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HSC Chemistry 코드를 이용한 TRU 생성물 중의 희토류 원소 제거 거동 모사
Simulation of Rare Earth Elements Removal Behavior in TRU Product Using HSC Chemistry Code 원문보기

Journal of nuclear fuel cycle and waste technology = 방사성폐기물학회지, v.18 no.2, 2020년, pp.207 - 215  

백승우 (한국원자력연구원) ,  이창화 (한국원자력연구원) ,  윤달성 (한국원자력연구원) ,  이성재 (한국원자력연구원)

초록
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희토류(Rare Earth) 함량이 높은 TRU 생성물 중의 RE 원소를 감소시키기 위하여 RE 원소와 UCl3산화반응을 이용한 RE 제거 공정의 타당성을 HSC Chemistry 코드를 이용하여 검토하였다. 사용후핵연료에 포함된 TRU 원소 및 RE 원소의 조성 및 열역학적 자료를 검토하였으며, UCl3와의 산화 반응에 따른 평형 자료를 계산하여 공정 가능성을 검토하였다. 실제 파이로 프로세싱 처리를 가정한 물질수지로부터 TRU 생성물의 RE 함량이 다른 두 가지 경우에 대하여 RE 원소 제거율과 TRU 회수율을 평가하였다. TRU 생성물을 산화제인 UCl3와 반응시켰을 때 각 원소의 Gibbs free energy의 차이에 의한 선택적 산화 반응이 일어났다. 투입된 UCl3 양을 조절하여 TRU 회수율을 최대로 유지하면서도 RE 원소를 제거하여 최종생성물의 TRU/RE 비를 증가시킬 수 있는 가능성을 계산 결과로 확인하였다. 본 연구의 결과들은 열역학적 평형 자료에 기반한 결과이므로 실제 공정에 적용하기에는 많은 차이점이 존재한다. 그러나 TRU 물질을 취급하기 어려운 환경에서 파이로프로세싱의 TRU 생성물을 고속로핵연료로 공급하기 위한 공정 설계에 중요한 자료로 활용될 것으로 기대된다.

Abstract AI-Helper 아이콘AI-Helper

The feasibility of rare earth (RE) removal process via oxidation reactions with UCl3 was investigated using the HSC Chemistry code to reduce the concentrations of RE in transuranic (TRU) products. The composition and thermodynamic data of TRU and RE elements contained in the reference spent fuel wer...

주제어

AI 본문요약
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문제 정의

  • 최근의 연구결과에 따르면 UCl3를 산화제로 사용하여 U/RE 잉곳 으로부터 RE 원소를 효과적으로 분리할 수 있다는 실험결과를 보여 준바 있으나[12], TRU 원소를 사용한 실험은 수행할 수는 없었다. 따라서 본 연구에서는 HSC Chemistry 코드를 이용하여 TRU 원소와 RE원소의 염화물생성에 대한 Gibbs 에너지 차이에 따른 산화 반응 특성을 모사하여 파이로프로세싱의 TRU 생성물 중 RE원소의 제거 성능을 평가하였다. HSC Chemistry 계산 결과는 정상상태에서의 화학평형만을 고려한 계산 결과이므로 실제 TRU 생성물을 사용하였을 때 공정 상에서 나타나는 결과는 TRU 생성물의 물리적 상태 및 반응기의 운전 조건 등에 따라 달라질 수있다.
  • TRU 생성물 중 우라늄과 TRU 원소 및 RE원소간의 비율은 TRU 회수 공정의 운전 방법 및 결과에 따라차이가 있지만 LCC의 분리 성능에 따라 TRU/RE의 비는 차이가 날 수 있다. 따라서 본 연구에서는 TRU/RE의 비가 크게차이 나는 두 가지 경우 (TRU/RE=1 과 TRU/RE=0.2) 에 대한 UCl3와의 반응 성능을 검토하였다.
  • 본 연구에서는 파이로프로세싱 공정에서 RE 함량이 높아 고속로의 핵연료로 직접 공급하지 못하는 TRU 생성물의RE 원소를 제거하기 위하여 UCl3를 산화제로 이용한 공정의화학평형 반응 거동을 HSC Chemistry code를 이용하여 검토하였다. 우라늄, TRU 원소 및 RE 원소 혼합물의 잉곳 형태로 회수되는 TRU 생성물을 산화제인 UCl3와 반응시켰을때 각 원소의 Gibbs free energy의 차이에 의한 선택적 산화반응이 일어났다.
  • 한국원자력연구원에서 개발 중인 파이로프로세싱의TRU 회수공정에서는 고준위폐기물의 양을 최소화하기 위하여 TRU 원소의 손실 없이 사용후핵연료내의 거의 전량 (TRU회수율 › 99.9%)의 TRU 물질을 회수하여 고속로의 핵연료로 사용하는 것을 목표로 하고 있다.

가설 설정

  • TRU 생성물의 TRU/RE=0.2 인 경우의 RE 제거 공정은 산화제 UCl3를 20회에 나누어 각각 173 g씩 주입하는 것으로 가정하였다. Fig.
  • TRU 생성물의 TRU/RE=1 인 경우의 RE 제거 공정은 산화제 UCl3를 20회에 나누어 각각 142 g씩 주입하는 것으로 가정하였다. Fig.
  • 평형상태에서 각각의 반응물과 생성물의 조성을 계산하기 위하여 “평형 조성 모듈”을 사용하였다. 전체 금속 원소와 반응할 수 있는 당량의 산화제 UCl3의양을 20회에 나누어 주입한다는 가정하에 반응온도 500℃에서 계산을 수행하였다.
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질의응답

핵심어 질문 논문에서 추출한 답변
핵연료의 연소 후 발생하는 사용후핵연료의 구성은 무엇인가? 우라늄 산화물 핵연료를 사용하는 경수로에서 핵연료의 연소 후 발생하는 사용후핵연료는 약 95%의 우라늄과 약1% 내외의 초우라늄(TRU, TRansUranium) 원소 및 4~5%의 핵분열생성물로 구성된다. TRU 원소와 핵분열생성물은 사용후핵연료의 발생열과 방사능의 대부분에 영향을 미치며 우라늄의 영향은 적다.
사용후핵연료로부터 TRU원소와 핵분열 생성물을 분리할 시 얻는 이점은 무엇인가? TRU 원소와 핵분열생성물은 사용후핵연료의 발생열과 방사능의 대부분에 영향을 미치며 우라늄의 영향은 적다. 따라서 사용후핵연료로부터 TRU원소와 핵분열 생성물을 분리하면 고준위 폐기물의 양을 크게 감소시킬 수 있으며, 분리된 TRU를 고속로에서 연소시키면 방사성 독성을 크게 감소시킬 수 있다. 그러나 TRU 원소를 분리하기 위한 대부분의 기술은 핵확산저항성에 문제점을 가지고 있다.
TRU원소의 RE함량을 낮게 유지하기 위한 방법은 무엇인가? 그러나 TRU 원소와 함께 회수되는 RE 원소의 양이 많을 경우 고속로의 연료로 활용될 때 연료 봉의 건전성에 문제가 될 수 있으므로 TRU원소의 RE함량은 가능하면 낮게 유지하여야 한다[10,11]. 따라서 한국원자력연구원에서는 고속로의 핵연료조건에 부합하는 TRU 생성물은 고속로의 금속연료로의 원료로 공급하고, 고속로의 핵연료 조건보다 RE원소가 많은 TRU 생성물은 파이로프로세싱 공정 내로 재순환하여 다시 처리하는 공정을 개발하였다. 그러나 RE 함량이 높은 TRU 생성물이 전해정련 공정의 양극으로 사용되면 전해정련 전해조에서의 RE 처리량이 증가하여 우라늄 회수 전해정련과 TRU회수 전해제련 공정에 부담으로 작용하게 된다.
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참고문헌 (17)

  1. J.J. Laidler, J.E. Battles, W.E. Miller, J.P. Ackerman, and E.L. Carles, "Development of pyroprocessing technology", Prog. Nucl. Energy, 31(1-2), 131-140 (1997). 

  2. J.L. Willit, W.E. Miller, and J.E. Battles, "Electrorefining of uranium and plutonium: a literature review", J. Nucl. Mater., 195(3), 229-249 (1992). 

  3. K.C. Song, H. Lee, J.M. Hur, J.G. Kim, D.H. Ahn, and Y.Z. Cho, "Status of pyroprocessing development in Korea", Nucl. Eng. Technol., 42(2), 131-144 (2010). 

  4. H. Lee, G.I. Park, K.H. Kang, J.M. Hur, J.G. Kim, D.H. Ahn, Y.Z. Cho, and E.H. Kim, "Pyroprocessing technology development at KAERI", Nucl. Eng. Technol., 43(4), 317-328 (2011). 

  5. K. Uozumi, M. Ilzuka, T. Kato, T. Inoue, O Shirai, T. Iwai, and Y. Arai, "Electrochemical behaviors of uranium and plutonium at simultaneous recoveries into liquid cadmium cathodes", J. Nucl. Mater., 325(1), 34-43 (2004). 

  6. T. Koyama, T.R. Johnson, and D.F. Fischer, "Distribution of actinides in molten chloride salt/cadmium metal system", J. Alloy. Compd., 189(1), 37-44 (1992). 

  7. S.X. Li, S.D. Herrmann, K.M. Goff, M.F. Simpson, and R.W. Benedict, "Actinide recovery experiments with bench-scale liquid cadmium cathode in real fission product-laden molten salt", Nucl. Technol., 165(2), 190-199 (2009). 

  8. T. Koyama, M. Ilizuka, N. Kondo, R. Fujita, and H. Tanaka, "Electrodeposition of uranium in stirred liquid cadmium cathode", J. Nucl. Mater., 247, 227-231 (1997). 

  9. T. Kato, T. Inoue, T. Iwai, and Y. Arai, "Separation behaviors of actinides from rare-earths in molten salt electro-refining using saturated liquid cadmium cathode", J. Nucl. Mater., 357(1-3), 105-114 (2006). 

  10. A.B. Cohen, H. Tsai, and L.A. Neimark, "Fuel/cladding compatibility in U-19Pu-10Zr/HT9-clad fuel at elevated temperature", J. Nucl. Mater., 204, 244-251 (1993). 

  11. J. Kim, B.O. Lee, C.B. Lee, S.H. Jee, and Y.S. Yoon, "Formation of intermetallic compound at interface between rare earth elements and ferric-martensitic steel by fuel cladding chemical interaction", J. Rare Earth, 30(6), 599-603 (2012). 

  12. S. Paek, D. Yoon, J. Jang, G.Y. Kim, and S.J. Lee, "Removal of rare earth elements from a U/RE ingot via a reaction with $UCl_3$ ", J. Radioanal. Nucl. Chem., 322(2), 495-502 (2019). 

  13. T. Koyama, K. Uozumi, M. Iizuka, Y. Sakamura, and K. Kinoshita, Pyrometallurgical data book, CRIEPI Research Laboratory Report No. T93033 (1994) 

  14. A. Ronie, HSC Chemistry 9.30. Qutotec Research Center, Finland (2017). 

  15. H.J. Lee, H.S. Im, and B.H. Won, Requirement of an integrated operational model for pyroprocessing, Korea Atomic Energy Research Institute, KAERI/TR-6445/2016 (2016). 

  16. H.S. Im, H.J. Lee, S. Yu, and J.H. Ku, Analysis of WITNESS-based integrated operational model for KAPF, Korea Atomic Energy Research Institute, KAERI/TR-6579/2016 (2016). 

  17. M.A. Williamson and J.L. Willit, "Pyroprocessing flowsheets for recycling used nuclear fuel", Nucl. Eng. Technol., 43(4), 329-334 (2011) 

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