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윤달성,백승우,이상권,이주호,이창화 한국방사성폐기물학회 2022 방사성폐기물학회지 Vol.20 No.2
Thermodynamically, TRUOx, REOx, and SrOx can be chlorinated using ammonium chloride (NH4Cl) as a chlorinating agent, whereas uranium oxides (U3O8 and UO2) remain in the oxide form. In the preliminary experiments of this study, U3O8 and CeO2 are reacted separately with NH4Cl at 623 K in a sealed reactor. CeO2 is highly reactive with NH4Cl and becomes chlorinated into CeCl3. The chlorination yield ranges from 96% to 100%. By contrast, U3O8 remains as UO2 even after chlorination. We produced U/REOx- and U/SrOx-simulated fuels to understand the chlorination characteristics of the oxide compounds. Each simulated fuel is chlorinated with NH4Cl, and the products are dissolved in LiCl-KCl salt to separate the oxide compounds from the chloride salt. The oxide compounds precipitate at the bottom. The precipitate and salt phases are sampled and analyzed via X-ray diffraction, scanning electron microscope-energy dispersive spectroscopy, and inductively coupled plasma-optical emission spectroscopy. The analysis results indicate that REOx and SrOx can be easily chlorinated from the simulated fuels; however, only a few of U oxide phases is chlorinated, particularly from the U/SrOx-simulated fuels.
Numerical Heat Transfer Analysis of the Electrowinning Cell in the Pyroprocessing
윤달성,백승우,김시형,김광락,안도희 한국방사성폐기물학회 2009 방사성폐기물학회지 Vol.7 No.4
전해제련 공정은 악티늄족 원소를 동시에 회수하는 공정으로써, Pyroprocessing의 핵확산 저항성을 보장 하는 중요한 공정이다. 공학규모의 전해제련 장치를 설계하기 위한 기본 도구를 개발하기 위해서 실험실 규 모의 장치에 대한 열전달 해석을 수행하였다. 열전달 해석을 수치 해석적으로 계산하기 위해 ANSYS CXF 상 용 코드를 사용하였다. 열전달 해석 결과, 가열부의 길이가 수직으로 용융염의 높이보다 약 3배 이상이 되었 을 때, 용융염의 온도를 일정하게 유지할 수 있었으며, 냉각부의 길이는 그 영향이 미비하였다. 전해조 덮개아래의 아르곤 가스의 온도는 냉각 판의 개수에 따라 감소하였으며, 5개 이상 설치 할 경우 250 ℃ 이하로 유 지할 수 있음을 보였다. 이러한 계산 결과는 실제 실험 장치에서 측정된 장치 내부 온도 분포와 경향성이 일 치하는 것을 볼 수 있었다. 본 연구에서 해석된 전해제련 장치의 열 분포 특성은 공학규모 장치의 설계를 위 해 중요한 자료로 사용 될 수 있을 것이다.
Rare earth removal from pyroprocessing fuel product for preparing MSR fuel
윤달성,백승우,이창화 한국원자력학회 2024 Nuclear Engineering and Technology Vol.56 No.3
A series of experiments were performed to produce a fuel source for a molten salt reactor (MSR) through pyroprocessing technology. A simulated LiCl–KCl–UCl3-NdCl3 salt system was prepared, and the U element was fully recovered using a liquid cadmium cathode (LCC) by applying a constant current. As a result, the salt was purified with an UCl3 concentration lower than 100 ppm. Subsequently, the U/RE ingot was prepared by melting U and RE metals in Y2O3 crucible at 1473 K as a surrogate for RE-rich ingot product from pyroprocessing. The produced ingot was sliced and used as a working electrode in LiCl–KCl–LaCl3 salt. Only RE elements were then anodically dissolved by applying potential at 1.7 V versus Ag/AgCl reference electrode. The RE-removed ingot product was used to produce UCl3 via the reaction with NH4Cl in a sealed reactor.