• Nuclear Engineering and Technology
• /
• 제1권1호
• /
• pp.55-66
• /
• 1969

1974년도에 가동될 고리 원자력 발전소(Westinghouse 600 MWe PWR)의 핵연료 주기비를 계산했다. 적용한 가정과 가격은 현재 핵 공학계에서 인용하는 것에 기준을 두었고, 한국이라는 국지적 조건을 참작하였다. 계산방식은 가장 적절하다고 생각되는 것을 Normal로 두어, 이 보다 좋거나 나쁜 조건을 고려하였다. 마지막으로 각 Parameter가 주어진 범위 내에서 변하는 것을 Normal과 비교하고 전비용중에서 각각이 차지하는 비율을 검토했는데 그 결과 Uranium 원광비, 성형가공비가 가장 비율이 크고, 그 다음이 이자율, Plutonium Credit, Plant Capacity Factor 등의 순이었다.

• 방사성폐기물학회지
• /
• 제15권2호
• /
• pp.101-116
• /
• 2017

KURT(KAERI Underground Research Tunnel) 지하수에 존재하는 천연 유기물질과 6가 우라늄(U(VI))화학종의 상호작용을 레이저 분광학 기술을 이용하여 조사하였다. 지하수 시료에 266 nm 파장의 레이저 빛을 입사시켜 자외선 및 파란색 파장 영역에서 방출되는 천연 유기물질의 발광 스펙트럼을 관측하였다. $0.034-0.788mg{\cdot}L^{-1}$ 농도 범위의 우라늄이 함유된 지하수에서는 녹색 파장 영역에서 방출되는 U(VI) 화학종의 발광 스펙트럼을 측정하였다. 지하수에 함유된 U(VI) 화학종의 발광 특성(피크 파장 및 발광 수명)이 실험실에서 제조한 표준용액에 함유된 $Ca_2UO_2(CO_3)_3(aq)$의 발광 특성과 매우 유사하다는 것을 확인하였다. 지하수에 존재하는 U(VI) 화학종의 발광 세기는 표준용액에 함유된 같은 농도의 $Ca_2UO_2(CO_3)_3(aq)$의 발광세기에 비해 약하다. 표준용액의 $Ca_2UO_2(CO_3)_3(aq)$를 천연 유기물질이 함유된 지하수에 섞었을 때에도 $Ca_2UO_2(CO_3)_3(aq)$의 발광 세기가 감소한다. 이러한 현상의 원인을 지하수의 천연 유기물질과 Ca-U(VI)-탄산염 화학종의 상호작용으로 인해 비발광성 U(VI) 착물이 형성되기 때문인 것으로 설명하였다.

• 방사성폐기물학회지
• /
• 제13권4호
• /
• pp.263-269
• /
• 2015

산화물 사용후핵연료에 대한 전해환원의 금속전환체를 양극으로 한 전해정련공정에는 LiCl-KCl 공융염에 우라늄 원소뿐 아니라 초우란 원소 및 희토류 원소들이 용해되므로 우라늄을 선택적으로 회수하기 위해서는 우라늄과 다른 원소들이 음극에 전착되는 거동에 대한 연구가 필요하다. LiCl-KCl 공융염 내 희토류 원소의 농도에 따른 음극에서의 전착거동을 고찰하기 위해 U 및 Ce를 기준으로 한 U, Ce, Y 그리고 Nd 원소들의 분리계수에 대한 연구를 수행하였다. Ce 금속을 희생 양극으로 이용하여 정전류 정련반응을 통해 용융염 상과 전착물 상의 U, Ce, Y 그리고 Nd 원소의 농도를 분석하여 이로부터 분리계수를 얻었으며 $UCl_3$ 농도와 $CeCl_3/UCl_3$ 농도비에 따른 분리계수로부터 우라늄을 선택적으로 회수할 수 있는 조건들을 고찰하였다.

• 방사성폐기물학회지
• /
• 제16권3호
• /
• pp.291-299
• /
• 2018

파이로 공정에서는 사용후핵연료 관리 공정 개발의 일환으로 산화 우라늄을 고온 용융염 전해질계에서 전기화학적 방법으로 환원시키기 위한 전해환원 공정이 개발되고 있다. 이에 따른 전해환원 공정의 반응기 설계를 위해서는 전기화학적 이론에 기초한 모델이 요구되고 있다. 본 연구에서는 상 분리를 설명하는 phase-field 이론에 기초하여 우라늄 산화물의 전해환원 모사를 위한 1차원 모델이 개발되었다. 모델은 우라늄 산화물 내 산소 원소의 확산과 펠렛 표면에서 전기화학 반응 속도를 나타내는 매개변수를 사용하여 외부로부터 내부로 진행되는 전해환원을 잘 모사하고 있으며 계산 결과 전체 전류는 산소원소의 내부 확산에 크게 의존하는 것으로 나타났다. 전해환원 반응에 대한 모델은 대용량 장치 설계에 최적화된 조건 도출에 활용될 것으로 예상되며 장치 설계가 완료되면 공정 연계 모사에 직접 사용될 것으로 기대된다.

• 방사성폐기물학회지
• /
• 제16권3호
• /
• pp.281-290
• /
• 2018

고준위방사성폐기물 심지층 처분 대상 암종으로 고려되는 화강암에서 방사성핵종의 장기 거동특성을 이해하기 위한 연구의 일환으로 KURT (KAERI Underground Research Tunnel) 화강암에 존재하는 우라늄의 용출특성에 대한 연구를 수행하였다. 반응 시작 후부터 10일 동안의 반응기간 중 다른 반응용액에 비해 $CO_3{^{2-}}$ 농도가 높은 $UD-CO_3$ 및 UD-Bg 반응용액에서 우라늄의 용출량이 다소 급격하게 증가하였다. 또한 Na 또는 Ca가 다량 함유된 반응용액에서 반응 60일 이후 우라늄 용출량이 다소 급격히 증가하였다. 각 반응용액에 의한 반응 270일까지의 우라늄의 용출량은 $UD-CO_3$ ($44.61{\mu}g{\cdot}L^{-1}$), UD-Bg($41.01{\mu}g{\cdot}L^{-1}$), UD-Na ($26.87{\mu}g{\cdot}L^{-1}$), UD-Ca ($20.26{\mu}g{\cdot}L^{-1}$), UD-CaSi ($17.03{\mu}g{\cdot}L^{-1}$), UD-Si ($10.47{\mu}g{\cdot}L^{-1}$)으로 지속적으로 증가 하였으나, 반응 270일 이후 우라늄 용출량은 점차 감소하는 경향을 나타낸다. 이는 화강암 시료 내에 존재하는 우라늄이 반응용액과 상호반응에 의해 최대 용출될 수 있는 한계에 도달하였기 때문으로 판단된다. 우라늄 용출은 혼합된 반응용액 내의 $CO_3{^{2-}}$ 존재와 수질의 지화학적 유형에 따라 우라늄의 용출 농도 및 용출 최대치가 나타나는 시점이 다르게 확인되었다. 이는 시료와 반응용액의 상호반응 과정에서 용존이온의 영향에 의해 화강암시료와 반응용액 사이에 반응속도의 차이가 발생하는 것으로 판단된다.

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

• 방사성폐기물학회지
• /
• 제20권2호
• /
• pp.171-183
• /
• 2022

The parent and daughter nuclides in a radioactive decay chain arrive at secular equilibrium once they have a large half-life difference. The characteristics of this equilibrium state can be used to estimate the production time of nuclear materials. In this study, a mathematical model and algorithm that can be applied to radio-chronometry using the radioactive equilibrium relationship were investigated, reviewed, and implemented. A Bateman equation that can analyze the decay of radioactive materials over time was used for the mathematical model. To obtain a differential-based solution of the Bateman equation, an algebraic numerical solution approach and two different matrix exponential functions (Moral and Levy) were implemented. The obtained result was compared with those of commonly used algorithms, such as the Chebyshev rational approximation method and WISE Uranium. The experimental analysis confirmed the similarity of the results. However, the Moral method led to an increasing calculation uncertainty once there was a branching decay, so this aspect must be improved. The time period corresponding to the production of nuclear materials or nuclear activity can be estimated using the proposed algorithm when uranium or its daughter nuclides are included in the target materials for nuclear forensics.

• 한국방사성폐기물학회:학술대회논문집
• /
• 한국방사성폐기물학회 2004년도 Proceedings of the 4th Korea-China Joint Workshop on Nuclear Waste Management
• /
• pp.150-164
• /
• 2004

According to the Korean long-term plan for nuclear technology development, KAERI is conducting a few R&D projects related to the proliferation-resistant back-end fuel cycle. The R&D activities for the back-end fuel cycle are reviewed in this work, especially focusing on the study of the partitioning and transmutation(P&T) of long-lived radionuclides. The P&T study is currently being carried out in order to develop key technologies in the areas of partitioning and transmutation. The partitioning study is based on the development of pyroprocessing such as electrorefining and electrowinning because they can be adopted as proliferation-resistant technologies in the fuel cycle. In this study, various behaviors of the electrodeposition of uranium and rare earth elements in the LiCl-KCl electrorefining system have been examined through fundamental experimental work. As for the transmutation system, KAERI is studying the HYPER (HYbrid Power Extraction Reactor), a kind of subcritical reactor which will be connected with a proton accelerator. Up to now, a conceptual study has been carried out for the major elemental systems of the subcritical reactor such as core, transuranic fuel, long-lived fission product target, and the Pb-Bi cooling system, etc. In order to enhance the transmutation efficiency of the transuranic elements as well as to strengthen the reactor safety, the reactor core was optimized by determining its most suitable subcriticality, the ratio of height/diameter, and by introducing the concepts of optimum core configuration with a transuranic enrichment as well as a scattered reloading of the fuel assemblies.

• Nuclear Engineering and Technology
• /
• 제48권2호
• /
• pp.351-359
• /
• 2016

The Korean Prototype Gen-IV sodium-cooled fast reactor (PGSFR) is supposed to be loaded with a relatively-costly low-enriched U fuel, while its envisaged transuranic fuels are not available for transmutation. In this work, the U-enrichment reduction by improving the neutron economy is pursued to save the fuel cost. To improve the neutron economy of the core, a new reflector material, PbO, has been introduced to replace the conventional HT9 reflector in the current PGSFR core. Two types of PbO reflectors are considered: one is the conventional pin-type and the other one is an inverted configuration. The inverted PbO reflector design is intended to maximize the PbO volume fraction in the reflector assembly. In addition, the core radial configuration is also modified to maximize the performance of the PbO reflector. For the baseline PGSFR core with several reflector options, the U enrichment requirement has been analyzed and the fuel depletion analysis is performed to derive the equilibrium cycle parameters. The linear reactivity model is used to determine the equilibrium cycle performances of the core. Impacts of the new PbO reflectors are characterized in terms of the cycle length, neutron leakage, radial power distribution, and operational fuel cost.

• Nuclear Engineering and Technology
• /
• 제52권3호
• /
• pp.469-476
• /
• 2020

Research reactors in-core experimental facilities are designed to provide the highest steady state flux for user's irradiation requirements. However, fuel conversion from highly enriched uranium (HEU) to low enriched uranium (LEU) driven by the ongoing effort to diminish proliferation risk, will impact reactor physics parameters. Preserving the reactor capability to produce the needed flux to perform its intended research functions, determines the conversion feasibility. This study investigates the neutron flux in the central experimental facility of two material test reactors (MTR), the IAEA generic10 MW benchmark reactor and the 22 MW s Egyptian Test and Research Reactor (ETRR-2). A 3D full core model with three uranium enrichment of 93%, 45%, and 20% was constructed utilizing the OpenMC particle transport Monte Carlo code. Neutronics calculations were performed for fresh fuel, the beginning of life cycle (BOL) and end of life cycle (EOL) for each of the three enrichments for both the IAEA 10 MW generic reactor and core 1/98 of the ETRR-2 reactor. Criticality calculations of the effective multiplication factor (K_eff) were executed for each of the twelve cases; results show a reasonable agreement with published benchmark values for both reactors. The thermal, epithermal and fast neutron fluxes were tallied across the core, utilizing the mesh tally capability of the code and are presented here. The axial flux in the central experimental facility was tallied at 1 cm intervals, for each of the cases; results for IAEA 10 MW show a maximum reduction of 14.32% in the thermal flux of LEU to that of the HEU, at EOL. The reduction of the thermal flux for fresh fuel was between 5.81% and 9.62%, with an average drop of 8.1%. At the BOL the thermal flux showed a larger reduction range of 6.92%-13.58% with an average drop of 10.73%. Furthermore, the fission reaction rate was calculated, results showed an increase in the peak fission rate of the LEU case compared to the HEU case. Results for the ETRR-2 reactor show an average increase of 62.31% in the thermal flux of LEU to that of the HEU due to the effect of spectrum hardening. The fission rate density increased with enrichment, resulting in 34% maximum increase in the HEU case compared to the LEU case at the assemblies surrounding the flux trap.