It has been studied on the disposal area reduction for the used nuclear fuel by the management of high decay-heat nuclides, long-lived nuclides, and highly mobile nuclides. It was investigated on the management of the nuclides in KAERI. Strontium-90 is a high heat-generating nuclide in spent nuclear fuel. It is needed to separate the salt from the salt solution for the recovery of strontium after the chlorination of the strontium oxide in molten salt. Vacuum distillation was used for the separation of strontium from the molten salt. Potassium carbonate was chosen as a reactive distillation reagent for SrCl2 – LiCl – KCl system by the thermodynamic calculation. Reactive distillation experiments were carried out. The residual was mainly SrCO3 in the XRD analysis. It could be concluded that K2CO3 could be one of the suitable reagents for the reactive distillation. The salt in the long–lived nuclide powders should be removed to prepare the block for disposal. Experiments were carried out using W powders (surrogate) and U3O8 powders to develop a process for the removal of the residual salt from UOx powders. The salts were successfully removed from the W and U3O8 powders by distillation.

아미드옥심기와 복합재료 섬유흡착제를 제조하였고 해수로부터 우라늄이온의 분리 특성을 조사하였다. 흡착량은 흡착시간이 증가함에 따라 증가하였고 An:TEGMA:DVB의 몰비가 1:0.1:0.003인 수지가 pH 8 부근에서 최대 흡착능을 나타내었다. 또한 흡착량은 CFA에 첨가한 흡착제의 양이 증가함에 따라 증가하였으며 1시간 까지 선형적으로 증가하였고, 25˚C에서 최대흡착량을 나타내었다. 한편 Ca, Mg 이온은 흡-탈착 cycle이 반복될수록 증가하였으며 그양은 각각 0.3, 0.9mmole/g-Ads로 우라늄 이온의 그것보다 매우 낮았다. 흡착된 우라늄 이온의 탈착은 흡착제의 종류에 관계없이 약 30분 이내에 거의 100% 탈착되었다.

해수로 부터 우라늄 분리를 위한 아미드옥심형 섬유복합재료 흡착제를 제조하였고, IR, 팽윤도 실험, CHN 원소분석, SEM 및 흡착능 실험을 통하여 그 특성을 알아보았다. AN-TEGMA 및 AN-TEGMA-DVB 공중합체의 팽윤율과 수율은 가교제의 함량이 증가할 수록 감소하였으며, 수율은 AN-TEGMA 공중합체의 경우 85-92%였고 AN-TEGMA-DVB 공중합체는 82-88%였다. 다공도도가교체의 함량이 증가할 수록 감소하였으며 AN-TEGMA-DVB 공중합체가 AN-TEGMA 공중합체보다 작았다. 또한 전자현미경 관찰 결과 제조한 섬유 복합재료 흡착제의 표면에 흡착제가 고루 분포되어 있는 것을 확인하였고, 흡착제의 최적 첨가량은 40wt%이었다. 섬유복합재료 흡착제의 우라늄 흡착량은 pH 8 부근에서 최대 였으며, 해수의 pH가 8.3임을 감안할 때 해수 우라늄 분리에 적합한 소재 임을 알 수 있었다.