• Journal of Nuclear Fuel Cycle and Waste Technology(JNFCWT)
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• v.16 no.3
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• pp.309-313
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• 2018

In this study, we prepared Li-K-Cd alloy, which meets the requirement of eutectic ratio of Li:K, to maintain the operating temperature of the drawdown process at $500^{\circ}C$ and to achieve the reuse of LiCl-KCl molten salt. The prepared Li-K-Cd alloys were added to LiCl-KCl salt bearing U and Nd at $500^{\circ}C$ to investigate the removal of $UCl_3$ in the salt. The reduction of $UCl_3$ in the salt was examined by measuring the OCP value of salt and analyzing the salt composition by ICP-OES. Reduction was also visually confirmed by change of salt color from dark purple to white. The experimental results reveal that the prepared Li-K-Cd alloy has reductive extractability for $UCl_3$ in salt. By improving the preparation method, the Li-K-Cd alloy can be applied to the drawdown process.

• Proceedings of the Korean Radioactive Waste Society Conference
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• 2004.06a
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• pp.339-339
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• 2004

원자로를 이용하여 장수명핵종(long lived nucleus)을 소멸처리하는 과정에서 초우라늄(TRU, transuranium)과 희토류(RE, rare earth) 금속에 포함되어 있는 소량의 핵분열성(fissile) 물질인 우라늄을 제거할 필요가 있다. 본 실험은 LiCl-KCl 용융염계에서 전해제련법(Electrowinning)을 이용하여 용융염욕에 존재하는 우라늄을 제거하기 위하여 필요한 Cd-Li 양전극 물질을 제조하였고, 제조된 금속을 이용하여 우라늄 및 란탄족(Dy, Ce, Y, Nd, Gd) 금속의 환원 특성을 파악하였다.(중략)

• Journal of Nuclear Fuel Cycle and Waste Technology(JNFCWT)
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• v.15 no.4
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• pp.313-320
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• 2017

A spectroelectrochemical method has been applied to investigate the electrochemical behaviors and identify the kinds of samarium ions dissolved in high temperature molten LiCl-KCl eutectic. An optically transparent electrode (OTE) fabricated with a tungsten gauze as a working electrode has been used to conduct cyclic voltammetry and potential step chronoabsorptometry. Based on the reversibility of the redox reaction of $Sm^{3+}/Sm^{2+}$, which was determined from the cyclic voltammograms, the formal potential and the diffusion coefficient were calculated to be -1.99 V vs. $Cl_2/Cl^-$ and $2.53{\times}10^{-6}cm^2{\cdot}s^{-1}$, respectively. From the chronoabsorptometry results at the applied potential of -1.5 V vs. Ag/AgCl (1wt%), the characteristic peaks of absorption for samarium ions were determined to be 408.08 nm for $Sm^{3+}$ and 545.62 nm for $Sm^{2+}$. Potential step chronoabsorptometry was conducted using the anodic and the cathodic peak potentials from the voltammograms. Absorbance analysis at 545.63 nm shows that the diffusion coefficient of $Sm^{3+}$ is $2.15{\times}10^{-6}cm^2{\cdot}s^{-1}$, which is comparable to the value determined by cyclic voltammetry at the same temperature.

• Journal of the Korean Electrochemical Society
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• v.12 no.3
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• pp.276-281
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• 2009

Electrochemical behaviors of $U^{3+}$ and $Gd^{3+}$ were investigated in LiCl-KCl eutectic molten salt by using various electrochemical techniques. The electrodeposition and dissolution currents for uranium show the maximum at -1.51V and -1.35V, respectively while, for gadolinium,at -2.15V and -1.9V, respectively. In case of LiCl-KCl molten salt containing both of $U^{3+}$ and $Gd^{3+}$, the peak potential of electrodeposition of gadolinium shifts to more positive potential than in the solution without $U^{3+}$. The potentials in chronopotentiometric data suddenly dropped to negative value as soon as the reduction currents were applied and became constant at the potential around which the $U^{3+}$ and $Gd^{3+}$ are electrodeposited. The results of normal pulse voltammetry (NPV) and square wave voltammetry show that those methods can be used to qualitatively analyze the elements in the melts. Especially, the differentiation of NPV result was found to be useful for the separation of the peaks of which potentials are close each other.

• Proceedings of the Korean Radioactive Waste Society Conference
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• 2016.05a
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• pp.141-142
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• 2016

• Proceedings of the Korean Radioactive Waste Society Conference
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• 2011.10a
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• pp.95-96
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• 2011

• Proceedings of the Korean Radioactive Waste Society Conference
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• 2003.11a
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• pp.368-372
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• 2003

The present study focused on obtaining the optimum conditions for depositing pure uranium onto a solid cathode. As for the results of the experiments, it was conformed that when the concentration of $UCl_3$ in the molten salt(LiCl-KCl) is more than 2wt%, pure uranium could be deposited onto a solid cathode, In addition. the effect of both the current density and the U contents in the molten salt or th ratio of uranium to salt was examined and the uranium morphology was also investigated.

• Proceedings of the Korean Radioactive Waste Society Conference
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• 2009.11a
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• pp.345-345
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• 2009

전기화학적 환원 기술을 이용한 고온 용융염 전해환원의 결과 생산되는 금속전환체는 다공성 특성에 의해 전해환원의 매질인 용융염을 함유하게 된다. 전해환원과 후속 전기화학 공정인 전해정련의 전해질은 각각 LiCl과 LiCl-KCl 공융염으로 상이하기 때문에 이렇게 금속전환체에 포함된 LiCl 염이 동반되어 전해정련 공정에 도입될 경우 전해정련 공정의 공융염 조성을 어긋나게 한다. 이에 따라 금속전환체의 잔류염은 효과적으로 제거되어야 하며 공정으로 감압 증류에 의한 잔류염 제거 공정이 고려되고 있다. LiCl은 증기압이 비교적 낮기 때문에 감압의 고온 조건이 공정에 필요하다. 그러나 상평형도 분석 결과 전해환원 공정에서 산화물을 담아 음극으로 사용되어 환원된 금속전환체와 함께 도입되는 SUS 재질의 바스켓과 사용후핵연료 금속전환체의 주된 원소인 우라늄과는 공융할 수 있기 때문에 LiCl 증발 온도는 $720^{\circ}C$ 이하로 유지되어야 한다. 이와 같은 조건에서 LiCl 증발 속도를 높이기 위해서는 감압 조건이 필수적이다. 본 연구에서는 감압조건에서 LiCl 휘발 실험을 위해 폐쇄형 및 개방형 반응기를 제작하여 압력 조건 및 Ar 유량 등에 따른 LiCl 휘발율을 측정하였다. 증발된 LiCl은 일정 감압 조건에서 분말형으로 냉각부위에 회수 될 수 있었으나 완전 진공 조건에서는 결정형으로 냉각 부위에 응축되는 것으로 확인 되었으며 일정 진공 조건에서는 Ar 유량에 따라 증발량이 의존하지 않는 것으로 나타났다. 연구 결과 증발염의 취급 빛 이송을 위해 분말형 회수를 목표로 설정할 수 있었으며 공정조건으로 일정 수준의 감압 조건을 제시하였다. 이 후 후속 연구로 장치의 대형화 및 증발 속도 향상을 위한 추가적인 연구가 계획되어 있으며 연구 결과에 기초하여 공학규모 파이로 공정 시설인 PRIDE에 도입될 장치의 기초 설계 자료를 생산할 예정이다.

• 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.

• Journal of Nuclear Fuel Cycle and Waste Technology(JNFCWT)
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• v.16 no.1
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• pp.59-64
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• 2018

In case of high contents of rare earths in the LiCl-KCl salt, it is not easy to recover U and TRU metals as a usable resource form from LiCl-KCl eutectic salts generated from the pyroprocessing of spent nuclear fuel. In this study, a conversion of $UCl_3$ into an oxide form using $K_2CO_3$ and an electrodeposition of $NdCl_3$ into a metal form in $LiCl-KCl-UCl_3-NdCl_3$ system were conducted to resolve the problem. Before conducting the conversion, experimental conditions for the conversion were determined by performing a thermodynamic equilibrium calculation. In this study, almost all of $UCl_3$ disappeared in the LiCl-KCl salt when the injection of $K_2CO_3$ reached theoretical equivalent for the conversion, and then $NdCl_3$ was effectively electrodeposited as a metal form using liquid zinc cathode. After that, the LiCl-KCl salt became transparent, and uranium oxides were precipitated to the bottom of the LiCl-KCl salt. These results will be utilized in designing a process to separate U and rare earths in LiCl-KCl salt.