• 한국주조공학회지
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• 제34권3호
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• pp.94-99
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• 2014

A commercially used Zr-based amorphous alloy was recycled and the effects of introducing carbon during recycling on the glass forming ability and mechanical properties of the alloy were investigated. The initial carbon content used in this study was 229ppm. The carbon content was gradually increased as the number of recycling iterations was increased and after the $4^{th}$ recycling it rapidly increased. As return scrap was recycled, polygonal particles precipitated, and they were identified as ZrC. The amount of the precipitates also increased with recycling. Tg, Tx and ${\Delta}T$ of the base alloy were 615 K, 696 K and 81 Kr respectively and they changed to 634 K, 706 K and 72 K after the $10^{th}$ recycling. The decrease of the ${\Delta}T$ value indicates deterioration of the glass forming ability. Hardness was not changed during three iterations of recycling but after the $4^{th}$ recycling it significantly increased. This is ascribed to an increase of amount of the hard particles, namely ZrC.

• 자원리싸이클링
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• 제21권5호
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• pp.18-30
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• 2012

Zr은 고온에서의 높은 치수안정성, 내식성은 물론 낮은 중성자 흡수단면적을 지녀 원자력산업용 소재 중 1차 방사능 차폐재인 핵연료 피복관으로 사용되며 현재까지 다른 소재로 대체 불가능하다. 하지만 Hf을 정제한 Zr sponge 제조기술은 미국, 프랑스, 러시아만 가지고 있어 원자력의존도가 높은 한국에서는 국가전략물자로 분류 철저히 관리되고 있다. 국내 유통되는 Zr의 대부분은 원자력산업에 사용되어 지며 유통구조는 정제된 Zr합금을 국외로부터 수입하여 tube로 가공 후 핵연료집합체로 제조되고, 그 외 소량이 합금첨가원소 및 폭약재 등 고부가가치 일반산업에 사용된다. 본 논문에서는 Zr 제조기술에 대한 현재산업현황 및 정련기술을 살펴보고, 최근 연구되고 있는 Electrolytic reduction process와 Molten oxide electrolysis와 같은 신 제련기술에 대한 소개 및 Zr recycling의 전반적인 기술소개도 포함하였다.

• Archives of Metallurgy and Materials
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• 제65권3호
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• pp.1035-1039
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• 2020

U-10wt.%Zr-5wt.%RE fuel slugs for a sodium-cooled fast reactor (SFR) were conventionally prepared by a modified injection casting method, which had the drawback of a low fabrication yield rate of approximately 60% because of the formation of many metallic fuel scraps, such as melt residue and unsuitable fuel slug butts. Moreover, the metallic fuel scraps were classified as a radioactive waste and stored in temporary storage without recycling. It is necessary to develop a recycling process technology for scrap wastes in order to reduce the radioactive wastes of the fuel scraps and improve the fabrication yield of the fuel slugs. In this study, the additive recycling process of the metallic fuel scraps was introduced to re-fabricate the U-10wt.%Zr-5wt.%RE fuel slugs. The U-10wt.%Zr-5wt.%RE fuel scraps were cleaned on the surface impurity layers with a mechanical treatment that used an electric brush under an Ar atmosphere. The U-10wt.%Zr-5wt.%RE fuel slugs were soundly re-fabricated and examined to evaluate the feasibility of the additive process compared with the metallic fuel slugs that used pure metals.

• 한국주조공학회지
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• 제35권4호
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• pp.75-79
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• 2015

Commercial Zr-based amorphous alloy was recycled and oxygen was introduced during the recycling process. The oxygen content can have a great effect on the glass forming ability and the mechanical properties of the alloy. Therefore, it was closely examined. The initial oxygen content in the raw material was 1,244 ppm. It was increased to 3,789 ppm in the alloy after ten recycling processes. As the recycling processes were repeated, the oxygen content increased. Specifically, after four recycling processes, it increased sharply as compared to that after three recycling processes. After ten recycling processes, the glass transition temperature (Tg) increased from 613 K to 634 K and the crystallization temperature (Tx) increased from 696 K to 706 K. On the other hand, the super-cooled liquid region (${\Delta}T=Tx-Tg$) decreased slightly from 83 K to 72 K while the reduced glass transition temperature (Trg = Tg/Tm) was 0.63, remaining constant even when the oxygen content was increased. These results indicated that the increased oxygen content deteriorated the glass forming ability. The bending strength as determined in a three-point bending test showed a sharp decrease from 3,055 to 2,062 MPa as the oxygen content was increased from 1,244 ppm to 3,789 ppm; the extension was also decreased from 3.02 to 1.74 mm. These findings meant that the alloy became brittle.

• 자원리싸이클링
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• 제21권6호
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• pp.32-38
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• 2012

본 연구에서는 액상 칼슘에 의한 $ZrO_2$의 직접환원에 대하여 조사하였다. $ZrO_2$의 직접환원에 미치는 Ca과 $ZrO_2$의 몰비, 반응시간, 그리고 반응온도의 영향에 대하여 검토하였다. 실험은 5분에서 60분까지 Ar 분위기의 밀폐된 스테인리스강제의 반응기에서 실시하였다. 반응온도 1223 K, Ca과 $ZrO_2$의 몰비가 3 이상인 조건에서 대부분의 $ZrO_2$는 5분만에 Zr으로 환원되었다. 반응온도가 1337 K이고 Ca을 이론적인 양의 2배를 첨가한 경우 금속 Zr 중의 산소농도는 최저 0.66 wt%를 나타내었다. 그리고 Zr 입자의 형상은 반응온도와 반응시간에 큰 영향을 받는 것으로 나타났다.

• 자원리싸이클링
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• 제20권6호
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• pp.56-62
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• 2011

지르코늄은 우수한 내식성과 낮은 중성자 흡수단면적로 인해 원자로에서 구조재로 사용된다. 수용액의 pH에 따른 지르코늄을 함유한 화학종의 농도분포와 용해도의 변화를 구했다. 염산과 질산용액에서 지르코늄이온의 착물형성반응을 고려하여 무기산의 농도에 따른 농도분포를 해석하였다. 질산용액에서 Cyanex272에 의한 지르코늄 추출에 관한 문헌자료를 이용하여 지르코늄과 질산이온간의 Bromley매개변수를 구했다. 이와 같이 구한 매개변수값은 등온추출곡선의 계산이나 하프늄과의 분리인자 예측에 활용될 수 있다.

• 방사성폐기물학회지
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• 제19권2호
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• pp.271-278
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• 2021

In this study, a chlorination technique for recycling Li₂ZrO₃, a reaction product of ZrO₂-assisted rinsing process, was investigated to minimize the generation of secondary radioactive pyroprocessing waste. It was found that the reaction temperature was a key parameter that determined the reaction rate and maximum conversion ratio. In the temperature range of 400-600℃, an increase in the reaction temperature resulted in a profound increase in the reaction rate. Hence, according to the experimental results, a reaction temperature of at least 450℃ was proposed to ensure a Li₂ZrO₃ conversion ratio that exceeded 80% within 8 h of the reaction time. The activation energy was found to be 102 ± 2 kJ·mol^-1·K^-1 between 450 and 500℃. The formation of LiCl and ZrO₂ as reaction products was confirmed by X-ray diffraction analysis. The experimental results obtained at various total flow rates revealed that the overall reaction rate depends on the Cl₂ mass transfer rate in the experimental condition. The results of this study prove that the chlorination technique provides a solution to minimize the amount of radioactive waste generated during the ZrO₂-assisted rinsing process.

• 자원리싸이클링
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• 제26권6호
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• pp.29-37
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• 2017

핵연료 피복관은 필거링 및 열처리 공정에 의해 제조되며, 핵연료 피복관 표면의 불순물 및 산화층을 제거하기 위해 산세 공정이 진행된다. 산세 공정 중 산세 용액으로 지르코늄이 용해되어 포화상태가 될 시 폐 산세 용액은 전량 폐기 되며 용액 내 지르코늄 또한 폐기된다. 그러므로 지르코늄을 재활용하기 위해 $BaF_2$를 폐 산세 용액에 첨가하여 공침 반응에 의해 $Ba_2ZrF_8$을 형성시켰다. 한편, 전해제련을 통해 Zr을 회수하기 위해서는 $Ba_2ZrF_8$을 전해질로 사용해야하지만, 용융점이 $1053^{\circ}C$로 높다. 따라서 $ZrF_4$를 첨가하여 용융점을 낮추어야한다. 본 연구에서는 $Ba_2ZrF_8$을 진공 증류를 통해 $BaF_2$ 및 $ZrF_4$로 분리하는 연구를 진행하였다. 먼저, $BaF_2$ 입자크기($1{\mu}m$, $35{\mu}m$, $110{\mu}m$)에 따른 침전 특성을 실험하였다. 그리고 진공 증류를 통해 수득된 $BaF_2$를 볼밀링을 통해 분쇄하였으며, 침전 공정을 거치지 않은 $BaF_2$와 침전 효율을 비교하였다.

• 한국자원리싸이클링학회:학술대회논문집
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• 한국자원리싸이클링학회 2005년도 추계정기총회 및 제26회 학술발표대회 고분자리싸이클링기술 특별심포지엄
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• pp.266-270
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• 2005

본 연구는 Ta, Nb, Zr, 및 희토류 등을 복합적으로 함유한 복합광을 대상으로 사염화탄소에 의한 염화반응을 알아보기 위한 기초연구로서 각 산화물의 염화반응 특성을 알아보고 이를 토대로 복합광의 염화반응을 비교하여 보았다. 실험결과 산화물 상태의 Nb, Ta 및 Zr은 비교적 낮은 온도에서 염화반응이 일어나고 염화물이 휘발됨을 알 수 있었다. 복합광을 반응 온도 $400^{\circ}C,\;CCl_4$ 분압 0.28 일때 반응시간이 10분에서 60분으로 변함에 따라 니오븀 및 탄탈륨은 $91%{\sim}99%$의 높은 회수율을 나타내었으나 지르코늄은 각각 16.5%에서 27.5%로 약간 증가하는 경향을 나타내었다. 희토류의 경우 세륨은 반응율이 71.7에서 73% 정도였고 란타늄은 51%에서 54% 정도의 반응율을 나타내었다.

• 자원리싸이클링
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• 제26권5호
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• pp.97-104
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• 2017

핵연료 피복관(지르코늄 합금)은 필거링, 세정, 산 세정 및 열처리공정을 거쳐 만든다. 튜브 표면의 산화층과 불순물을 제거하기 위하여 산 세정(酸 洗淨, Acid pickling) 공정이 요구된다. 이때 산세 공정 중 불산과 질산의 혼합 산(酸) 용액으로부터 용해된 Zr이 농축된 폐산은 중화반응을 거쳐 전량 폐기 처리 된다. 본 연구에서는 $BaF_2$ 침전 공정을 통해 재생산된 산세 용액의 잔존 불순물(Ba)이 산세에 미치는 영향을 관찰하였다. 이와 더불어 실제 핵연료 피복관의 산세 공정에 적합한 재생산 제조를 위한 잔존 Ba 및 Zr의 농도 저감 실험을 실시하여 최적 침전 공정 조건을 도출하였으며, 핵연료 피복관의 산세 공정을 모사한 파일럿 플랜트 산세공정 장치에서 재생산된 산세용액을 사용하여 피복관의 산세 효율을 AFM 분석을 통해 관찰하였다.