Isotopes of alkali and alkaline earth metals (AM and AEM) are the main contributors to the heat load and the radiotoxicity of spent fuel (SF) . These components are separated from the SF and dissolved in a molten LiCl in an electrolytic reduction process. A mass transfer model is developed to describe the diffusion behavior of Cs, Sr, and Ba in the SF into the molten salt. The model is an analytical solution of Fick's second law of diffusion for a cylinder which is the shape of a cathode in the electrolytic reduction process. And the model is also applied to depict the concentration profile of the oxygen ion which is produced by the electrolysis of LiO. The regressed diffusion coefficients of the model correlating the experimentally measured data are evaluated to be greater in the order of Ba, Cs, and Sr for the metal ions and the diffusion of the oxygen ion is slower than the metal ions which implies that different mechanisms govern the diffusion of the metal ions and the oxygen ions in a molten LiCl.
한국원자력 연구소에서 추진하고 있는 사용후핵연료 관리 이용 기술개발의 경제성과 환경친화성을 증진시키기 위해서 리튬회수 기술을 개발하고 관련 검증실험을 수행하였다. 본 기술은 1) 환원전극과 결합된 비전도성 다공성 마그네시아 용기를 이용한 용융염상에서의 산화리튬 전해, 2) 마그네시아 용기를 용융염 액위 이상으로 상승시켜, 용기 내에 회수된 리튬의 용융염으로부터의 분리, 3) 회수된 리튬의 진공 사이펀을 사용한 별도 저장조로의 이송이라는 3단계의 결합으로 특징지어 진다. 개발된 기술에 의하여 염화리튬-산화리튬 용융염으로부터 95% 이상의 수율로 리튬을 반연속적으로 회수할 수 있었다.
한국원자력연구소에서는 고온의 용융염 매질 하에서 사용 후 핵연료를 환원시키는 차세대관리종합공정 연구를 수행 중에 있다. 추후 본 기술개발을 실증시험 하기 위해서는 방사선 차폐능이 확보된 핫셀이 필수적이며, 핫셀은 최대 1,385TBq의 방사능량에 대한 차폐 안전성을 가져야 한다. 최대 방사선원에 대한 핫셀의 차폐능을 확보하기 위하여, 본 연구에서는 실증시험 시 사용후핵연료부터 발생하는 중성자 및 감마선에 의한 선량률이 법적 허용선량치보다 낮게 유지되도록 핫셀의 차폐 설계에 대한 안전성을 평가하였다. QAD-CGGP 및 MCNP-4C 코드를 이용하여 핫셀 차폐체의 설계치에 대한 차폐 계산을 수행하였다. 작업구역에 대한 감마선 차폐계산 결과 QAD-CGGP 코드는 2.10, 2.97 mSv/h, MCNP-4C 코드는 1.60, 2.99 mSv/h 이었으며, 서비스 구역은 1.01, 7.88 mSv/h 로 평가되었다. 그리고 MCNP-4C코드를 이용하여 중성자에 의한 선량률을 계산한 결과, 중성자에 의한 선량률은 감마에 의한 선량률의 약 20% 이하치를 나타내었다. 따라서 선량률 대부분은 감마선에 의한 영향임을 알 수 있었다. 본 연구를 통하여 핫셀의 차폐 설계치가 작업구역의 선량 제한치 0.01 mSv/h 와 서비스 구역에서의 선량 제한치 0.15 mSv/h를 만족시키는 것을 확인할 수 있었다.