• 한국방사성폐기물학회:학술대회논문집
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• 한국방사성폐기물학회 2003년도 가을 학술논문집
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• pp.83-89
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• 2003

조사후 시험시설내에는 사용후 핵연료 집합체의 취급을 위하여 감온, 감압 공정이 있다. 이 공정에는 3가지 공정으로 분류하는데 첫째, 사용후핵연료집합체 캐스크를 제염하기 위한 제염시키는 공정, 둘째, 사용후핵연료집합체 내의 붕괴열에 의해 온도, 압력이 상승된 폐액을 감온, 감압 시키기 위한 냉각 공정 셋째, 사용후핵연료 피폭관 결함에 의해 발생되어 캐스크 내에 존재하는 불용성 입자를 여과기를 통해 여과하는 공정으로 되어 있다. 본 보고서에서는 감온, 감압 공정과 관련하여 현재까지 수행된 기술검토와 사용후핵연료집합체에 의한 감온, 감압의 실용적 이론에 관해 고찰하였고 또한 각종 시험을 통한 시운전 내용과 실제 원자력발전소로부터 수송해온 사용후핵연료집합체 J-44, K-23 대한 감온, 감압 결과들을 상세히 기술하였다. 본 보고서는 향후 지속적인 가동과 도출되지 않은 문제점 등을 계속 보완하여, 원만하고 안전한 정상조업을 수행하는데 효과적으로 이용될 수 있을 것으로 본다.

• 공업화학
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• 제7권6호
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• pp.1164-1173
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• 1996

현재 국내에서 가동중인 원자력발전소 공급용 핵연료 분말제조 공정에서 발생되는 폐액의 물성과 처리방법에 대한 연구가 수행되었다. 중수로형과 경수로형 발생 폐액에 함유된 우라늄을 회수/처리하기 위하여, 공히 폐액 속의 탄산이온의 제거가 필수적이다. 중수로형은 ADU 형태로 경수로형의 경우 $UO_4$ 화합물 형태로 처리하는 것이, 최종 폐액의 우라늄 농도를 최소화할 수 있었다. 처리후 폐액의 우라늄 농도는 중수로형 폐액의 경우, 폐액을 가열하여 ADU를 제조한 후 여액에 lime을 처리하는 방법으로 1ppm까지, 경수로형 폐액의 경우 $UO_4{\cdot}2NH_4F$형태로 우라늄을 침전시킬 경우 0.8ppm까지 여액중의 우라늄 농도를 낮출 수 있었다. 최적 처리조건은 중수로형 폐액의 경우 $101^{\circ}C$까지 단순 가열방법이, 경수로형 폐액의 경우 가열한 후 $60^{\circ}C$에서 암모니아로 pH를 9.5로 조절한 후 과산화수소 용액을 첨가하여 1시간 반응시키는 경우로 나타났다. 폐액으로부터 회수된 우라늄 화합물은, 중수로형 폐액인 경우 pH가 낮을수록 회수된 ADU 입자의 크기가 증가하였으며, 경수로형 폐액인 경우 회수된 uranium peroxide 화합물을 공기분위기에서 열분해시킨 결과 기존의 AUC 분말이 열분해되어 나타내는 특성과 동일한 특성을 보임에 따라 핵연료분말 제조공정으로 recycle이 가능한 것으로 판단되었다.

• 신재생에너지
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• 제2권2호
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• pp.118-125
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• 2006

The target of this work was the process development of demonstration plant to produce the high quality alternative fuel oil by the pyrolysis of mixed plastic waste. In the first step of research, the bench-scale units of 70 t/y and the pilot plant of 360 t/y had been developed. Main research contents in this step were the process performance test of pilot plant of 360 ton/year and the development of demonstration plant of 3,000 t/y, which was constructed at Korea R & D Company in Kimjae City. The process performance of pilot plant of 360 t/y showed about 80% yield of liquid product, which was obtained by both light gas oil(LGO) and heavy gas oil(HGO), The boiling point range distribution of LO product that was mainly consisting of olefin components in PONA group appeared at between that of commercial gasoline and kerosene. On the other hand, HO product was mainly paraffin and olefin components and also appeared at upper temperature distribution range than commercial diesel. Gas product showed a high fraction of $C_3\;and\;C_4$ product like LPG composition, but also a high fraction of $CO_2$ and CO by probably a little leak of process.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제42권2호
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• pp.131-144
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• 2010

The Korea Atomic Energy Research Institute (KAERI) has been developing pyroprocessing technology for recycling useful resources from spent fuel since 1997. The process includes pretreatment, electroreduction, electrorefining, electrowinning, and a waste salt treatment system. This paper briefly addresses unit processes and related innovative technologies. As for the electroreduction step, a stainless steel mesh basket was applied for adaption of granules of uranium oxide. This basket was designed for ready handling and transfer of feed material. A graphite cathode was used for the continuous collection of uranium dendrite in the electrorefining system. This enhances the throughput of the electrorefiner. A particular mesh type stirrer was designed to inhibit uranium spill-over at the liquid Cd crucible. A residual actinide recovery system was also tested to recover TRU tracer. In order to reduce the waste volume, a crystallization method is employed for Cs and Sr removal. Experiments on the unit processes were tested successfully, and based on the results, engineering-scale equipment has been designed for the PRIDE (PyRoprocess Integrated inactive DEmonstration facility).

• 한국추진공학회:학술대회논문집
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• 한국추진공학회 2005년도 제25회 추계학술대회논문집
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• pp.229-232
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• 2005

인화점이 높은 합성 액체연료인 RJ-4의 제조공정 개선에 관한 연구를 수행하였다. 상용원료인 MCPD(Methylcyclopentadiene dimer)를 이용한 RJ-4 연료제조에서 헤테로폴리 텅스토인산 세슘염 촉매와 2단 열 조절반응기를 사용하여 1차, 2차 수소화 및 이성화반응이 1 단계 연속공정으로 가능함을 알 수 있었다. 또한 $AlCl_3$ 대신에 헤테로폴리산 세슘염을 이성화촉매로 사용시 exe-THDMCPD(Tetrahydrodimethylcyclopentadiene)을 얻는 속도가 더 빠르며, 생성물과의 분리가 용이하고, 폐산 발생이 없으므로 환경친화적인 공정임을 확인하였다.

• 유기물자원화
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• 제24권4호
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• pp.49-57
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• 2016

본 연구에서는 열가수분해 기술을 이용하여 AI 발생으로 인해 살처분된 가금류 사체를 처리하고 연료화 가능성을 판단하고자 하였다. 실험결과 가금류 사체는 일부 모래를 제외하고 모두 액상화 되었으며, 운전온도 $190^{\circ}C$, 운전시간 60분에서 최적효율을 나타냈다. 열가수분해 후 발생한 액상생성물은 탄소 함유량과 발열량이 높고 회분의 함량이 낮아 연료화 하기에 좋은 조건을 가지고 있는 것으로 나타났다. 또한 별도의 보조연료 투입 없이 연소 시 발생하는 폐열만을 활용해 열가수분해 설비를 운전하는 것이 가능하였으며, 연소 시 발생하는 배출가스는 대기에 미치는 영향은 적은 것으로 나타났다.

• 방사성폐기물학회지
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• 제18권4호
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• pp.421-437
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• 2020

This study provides an assessment on a proposed method for separation of cesium, strontium, and barium using electrochemical reduction at a liquid bismuth cathode in LiCl-KCl eutectic salt, investigated via cyclic voltammetry (CV), electrochemical impedance spectroscopy (EIS), and scanning electron microscopy with energy dispersive X-ray spectrometry (SEM-EDS). CV studies were performed at temperatures of 723-823 K and concentrations of the target species up to 4.0wt%. Redox reactions occurring during potential sweeps were observed. Concentration of BaCl2 in the salt did not seem to influence the diffusivity in the studied concentration range up to 4.0wt%. The presence of strontium in the system affected the redox reaction of lithium; however, there were no distinguishable redox peaks that could be measured. Impedance spectra obtained from EIS methods were used to calculate the exchange current densities of the electroactive active redox couple at the bismuth cathode. Results show the rate-controlling step in deposition to be the mass transport of Cs+ ions from the bulk salt to the cathode surface layer. Results from SEM-EDS suggest that Cs-Bi and Sr-Bi intermetallics from LiCl-KCl salt are not thermodynamically favorable.

• 방사성폐기물학회지
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• 제17권4호
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• pp.419-427
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• 2019

APR 1400 액체방사성폐기물관리계통 효율성 증가와 계통의 성능 개선을 위한 방안으로 핵종 이온 광물화 처리기술을 적용하는 것을 고려하였다. 핵종 이온 광물화 처리기술은 현재까지 발전소에 실제적으로 적용되진 않았지만 원자력발전소의 액체방사성폐기물에 존재하는 다양한 핵종 이온을 최소 95% 이상 선택적으로 제거 가능 하다는 것을 실험적으로 증명한 바 있다. 본 논문은 핵종 이온 광물화 처리기술의 제염율을 반영하여 기존 설계에 적용 가능성을 확인하였으며, 기존 설계를 개선할 수 있는 방안을 마련하였다. 핵종 이온 광물화 처리기술의 제염 특성과 기존의 액체방사성폐기물관리계통 설계 및 운전 경험을 고려하여 최적의 적용 위치를 결정하였다. 원자력발전 운영에 따라 발생하는 액체방사성물질이 수집되는 수집탱크에 핵종 이온 광물화 처리기술을 적용하는 것이 기존 설계의 영향이 가장 적을 것이며, 개선 효과도 가장 큰 것으로 해석되었다. 핵종 이온 광물화 처리기술이 현재의 APR 1400 발전소 또는 신규 원전에 적용될 경우 액체방사성폐기물관리계통의 운전 효율성 증가와 계통의 성능 개선이 기대된다.

• 방사성폐기물학회지
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• 제17권1호
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• pp.59-73
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• 2019

원자력발전소 운영 과정에서 발생되는 폐기물인 폐수지를 원천적으로 저감하기 위해, 새로운 폐수 정화기술을 개발하고 원전 폐수처리시스템에 가상적으로 적용하여 효용성을 평가하고자 하였다. 본 기술의 기본 원리는 폐수에 존재하는 주요 핵종이온들을 생물학적 혹은 화학적 방법을 통해 무기 결정광물로 바꾸는 방식이다. 실험실에서 폐수를 대상으로 회분식실험을 통해 핵종 제거율을 측정한 결과, 생물학적 방법은 24시간 이내에 세슘을 80% 이상 제거하였고, 화학적 방법은 95% 이상 세슘을 선택적으로 제거할 수 있었다. 그리고 원전 폐수에 존재하는 다른 주요 핵종들(Co, Ni, Fe, Cr, Mn, Eu)에 대해서도 초기 99% 이상의 높은 제거율을 보여 주었다. 우리는 APR1400 원자력발전소의 폐수처리시스템 공정에서 역삼투압(R/O)과 유기 이온교환수지 모듈 사이에 가상으로 본 기술 모듈을 설치하였다. 가상의 모듈 설치를 통한 기술적 타당성 평가를 통해, 우리는 폐수의 주요 핵종들이 90% 이상 선택적으로 제거되고 폐수지의 발생량이 대폭 감소된다는 결과를 얻을 수 있었다. 이러한 결과가 의미하는 바는 본 기술이 향후 미래에 상용화되었을 경우, 폐수지 관리 비용을 크게 감소시키고 수지 수명도 대폭 연장시킬 수 있어, 결과적으로 월성 방사성폐기물 처분시설의 저장고 포화시점을 최대한 늦출 수 있는 이점이 있다.

• 방사성폐기물학회지
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• 제12권1호
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• pp.45-57
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• 2014

이온성 액체 기술에서의 학문적 연구들은 원자력 산업으로 확대되어 왔으며 많은 연구자들에 의해 방사성 물질의 처리에 이온성 액체의 활용이 연구되어 왔다. 다수의 연구들에 의해 사용 후 핵연료에 포함되어 있는 금속 원소들의 분광학적, 전기화학적 거동에 대한 흥미로운 결과들이 보고되었다. TBP(tri-butyl phosphate)를 용해시킨 이온성 액체에서 측정되고 관찰된 금속 이온들의 물성들은 전통적인 수용성 공정에 대한 대안 기술 개발을 유발시켰다. 한편, 수용성 및 비수용성 공정에서의 활용을 위해 이온성 액체에서 금속 이온의 전기화학적 전착이 연구되었다. 본 연구에서는 이온성 액체 연구에서 주목할 만한 내용들을 분류하고 정리하여 핵연료주기에서 이온성 액체의 활용에 대해 고찰하였다.