Triso-type coating layers of silicon carbide and graphite on UO2 paticulate nuclear fuel were prepared by using fluidized bed type chemical vapor deposition and self-propagating high temperature synthesis methods to make a coated nuclear fuel of a power plant for hydrogen mass-production. The source and carrier gases were the mixture of methyltrichlorosilane and propane, and inert argon. Chemical analysis and microstructure observation showed that the coated layers were inner graphite, middle silicon carbide and outer graphite. The elastic modulus and nano-hardness of the silicon carbide layer were 503 [GPa] and 36 [GPa], respectively.
원자력시설 핫셀 (Hot Cell)내에서 핵종실험 시 발생하는 고방사능 분진(Hot Particulate)의 크기는 0.5300 ${\mu}m$이고 주 핵종은 UO$_2$였다. 핫셀 내의 고방사능 분진을 제거하기 위해 사이클론과 Bag/HEPA필터로 구성된 장치를 고안하였고, 이 장치의 사이클론에 의해 고방사능 분진을 최대로 포집할 수 있는 실험조건을 제시했다. 모의입자의 크기가 클수록 입자의 포집효율은 높았다. 모의 입자의 크기가 5${\mu}m$ 이상일 때, 입자의 포집효율은 $80\%$보다 높았다. 모의 입자의 크기가 1.0 ${\mu}m$ 보다 작을 때, 포집효율은 $70\%$ 보다 작았다. 모의 입자의 유입속도가 12 m/sec보다 클 때, 포집효율은 $70\%$보다 높았다. 그러나 유입속도가 17 m/sec 보다 클 때 포집효율의 증가율은 크지 않았다. 모의입자의 포집효율은 Vortex Finder의 길이가 7.2 cm이하일 때, 길이의 증가와 함께 높아졌지만 7.2 cm 이상일 때는 낮아지기 시작했다. 그러므로 Vortex Finder의 길이가 7.2 cm 일 때, 최대포집효율을 나타냈다. 사이클론 밑에 보조콘 부착 시 모든 속도 범위에서 약 평균 $2\%$ 정도 포집효율이 증가하므로 보조콘 부착효과가 크지 않았다.
Xenon behaves differently in molten salt reactors (MSRs) compared to solid fuel reactors. This behavior needs exploring due to the large reactivity effect of the 135Xe isotope, given the current interest in MSR power plant development for commercial deployment. This paper focuses on select topics in xenon transport, reviews relevant past works, and proposes specific research questions to advance the state of the art in each of the focus areas. Specifically, the paper discusses the issue of xenon solubility in MSRs, the behavior of particulates circulating in MSR fuel salt and its influence on the xenon transport, the possibility of ionization of xenon atoms which changes its effective size and thus affects its mass transport, and finally the issue of circulating void fraction and how it is measured. This work presents specific recommendations for MSR designers to research the limits of Henry's law validity, circulating particulate scrubbers, validity of mass transport coefficients in high radiation fields, and the effects of pump speed on circulating void fraction.
우라늄 등의 핵물질은 원자력 발전의 연료로 사용되지만, 비평화적 용도로 전용될 가능성이 커서 이에 대한 국제적인 사찰과 규제가 이루어지고 있다. 핵물질 사용 시설에서 확보한 미세 입자상 물질의 동위원소 분석 자료는 핵물질의 기원 및 농축 방법등에 대한 중요한 정보를 제공할 수 있어 핵 안전 및 핵 사찰 분야에서 널리 활용되고 있다. 이번 연구에서는 국내 최초로 국내에 설치된 대형 이차이온 질량분석기를 활용해 미세 입자 시료에 대한 우라늄 동위원소를 측정한 결과를 소개한다. U-200 표준물질을 사용해 미세 입자의 위치를 확인하고 고정밀 정밀분석을 통해 오차범위내에서 표준값과 일치하는 결과를 얻을 수 있었다.
Herrmann, Steven;Zhao, Haiyan;Shi, Meng;Patterson, Michael
방사성폐기물학회지
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제19권2호
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pp.233-241
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2021
A series of three bench-scale experiments was performed to investigate the conversion of sodium metal to sodium chloride via reactions with non-metal and metal chlorides. Specifically, batches of molten sodium metal were separately contacted with ammonium chloride and ferrous chloride to form sodium chloride in both cases along with iron in the latter case. Additional ferrous chloride was added to two of the three batches to form low melting point consolidated mixtures of sodium chloride and ferrous chloride, whereas consolidation of a sodium-chloride product was performed in a separate batch. Samples of the products were characterized via X-ray diffraction to identify attendant compounds. The reaction of sodium metal with metered ammonium chloride particulate feeds proceeded without reaction excursions and produced pure colorless sodium chloride. The reaction of sodium metal with ferrous chloride yielded occasional reaction excursions as evidenced by temperature spikes and fuming ferrous chloride, producing a dark salt-metal mixture. This investigation into a method for controlled conversion of sodium metal to sodium chloride is particularly applicable to sodium containing elevated levels of radioactivity-including bond sodium from nuclear fuels-in remote-handled inert-atmosphere environments.
처분 부적합 폐기물이란 원전운영이나 해체 시 처리, 고화 및 포장이 요구되는 방사성폐기물 등을 일컬으며, 대표적으로 분산 특성을 갖는 입자성 방사성폐기물을 예로 들 수가 있다. 이들 폐기물에는 원전 운영과정에서 발생되는 농축폐액의 건조분말, 슬러리 및 슬러지, 향후 원전 해체과정에서 발생되는 온갖 분말 상태의 폐기물(콘크리트 파쇄물, 제염 슬러지 등), 그리고 제염이 용이치 못한 미세 크기의 방사능오염 토양 등이 있다. 입자성 폐기물을 기존의 고화방식으로 처리할 경우에는 최종 폐기물의 부피가 증가하는 단점을 갖게 되어 처분 비용의 증가 및 처분장의 수용성을 감소하는 결과를 야기할 수가 있다. 따라서 이들 문제를 해결하고자 본 연구에서는 최종 폐기물 부피의 감용화를 위해 롤 압축 기술을 이용하여 분말의 펠렛화 연구를 수행하였다.
원자력연구시설의 핫셀 내 바닥이나 장치표면에 부착된 고방사능분진의 제거를 위해서 PFC제염기술을 적용한다. 고가인 PFC 용액의 재사용을 위해서는 여과장치의 개발이 필요하고 제염종료 후 이차폐기물의 양을 최소화할 필요가 있다. PFC 제염폐액 내 방사성 입자를 제거하기 위해 핫셀 내의 고방사능분진의 오염 특성을 조사했다. 여과 막을 이용한 입자의 제거효율 측면에서 보면 세라믹 , PVDF, PP 막 모두가 95$\%$ 이상의 높은 여과 성능을 보였다. 기공 크기가 같은 동일 여과 막에서는 입자가 크거나 가하는 압력이 높을수록 좀더 높은 제거효율을 나타내었고, 3psi이하에서는 PVDF의 제거효율이 다른 막에 비해 작게 나타났다. 플럭스 성능은 PVDF 막이 가장 높은 수준을 나타냈고 세라믹과 PP 막에서는 다소 낮은 성능을 보였다. PVDF 막은 낮은 압력과 짧은 여과시간으로 최대(한계)플럭스에 도달함을 확인하였다. 세라믹 막은 모의입자의 제거 효율은 높지만 다소 낮은 Flux 성능을 나타냈다. 또한, 막 자체의 비싼 가격과 쉽게 부서지는 성질의 단점을 지니고 있지만 무기화합물의 재질로 되어있기 때문에 알파방사능 환경에서 H, 가스를 발생하는 고분자 막인 PVDF, PP 막과 비교하여 훨씬 안정적이었다. 그리고 이들 소수성 여과막들의 특성 비교를 바탕으로 세라믹 막을 적용한 PFC 실증 여과장치의 공정도를 살펴보았다.
PFC 제염기술은 원자력연구시설 핫셀 내부의 바닥이나 장치표면에 부착된 고방사능분진을 제거하기 위한 방법 중의 하나이다. 고가의 PFC 제염용액을 회수 정제후 재사용하고, 2차폐기물발생을 획기적으로 줄일 수 있는 여과장치를 개발하였다. PFC 매질 내 현탁성 방사성입자를 제거하기 위해 오염특성에 적합한 여과장치를 개발하고 입자제거 성능평가시험을 수행하였다. 개발된 PFC 여과장치는 핫셀 내부로 들어갈 수 있게 알맞은 크기와 무게로 제작되었으며 바퀴와 고리를 부착하여 이동이 용이하다. PFC 여과장치의 성능평가결과 모의입자의 농도 증가 시 flux가 감소하였고, Pre-filter($1.4{\mu}m$)와 final-filter($0.2{\mu}m$) 두개를 장착하여 여과시간에 따른 flux의 감소를 개선하였다. 개발된 PFC 여과장치는 분당 약 0.2L의 PFC 폐액을 처리 할 수 있다.
원자력연구소 핫셀의 구조와 오염특성이 조사되었다. SEM 측정결과 핫셀 내부에 부착된 고방사능 분진의 크기는 $0.2{\sim}10{\mu}m$이었다. 사이클론의 최적 Vortex finder의 길이는 49 mm이고, 모의입자 유입속도는 15m/sec가 적합했다. 이때 $3{\mu}m$의 포집효율은 약 85%였다. 모의 입자 유입속도가 15m/sec보다 빠를 때, 포집효율의 증가율은 크지 않았다. 유입가스의 온도가 증가할 때, 포집효율은 약간 감소했다. Vortex finder의 길이가 증가할수록 사이클론내의 압력강하는 커졌다. Cut size diameter는 Reynolds number의 증가와 함께 감소했다. 측정된 Reynolds number에 근거하면, 사이클론 내부는 난류이고 이 난류는 사이클론 내의 압력강하에 원인이 된다고 사료된다. $Stk^{1/2}_{50}$는 Re 값의 증가와 함께 감소하고, Re의 값이 커질 때에서 일정한 값에 수렴했다. 즉, 6000-8000의 Re에서 $Stk^{1/2}_{50}$는 약 0.045를 나타냈다.
자연환기는 처분장의 작업 환경 및 위생, 부유 방사성 핵종의 노출 등과 같은 안전문제에 있어 자연환기 자체만으로는 기계적 강제 환기에 비해서 덜 효과적이지만 처분장 내의 수분제거, 작업 환경 조성과 관련하여 라돈 (Rn) 가스의 희석과 같은 향후 처분장의 장기적 환경을 위해서는 중요한 역할을 할 수 있고, 환풍기와 같은 환기 설비를 이용해야하는 기계환기에 비해 경제적으로 매우 효과적 일수 있다. 본 논문에서는 지하 처분장의 건설 및 운영 기간동안 자연환경 조건에 따라 처분장에 스스로 생기는 자연 환기의 타당성에 대하여 기술하였다. 자연 동굴을 통한 자연환기 유사에 의해 밝혀진 증거들과, 수직갱을 갖는 산악 도로터널에서의 자연 환기 측정, 그리고 주어진 자연환기 압력에 의한 공기 발생량 계산 등을 통해서 자연 환기는 한국형 지하 방사성 폐기물 처분장에 잠재적으로 매우 유익함을 알 수 있다. 효과적으로 유도된 자연 환기는 방사성 폐기물 처분장 내에 발생하는 열과 습도, 그리고 라돈 가스를 제어하기에 경제적으로 좋은 방법이 될 수 있다. 자연환기를 통해 처분장의 전반적 열적 특성은 개선될 수 있고, 수분으로 포화된 공기는 효과적으로 건조되고 그 건조상태 유지 기간은 확장 될 수 있을 것이다.
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[게시일 2004년 10월 1일]
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