity as a resource. The composition of CRUD varies considerably depending on refueling cycle because it is closely related to the constituent of basic material. After settling a target, it is crucial to analyze and obtain analytical information about CRUD as a decontamination target. In this paper, various technologies for manufacturing simulated CRUD are introduced as alternatives to unattained samples. A metal oxide or metal hydroxide was used to synthesize simulated cruds having chemical compositions and crystalline stricture similar to the actual one by 12 different methods. CRUD 4(metal oxides in the autoclave vessel) and CRUD 10(metal oxides in a crucible after hydrazing pretreatment)were chosen as the best method for Type 1 and Type 2.respectively. As these CRUD can be synthesized easily without using any specialized equipment or reagents in a short time and in large quantities, they are expected to stimulate the development of decontaminating agents and processes.

• Journal of Radiation Protection and Research
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• v.20 no.4
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• pp.265-274
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• 1995

Diffusivity of ions of radioactive species is an important factor for designing radwaste repositories. Clay minerals are used as a backfill material. In this study, diffusion of Co-60 ions through the bentonite having various densities has been studied, using a diffusion cell. The measured diffusivities of Co-60 ions decreased as the density of bentonite increased. The diffusivity of Co-60 ion decreased from $8.79{\times}10^{11}m^2/s$ to $6.82{\times}10-13m^2/s$ as the clay dry bulk density increased from 0.41 to 2.03g/cm3. The diffusivity of Co ion was larger than that of Sr ion at low density, but the diffusivity of Co ion decreased rapidly as the density of clay increased and became smaller than that of Cs ion at high density. This phenomenon is thought to be caused by the rapid decrease of the fraction of mobile cation since the chemical combination of Co ions with oxygen or oxide on clay surface and the entrance of Co ions into the crystal structure of clay increase as the clay density increases. This change should be considered especially in designing the clay back fill for low and intermediate radwaste disposal facilities.