• 한국방사성폐기물학회:학술대회논문집
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• 한국방사성폐기물학회 2017년도 춘계학술논문요약집
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• pp.191-192
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• 2017

• 한국표면공학회지
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• 제42권1호
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• pp.53-57
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• 2009

Recovery of heavy-metallic component from a waste solution of factory was undertaken by the solar cell electricity. The solution was obtained from an electrolytic etching process of 316L stainless steel. The electrolysis of the solution for recovery of heavy metallic components was made with platinum plated titanium mesh anode and copper plate cathode. Analysis for the solution and electro-winned materials were made by EDS, XRD and SEM. Iron, chromium, and sulfur components were recovered on the cathode from the solution. Result of EDS analysis for the electro-winned materials revealed that some metal oxide were contained in the recovered material. The recovered materials were expected to have metallic form only by the electrolysis, but metal compounds were contained because of weak solar cell power. Nickel and manganese component in the solution doesn't recovered by this electrolysis process, but they made a sludge with phosphoric acid in the solution.

• 자원리싸이클링
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• 제10권3호
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• pp.29-36
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• 2001

전기화학적 환원 반응을 이용하는 전기 분해에 의한 방법으로 중금속 폐수를 처리하여 금속성분을 회수하는데 있어 cyclic voltammetry를 적용하였다. 아연용액에서의 아연전극과 탄소전극에 대한 전기적 반응 특성은 voltammogram으로 확인할 수 있었으며 수중 아연이온 환원은 전위가 -0.76V 이하에서 반응이 일어나는 것을 알 수 있었다. 용액 중 아연이온의 산화와 환원으로 인해 형성되는 금속 특성은 X선 회절분석 결과를 통해서 확인할 수 있었으며, AFM 이용하여 구리판에 환원된 아연을 관찰할 수 있었다. 본 연구의 결과는 전기분해에 의한 폐수 중 중금속의 처리 및 회수에 있어 기초자료로 활용죌 수 있을 것으로 사료된다.

• 한국방사성폐기물학회:학술대회논문집
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• 한국방사성폐기물학회 2005년도 춘계 학술대회
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• pp.278-283
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• 2005

원자력 발전소에서 발생한 시멘트 또는 파라핀 고화체 중의 핵종분석을 하기 위해서는 시료의 용액화가 필요하다. 이를 위하여 산 침출법과 극초단파 산분해법을 이용하여 SRM(standard reference material)을 용액화한 다음 AAS와 ICP-AES를 사용하여 용액 속의 원소들을 분석 비교하였다. 완전 용액화가 가능한 극초단파 산분해법으로 처리한 결과와 일치하는 산 침출조건을 제안하여 많은 양의 시료를 한 번에 처리할 수 있는 산 침출법으로 방사성 고화체 시료 중의 비휘발성핵종분석을 위한 고화체 용액화 방법을 확립하였다. 방사성 고화체의 산 침출시마다 Re을 첨가하여 시료 전처리 단계에서의 회수율은 $80\%$ 이상으로 나타났다.

• 방사성폐기물학회지
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• 제15권2호
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• pp.125-133
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• 2017

KAERI에서는 파이로프로세싱에서 발생하는 금속폐기물의 부피 및 무게 감량을 위해 고방사성 장반감기 핵종을 포함하는 anode sludge내 NM의 고화매질로써 폐피복관과 첨가금속을 재활용하는 연구를 진행하고 있다. 본 연구에서는 Cr 함량을 조절한 Zr-17Cr-8NM, Zr-22Cr-8NM, Zr-27Cr-8NM 합금을 유도용융을 통해 제조하였고, 전기화학적 부식시험을 실시하여 부식특성을 평가하였다. 모든 조성에서 기존 연구 중인 Zr계 합금고화체 조성보다 우수한 부식특성을 나타냈다. 또한 Zr-22Cr-8NM 시편의 부식시험 후 침출용액 조성 분석 결과, 500 mV 전압 조건 이하에서는 NM 침출이 없었고 이를 통해 우수한 화학적 안정성을 갖는 합금고화체 조성을 확보하였다.

• 한국광물학회지
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• 제27권4호
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• pp.207-222
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• 2014

폐-광석으로부터 금속구리분말을 회수하기 위하여 더미 미생물용출, Fe 제거와 전기분해실험을 수행하였다. Cu가 0.034% 함유된 폐-광석시료에 대하여 더미 용출실험을 수행한 결과, Cu 용출률은 박테리아 용출-용액에서 61%, 황산 용출-용액에서 62%로 나타났다. Fe를 효과적으로 제거하기 위하여 더미 용출-용액에 NaOH, $H_2O_2$ 및 $Ca(OH)_2$를 각각 적용한 결과 $H_2O_2$가 가장 효과적인 Fe 제거제로 선정되었다. 전해질 용액을 준비하기 위하여 $H_2O_2$를 더미 용출-용액에 처리한 결과 박테리아 용출-용액에서 Fe가 99%, 황산 용출-용액에서 60%로 제거된 반면에 Cu 제거율은 각각 5%와 7%로 나타났다. 이 용액에 대하여 전기분해 실험을 수행한 결과 Cu 회수율이 박테리아 용출-용액에서 98%, 황산 용출-용액에서 76%로 나타났다. 모수석 형태의 금속구리분말이 양쪽 용출-용액에서 회수되었다.

• 방사성폐기물학회지
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• 제18권3호
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• pp.373-382
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• 2020

This study proposes a method of separating uranium (U) and minor actinides from rare earth (RE) elements in the LiCl-KCl salt system. Several RE metals were used to reduce UCl₃ and MgCl₂ from the eutectic LiCl-KCl salt systems. Five experiments were performed on drawdown U and plutonium (Pu) surrogate elements from RECl₃-enriched LiCl-KCl salt systems at 773 K. Via the introduction of RE metals into the salt system, it was observed that the UCl₃ concentration can be lowered below 100 ppm. In addition, UCl₃ was reduced into a powdery form that easily settled at the bottom and was successfully collected by a salt distillation operation. When the RE metals come into contact with a metallic structure, a galvanic interaction occurs dominantly, seemingly accelerating the U recovery reaction. These results elucidate the development of an effective and simple process that selectively removes actinides from electrorefining salt, thus contributing to the minimization of the influx of actinides into the nuclear fuel waste stream.

• 한국방사성폐기물학회:학술대회논문집
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• 한국방사성폐기물학회 2003년도 가을 학술논문집
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• pp.358-362
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• 2003

산화물 형태의 사용후핵연료를 용융염에서 금속 형태로 전환하여, 발열량, 부피 및 방사능을 1/4로 감소시킬 수 있는 전기화학적 금속전환 공정을 개발하고, 5kg $U_3O_8$/Batch 규모의 mock-up 실험을 수행하였다. 본 연구에서는 전해 셀의 운전변수를 해석하였으며, 아울러 hot test를 위한 장치개발 연구도 병행하였다. 전기화학적 금속전환 공정을 이용하여 $U_3O_8$ 형태의 천연우라늄 분말을 99% 이상 금속전환할 수 있었으며, 또한 20kg $U_3O_8$/batch 규모 장치의 설계자료를 산출할 수 있었다.

• 방사성폐기물학회지
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• 제20권3호
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• pp.259-268
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• 2022

Molten salt consisting primarily of eutectic LiCl-KCl is currently being used in electrorefiners in the Fuel Conditioning Facility at Idaho National Laboratory. Options are currently being evaluated for storing this salt outside of the argon atmosphere hot cell. The hygroscopic nature of eutectic LiCl-KCl makes is susceptible to deliquescence in air followed by extreme corrosion of metallic cannisters. In this study, the effect of occluding the salt into a zeolite on water sorption/desorption was tested. Two zeolites were investigated: Na-Y and zeolite 4A. Na-Y was ineffective at occluding a high percentage of the salt at either 10 or 20wt% loading. Zeolite-4A was effective at occluding the salt with high efficiency at both loading levels. Weight gain in salt occluded zeolite-4A (SOZ) from water sorption at 20% relative humidity and 40℃ was 17wt% for 10% SOZ and 10wt% for 20% SOZ. In both cases, neither deliquescence nor corrosion occurred over a period of 31 days. After hydration, most of the water could be driven off by heating the hydrated salt occluded zeolite to 530℃. However, some HCl forms during dehydration due to salt hydrolysis. Over a wide range of temperatures (320-700℃) and ramp rates (5, 10, and 20℃ min^-1), HCl formation was no more than 0.6% of the Cl^- in the original salt.

• 방사성폐기물학회지
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• 제1권1호
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• pp.47-53
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• 2003

한국원자력연구소에서는 산화물 형태의 사용후핵연료를 용융염 매질에서 금속으로 전환함으로써 사용후핵연료의 발열량, 부피 및 방사능을 1/4로 감소시킬 수 있는 전기화학적 금속전환공정을 개발하고 g 규모(3-40g $U_{3}O_{8}$ batch)로 기초실험을 수행하고 있다. 본 연구에서는 전기화학적 금속전환 장치를 5kg $U_{3}O_{8}$ batch 규모로 설계 제작하고, 목표로 하고 있는 20kg $U_{3}O_{8}$ batch 규모 핫셀 실증을 위한 장치설계자료를 산출하기 위해 mock-up test를 수행하였다. 운전변수에 따른 $U_{3}O_{8}$의 전기화학적 환원거동을 규명하였으며, $U_{3}O_{8}$ 분말을 99% 이상 금속전환하여 전기화학적 금속전환공정의 타당성을 kg 규모로 검증할 수 있었다.