Mullen, Eve;Harris, Ross;Graham, Dave;Rhodes, Chris;Hodgson, Zara
Nuclear Engineering and Technology
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제49권8호
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pp.1727-1732
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2017
Pyroprocessing is an alternative method of reprocessing spent fuel, usually involving the dissolving spent fuel in a molten salt media. The National Nuclear Laboratory designed, built, and commissioned a molten salt dynamics rig to investigate the transfer characteristics of molten lithium chloride-potassium chloride eutectic salt. The efficacy and flow characteristics of a high-temperature centrifugal pump and argon gas lift were obtained for pumping the molten salt at temperatures up to $500^{\circ}C$. The rig design proved suitable on an industrial scale and transfer methods appropriate for use in future molten salt systems. Corrosion within the rig was managed, and melting techniques were optimized to reduce stresses on the rig. The results obtained improve the understanding of molten salt transport dynamics, materials, and engineering design issues and support the industrialization of molten salts pyroprocessing.
산소-공융염(LiCl-KCl) 기포탑에서 4종의 희토류염화물($Ce/Nd/Pr/EuCl_3$)의 산화반응 특성에 대한 연구를 수행하였다. HSC Chemistry software를 이용한 모델링 결과 산소 및 희토류염화물이 존재하는 계에서 가장 안정된 화합물은 옥시염화물(EuOCl, NdOCl, PrOCl)과 산화물($CeO_2$, $PrO_2$)이었으며, 이러한 결과는 옥시염화물 및 산화물이 형성되는 반응의 Gibbs 자유에너지 경향성과도 일치하였다. 실험결과 공융염 내에서 산소와 희토류염화물과의 반응으로 산소분산 시간 및 공융염 온도와 상관없이 Eu, Nd, Pr은 옥시염화물로, Ce, Pr은 산화물형태의 침전물로 형성되었으며, 이러한 결과는 열역학적 데이터를 이용한 모델링 결과와 일치하였다. 4종의 복합희토류 침전물은 등방형태와 정방형태의 침전물로 구분되었는데 주사전자현미경(SEM-EDS) 분석결과 등방구조(cubic structure) 형태의 침전물은 산화물이었고, 정방형 구조(tetragonal structure)의 침전물은 옥시염화물이었다. 실험에 사용된 4종의 희토류염화물의 공융염에 불용성인 침전물로의 전환효율은 온도 및 분산시간이 증가하면 증가하였으며, Ce가 가장 빠른 반응특성을 나타내었다. $650^{\circ}C$의 공융염 온도 및 420분의 산소분산시간 조건에서 4종의 희토류염화물의 산화효율은 모두 99% 이상이었다.
The electrochemical extraction of uranium in ternary low melting LiCl-KCl-CsCl eutectic on inert and reactive electrodes via different electrochemical techniques was investigated. It was established that the electrochemical reduction process of U(III) ions on the inert W electrode was irreversible and proceeded in one stage. On reactive liquid Ga and liquid Cd electrodes the reduction of uranium ions took place with the considerable depolarization with the formation of UGa2, UGa3 and UCd11 intermetallic compounds. Thermodynamic characteristics of uranium compounds and alloys were calculated. The conditions for the extraction of uranium from the electrolyte in the form of alloys on both liquid reactive electrodes via potentiostatic electrolysis were found.
Electrorefining in molten salts is used for purifying actinides. Optimizing electrorefining is key to minimizing processing time and radiological waste. One possible way of improving electrorefining efficiency is using an AC superimposed DC waveform. This waveform has demonstrated potential benefits in aqueous solutions but has never been utilized in a molten metal, molten salt application. This work investigates the effects of using an AC superimposed DC waveform on molten bismuth electrorefining in a molten LiCl-KCl-CaCl2 eutectic. Bismuth has been identified as a potential surrogate for plutonium electrorefining and a potential cathode in electrorefining used nuclear fuel (UNF). All electrorefining runs resulted in a high purity cathode ring and high yield with exception of the run using a low-frequency, high-amplitude superimposed AC waveform, which experienced some contamination and a lower yield. The other three AC superimposed DC runs experienced an average yield 6.7 % higher than the average yield of the DC runs. The electrorefining run using the high-frequency, high-amplitude superimposed AC signal had the highest yield. It is recommended in future studies to investigate the statistical variability of electrorefining yield and current efficiency and the impact of AC superimposed DC waveforms on solidified bismuth anodes.
Park, Y.J.;Jung, Y.J.;Min, S.K.;Cho, Y.H.;Im, H.J.;Yeon, J.W.;Song, K.
Bulletin of the Korean Chemical Society
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제30권1호
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pp.133-136
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2009
A newly designed Ag/$Ag^+$ reference electrode in a quartz tube with a tungsten tip junction (W-tip-Quartz- REF) was fabricated and its electrochemical performance was compared with a conventional Pyrex tube-based Ag/$Ag^+$ reference electrode (Py-REF). The results of the electrochemical potential measurements with the W-tip-Quartz- REF and the Py-REF in the LiCl-KCl eutectic melts for a wide temperature range proved that the oxide layer on the surface of the tungsten metal tip provided a high ionic conduction. Stability of our newly designed W-tip- Quartz-REF was tested by measuring a junction potential for 12 hours at 700${^{\circ}C}$. The results of the cyclic voltammetric measurement indicated that the Ag/$Ag^+$ reference electrode in the quartz tube with a tungsten tip junction can provide a good performance for a wide temperature range.
Fundamental aspects of creating passivation layers for corrosion resistance in nuclear engineering applications, specifically the ability to form complete layers versus porous ones, are being explored in this study. Utilizing a laser ablation technique, 1,064 nm fire at 10 Hz with 60 pulses per shot and 0.5 mm between impact points, aluminum samples are treated in an attempt to create a fully formed passivation layer that will be tested in a LiCl-KCl eutectic salt. By placing these samples into an electrochemical environment mimicking a pyroprocessing system, corrosion rates, resistances and material characteristics are tested for one week and then compared between treated and untreated samples. In initial testing, linear sweep voltammetry indicates corrosion current density for the untreated sample at -0.038 mA·cm-2 and treated samples at -0.024 mA·cm-2 and -0.016 mA·cm-2, respectively. This correlates to a control sample corrosion rate of -0.205 mm·yr-1 and treated rates of -0.130 mm·yr-1 and -0.086 mm·yr-1 for samples 1 and 2. In addition, electrochemical impedance spectroscopy circuits show application of a longer-lasting porous passivation layer on the treated metal, compared to the naturally forming layer. However, the current technique fails to create a uniform protection layer across the sample.
Thermal batteries are primary power sources for military applications requiring high reliability, robustness and long storage life. Conventional electrodes for thermal batteries are prepared by compacting powder mixtures into pellets. Separator is composed of halide mixture, such as LiCl-KCl eutectic salt, blended with MgO to immobilize the molten salt. In order to increase the power density and energy density, the resistance of electrolyte should be reduced because the resistance of electrolyte is predominant in thermal batteries. In this study, wetting behaviors and impregnation weight of molten salts as well as the micro structures of ceramic felt were investigated to be applicable to thin electrolyte. Discharge performances of single cell with the ceramic separator impregnated by molten salt were evaluated also. Zirconia felt with high porosity and large pore outperformed alumina felt in wetting characteristics and molten salt impregnation as well as discharge performances. Based on the results of this study, ceramic felt separator impregnated with molten salt have revealed as an alternative of conventional thick MgO based separator with no conspicuous sign of thermal runaway by short circuit.
흑연음극을 이용하여 LiCl-KCl공융염내에서 금속우라늄의 전해정련을 수행하였다. Uraniurn-Graphite Intercalation Compound(U-GIC)의 형성에 의하여 우라늄 전착물의 sell-scraping이 일어나며 전해정련에서 stripping과정을 생략함으로서 전해효율을 높일 수 있다. 우라늄 전착물내의 희토류 원소 오염은 무시할 만 하였으나 약 300ppm정도의 탄소가 오염되어 있는 것으로 관찰되었다. 탄소 오염은 이트륨을 이용한 정제공정 등을 거칠 경우 제거 가능하리라 사료된다. 회수된 우라늄 전착물의 조직 특성을 분석하였으며, 스틸 음극에 의해 회수된 전착물과 비교하였다. 이 결과는 초기 실험결과 이며 보다 심층적 연구를 통하여 사용 후 금속핵연료의 전해정련 개념을 개선시킬 수 있을 것으로 판단된다.
전극 구성에 따른 고효율 전해정련공정의 일반적인 모델을 구축하기 위하여, 상미분방정식 인터페이스를 갖는 COMSOL Multiphysics V5.3 전착 모듈을 사용하여 수치해석을 실시하였다. 구축된 모델은 한국원자력연구원에서 제작한 실험실 규모 (1kg 우라늄/day 규모) 다중배열전극 전해정련장치를 사용해 전극 간 거리, 전극 배열을 변수로 하여 실시한 실험의 전류밀도-전위 곡선과 비교하였다. 공정온도는 $500^{\circ}C$이다. 용융염은 3wt% $UCl_3$가 포함된 LiCl-KCl 공융염을 사용하였다. 검증된 모델을 이용하여 전류밀도-셀전위 곡선을 계산한 결과 전극 간 거리가 가까울수록, 전극 배열은 양극/음극 면적비가 증가할수록 셀 전위가 낮아져 전해정련장치의 우라늄 처리효율을 향상시킬 수 있다는 것을 확인하였다. 이러한 접근은 고출력 사용후핵연료 전해정련기의 안전설계를 위한 데이터베이스 구축에 유용할 것이다.
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[게시일 2004년 10월 1일]
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