650의 LiCl-LiO 용융염계에서 10 g UO/batch 규모의 장치를 이용해서 우라늄산화물의 전해환원 특성에 대한 평가를 수행하였다. 일체형 음극은 고체전극, 우라늄산화물과 우라늄산화물을 담아주는 다공성 용기(멤브레인)로 구성된다. 멤브레인 재료로는 325-mesh 스테인레스강막과 다공성 마그네시아 도가니를 사용하였다. 일체형 음극의 재질에 따른 LiCl-3 wt LiO계와 UO-LiCl-3 wt LiO계의 순환 전압측정법 결과로부터 전해환원 반웅 메커니즘을 규명하였다. 일체형 음극의 재질에 따른 우라늄산화물의 직접 및 간접 전해환원에 대한 실험을 수행하였다. 그 결과, 325-mesh스테인레스강막을 사용하여 직접 및 간접 전해환원으로 금속전환을 수행하였을 때 낮은 전류효율로 인해 우라늄산화물을 금속우라늄으로 환원시키지 못했으며, 마그네시아 다공성 도가니를 사용하여 간접 전해환원으로 금속전환을 수행하였을 때는 높은 전류효율로 인해 우라늄산화물을 금속우라늄으로 환원시킬 수 있었다

폐기물 용액의 pH 변화에 따른 고정층에서 우라늄 및 코발트 이온의 흡착거동을 다성분 흡착시스템으로 가정하여 이론적으로 예측하였다. 즉 pH 변화에 따라 존재 분율이 달라지는 각 이온 성분들이 상호 경쟁적으로 흡착한다는 가정 하에서, 평형실험에서 얻어진 결과와 우라늄 및 코발트 이온의 용액특성 (Solution chemistry)을 상호 결합하여 각 이온 성분들의 Langmuir 평형상수 값을 Ideal Adsorbed Solution Theory를 도입하여 구하였으며, 이상의 결과를 이용하여 고정층 파과곡선을 이론적으로 계산한 결과 pH 변화에 따른 흡착거동을 비교적 잘 예측할 수 있었다 따라서 본 연구에서 시도한 방법은 이온 농도와 pH가 높은 경우를 제외하고 pH 변화에 따라 용액 내에 이온의 형태가 다양하게 존재하는 흡착 시스템을 이론적으로 예측하는 데 비교적 유용하게 사용할 수 있을 것으로 판단된다.

본 연구에서는 고온의 LiCl-LlO 용융염계에서 우라늄 산화물의 금속전환과 LiO의 전해반응이 동시에 진행되는 통합 반응 메카니즘을 기초로 한 전기화학적 금속전환기술을 제안하였다. 본 실험에서는 전기화학적 환원반응에 의해 생성된 Li 금속이온이 음극에 전착과 동시에 우라늄 산화물과 반응하여 금속전환율 99 % 이상의 우라늄 감속을 생성하는 통합 반응 메카니즘을 확인할 수 있었다. 또한 전기화학적 금속전환기술의 공정 적용성 평가 일환으로 우라늄 산화물의 금속전환성, 반응 메카니즘 규명, LiO의 closed recycle rate 및 물질전달 특성 등의 기초 데이터를 확보하였다 향후 전기화학적 금속전환기술은 LiCl-Li 용융염계의 금속전환공정의 반응조건 제한성 해소, 금속전환율 향상 및 공정의 단순화 등의 기술성과 경제성 향상 측면에서 획기적인 방안으로 고려될 수 있을 것으로 판단된다.

국내의 가동 중지된 우라늄 변환시설의 해체 시 우라늄 화합물로 오염되어 대량으로 발생될 금속폐기물의 재활용 또는 자체처분을 위한 제염기술로 전해제염 공정의 적용성을 평가하였다. 이를 위하여 우라늄 변환시설 내부설비의 주 구성 재료인 SUS-304 와 Inconel-600 금속시편을 대상으로 전해용해 실험을 수행하였다. SUS-304 와 Inconel-600 금속시편에 대한 전해용해 성능에 있어서 중성염 전해용액으로 SO가 가장 효과적이었으나, 우라늄변환시설의 가동 시 질산 매질과 주로 접촉했던 설비 표면의 이력과 시설 가동 중 발생한 우라늄 폐액의 성상을 고려하여 SO 전해용액 내에서의 SUS-304 시편에 대한 전해용해와 비교해서 약 30%, 그리고 Inconel-600 시편에 대해서는 거의 동등한 성능을 보인 NaNO 중성염 용액을 금속성폐기물의 전해제염 용액으로 선정하였다. 본 연구에서는 NaNO 중성염 전해용액에서 전류밀도, 전해시간 및 전해 용액의 농도가 SUS-304 및 Inconel-600 금속시편의 전해용해 성능에 미치는 영향을 조사하였다. 이 실험결과를 바탕으로 실제 우라늄 변환시설로부터 인출하여 , AUC 및 ADU 등의 우라늄 화합물로 오염된 시편에 대해 전류밀도 100mA/, IM NaNO 전해용액 내에서 전해 제염 실증시험을 수행하였으며, 오염물의 종류 및 오염준위의 대소와는 관계없이 모든 시편에 대하여 10분 이내의 짧은 시간 내에 자체처분 기준치 이하로 및 방사능 준위를 감소시킴으로써 본 중성염 전해제염이 매우 성공적임을 확인하였다.

The nano-scale crystallite sizes of uranium oxide powders in simulated spent fuel were measured by the neutron diffraction line broadening method in order to analyze the sintering behavior of the dry process fuel. The mixed and fission product powders were dry-milled in an attritor for 30, 60, and 120 min. The diffraction patterns of the powders were obtained by using the high resolution powder diffractometer in the HANARO research reactor. Diffraction line broadening due to crystallite size was measured using various techniques such as the Stokes' deconvolution, profile fitting methods using Cauchy function, Gaussian function, and Voigt function, and the Warren-Averbach method. The non-uniform strain, stacking fault and twin probability were measured using the information from the diffraction pattern. The realistic crystallite size could be obtained after separation of the contribution from the non-uniform strain, stacking fault and twin.

A study on the electrosorption of uranium ions onto a porous activated carbon fiber (ACF) was performed to treat uraniumcontaining lagoon sludge. The result of the continuous flow-through cell electrosorption experiments showed that the applied negative potential increased the adsorption kinetics and capacity in comparison to the open-circuit potential (OCP) adsorption for uranium ions. Effective U(VI) removal is accomplished when a negative potential is applied to the activated carbon fiber (ACF) electrode. For a feed concentration of 100 mg/L, the concentration of U(VI) in the cell effluent is reduced to less than 1 mg/L. The selective removal of uranium ions from electrolyte was possible by the electrosorption process.

본 논문에서는 고준위 핵폐기물의 지하 처분 시 사용되는 핵폐기물 처분장치의 기본 구조설계에 필요한 처분장치내의 핵 폐기물다발들을 지지하는 내부 삽입물의 구조형상과 재원 또 처분장치의 화학적 부식을 방지하기 위해 외곽에 설치하는 외곽쉘과 위아래 덮개의 두께를 결정하기 위하여 처분장치 구조물에 대한 선형정적 구조해석을 수행하였다. 해석 대상 처분장치는 가압경수로와 중수로의 핵폐기물 처분장치를 사용하였다. 일반적으로 핵폐기물 처분장치는 지하수백 미터에 위치하는 화강암 등의 암반 내에 설치하게 되는데 이 때 지하수의 침수에 의한 지하수압 및 처분장치 외곽에 완충장치로 설치하는 벤토나이트 버퍼의 팽윤압을 견디어 내야 한다. 따라서 이와 같은 압력의 변화에 따른 처분장치 구조물에 발생하는 응력 및 변형 등을 알기 위해서는 처분장치 구조물에 대한 구조해석을 수행해야 된다. 이를 위하여 본 논문에서는 처분장치에 대하여 선형정적 구조해석을 수행하였다.