• 제목/요약/키워드: 지르코늄 재활용

검색결과 5건 처리시간 0.022초

사용후연료의 건식처리 발생 hull 폐기물의 처리(II)

  • 김준형;김인태
    • 한국방사성폐기물학회:학술대회논문집
    • /
    • 한국방사성폐기물학회 2009년도 학술논문요약집
    • /
    • pp.177-177
    • /
    • 2009
  • 사용후 핵연료의 건식처리 시 핵연료 다발을 절단하여 voloxidation 즉 휘발산화처리를 하면 고온에 의해 분리가 가능한 핵분열생성물의 분리와 우라늄의 산화에 의한 부피팽창으로 핵연료가 쪼개져서 입도가 작아지고 또한 핵연료가 피복재에서 쉽게 박리되게 된다. 그 결과 폐기물 처리 시에 발열핵종으로 폐기물의 저준위화시에 분리가 요망되는 Cs-137이 분리되는 장점이 있어 습식 재처리에 있어서도 바람직하다. 건식처리에 있어서는 voloxidation 으로 처리된 피복재에는 금속 지르코늄에 불순물로 함유된 우라늄의 의한 방사화 생성물과 피복재 표변에 부착/침투한 방사화 생성물이 방사능을 갖게 된다. 이러한 부착된 TRU 잔류물은 통상 1% 미만으로 알파핵종의 방사능이 원자로에서 배출시에는 고준위 기준치의 약 100배 수준이었다가 30년 냉각후에는 약 1/10 수준으로 저준위화 된다. 지르코늄 금속중에 불순물로 함유된 우라늄의 방사화로 생기는 방사능은 고준위 기준치의 10% 를 넘지 않아서 피복재의 저준위화시에 고려할 필요가 없다. 발생열은 방출시에 고준위 기준치의 약 30 배 수준에서 5년 냉각후에는 기준치 미만이 되며 30년후에는 1/8000 정도로 저준위화 된다. 사용후 핵연료를 습시처리시에 발생하는 고준위 폐기물 중 약 1/4 가 피복재 (hull) 임을 고려하면 피복재의 저준위화는 사용후 연료의 건식처리에 있어서도 필수적인 과정이다. 특히 미국의 고준위 폐기물 처분장 Yucca Mt.의 포기와 우리의 고준위 폐기불 처분장이 공론화되는 싯점에서 저준위화는 매우 필요한 기술이다. 피복재는 방사성 물질의 침투두께가 0.01mm 미만이 대부분으로 저준위화에는 표면제염에 의한 저준위화가 주로 연구되어왔다. 표면제염에 의한 저준화는 이온 빔, laser에 의한 방법, dry ice 분사에 의한 방법이 시도되었다. 염소기체를 이용하여 지르코늄의 산화막을 제거하고자 하였으나 이 산화막이 안정적이어서 표변의 연마, 아크릴 칼의 사용, 표면을 눌러서 처리하는 등 전처리하여서 염소기체 반응에 의한 표면제거 실험이 가장 효과적임이 실험적 결과이었다. 이러한 전처리로 방사능을 1/100 수준으로 낮춘다고 하더라도 지르코늄 금속중에 불순물로 함유된 우라늄의 방사화에 의해 중저준위 폐기물의 범주에서 벗어나지 않으므로 재활용에는 제한이 있다. 또한 전처리(표면제염)하여 분리되는 고준위는 다른 고준위 염폐기물과 함께 처리하여 발열 핵종을 제거하면 중저준위화가 가능하다. 저준위화 된 hull폐기물에는 지르코늄 금속에 불순물로서 함유되어있는 우라늄에 의한 방사능을 갖는데 이들의 제거나 분리는 지르코늄 합금 피복재 원료물질에 불순물로 함유하는 우라늄의 함량을 낮추는 것과 유사한 문제이다. 현재까지 지르코늄합금 피복재에 우라늄이 불순물로 함유된 것을 사용함으로 원자로내에서 방사화되어서 방사능을 갖게 되는 것은 피할 수가 없다. 따라서 저준위화 처리된 피복재는 장기 보관으로 방사능을 감쇠시켜서 재활용하도록 한다. 처리 방법으로는 초고압 압축저장, 시멘트 고화, 합성암석에 의한 고화법 등으로 장기간 보관 후에 금속으로서 재활용한다.

  • PDF

지르코늄의 제조(製造)와 재활용기술(再活用技術) (Overview of Zirconium Production and Recycling Technology)

  • 박경태;김승현;홍순익;최미선;조남찬;유환준;이종현
    • 자원리싸이클링
    • /
    • 제21권5호
    • /
    • pp.18-30
    • /
    • 2012
  • Zr은 고온에서의 높은 치수안정성, 내식성은 물론 낮은 중성자 흡수단면적을 지녀 원자력산업용 소재 중 1차 방사능 차폐재인 핵연료 피복관으로 사용되며 현재까지 다른 소재로 대체 불가능하다. 하지만 Hf을 정제한 Zr sponge 제조기술은 미국, 프랑스, 러시아만 가지고 있어 원자력의존도가 높은 한국에서는 국가전략물자로 분류 철저히 관리되고 있다. 국내 유통되는 Zr의 대부분은 원자력산업에 사용되어 지며 유통구조는 정제된 Zr합금을 국외로부터 수입하여 tube로 가공 후 핵연료집합체로 제조되고, 그 외 소량이 합금첨가원소 및 폭약재 등 고부가가치 일반산업에 사용된다. 본 논문에서는 Zr 제조기술에 대한 현재산업현황 및 정련기술을 살펴보고, 최근 연구되고 있는 Electrolytic reduction process와 Molten oxide electrolysis와 같은 신 제련기술에 대한 소개 및 Zr recycling의 전반적인 기술소개도 포함하였다.

폐 산세 용액으로부터 공침 반응에 의한 지르코늄 회수 시 BaF2 입도 영향 및 Ba2ZrF8의 진공증류 특성 (The Effect of BaF2 Particle Size for Zirconium Recycling by Precipitation from Waste Acid and Ba2ZrF8 Vacuum Distillation Property)

  • 최정훈;하이크 네르시시안;한슬기;김영민;박철호;강종원;나기현;김정훈;이종현
    • 자원리싸이클링
    • /
    • 제26권6호
    • /
    • pp.29-37
    • /
    • 2017
  • 핵연료 피복관은 필거링 및 열처리 공정에 의해 제조되며, 핵연료 피복관 표면의 불순물 및 산화층을 제거하기 위해 산세 공정이 진행된다. 산세 공정 중 산세 용액으로 지르코늄이 용해되어 포화상태가 될 시 폐 산세 용액은 전량 폐기 되며 용액 내 지르코늄 또한 폐기된다. 그러므로 지르코늄을 재활용하기 위해 $BaF_2$를 폐 산세 용액에 첨가하여 공침 반응에 의해 $Ba_2ZrF_8$을 형성시켰다. 한편, 전해제련을 통해 Zr을 회수하기 위해서는 $Ba_2ZrF_8$을 전해질로 사용해야하지만, 용융점이 $1053^{\circ}C$로 높다. 따라서 $ZrF_4$를 첨가하여 용융점을 낮추어야한다. 본 연구에서는 $Ba_2ZrF_8$을 진공 증류를 통해 $BaF_2$$ZrF_4$로 분리하는 연구를 진행하였다. 먼저, $BaF_2$ 입자크기($1{\mu}m$, $35{\mu}m$, $110{\mu}m$)에 따른 침전 특성을 실험하였다. 그리고 진공 증류를 통해 수득된 $BaF_2$를 볼밀링을 통해 분쇄하였으며, 침전 공정을 거치지 않은 $BaF_2$와 침전 효율을 비교하였다.

Plasma Arc Remelting에서 활성 금속 Scrap 재활용에 미치는 공정인자의 연구 (A Study of Process factors on the Recycling of Reactive Metal Scraps in Plasma Arc Remelting)

  • 정재영;손호상
    • 자원리싸이클링
    • /
    • 제26권6호
    • /
    • pp.3-9
    • /
    • 2017
  • 본 연구에서는 anode로 Kroll 공정 처리된 Ti 스폰지를 사용하여 아크 전류, 아크 전압, 플라즈마 가스 종류에 따른 플라즈마 아크 재용해 거동을 조사하였다. 진공펌프의 토출 압력 범위($200{\sim}300kgf/cm^2$)에서는 토출 압력 증가에 따라 주어진 아크 길이에서 아크 전압이 크게 달라지지 않았다. 이것은 작업하는 동안 진공챔버내 압력이 거의 변화하지 않고, 주어진 분위기 압력을 잘 유지함을 의미한다. 여러가지 아크 전류 조건(700~900A)에서, 아크 전류 증가에 따라 아크 전압이 약간 증가하였고, anode 재료변화에 대한 효과도 이전 연구결과와 비교하였다. 분위기 가스가 Ar에서 He으로 변경되는 경우에는 정상상태의 출력이 2배 정도 향상되는 효과가 관찰되었다. 플라즈마 아크 장치의 출력 증가는 Ti 스폰지의 재용해 속도 증가와 함께 잉곳 표면도 양호해졌다. New 스크랩인 타이타늄과 old 스크랩인 지르코늄 합금을 플라즈마 아크 재용해한 결과, 매우 양호한 표면을 갖는 잉곳을 제조할 수 있었다.

원자력산업에서 지르코늄 스크랩 재활용을 위한 세정기술에 관한 연구 (A Study of Cleaning Technology for Zirconium Scrap Recycling in the Nuclear Industry)

  • 이지은;조남찬;안창모;노재수;문종한
    • 청정기술
    • /
    • 제19권3호
    • /
    • pp.264-271
    • /
    • 2013
  • 본 연구에서는 지르코늄 피복관 제조공정에서 발생되는 스크랩을 원전급(nuclear grade)으로 재활용하기 위해 스크랩 표면에 부착되어 있는 오염물 제거조건을 최적화하였다. 주 오염물은 피복관 제조시 필거링 공정에서 사용하고 있는 수용성 냉각윤활제 잔류물로서 튜브 표면에 압착 및 탄화된 것으로 가정된다. 스크랩 발생 빈도가 높은 ${\phi}9.50mm$, zirlo 합금 튜브를 피 세정 대상물로 선정하여 세정 후 피 세정물 표면에 잔존하고 있는 오염물의 특성분석과 피 세정물의 표면 성분분석으로 세정성을 평가하였다. 세정제별 세정능력을 평가하기 위하여 수산화나트륨(sodium hydroxide) 계열 2종과 수산화칼륨(potassium hydroxide) 계열 3종을 선정하여 비교하였다. 또한 온도 및 초음파 강도에 따른 세정 효과 분석을 위해 상온, $40^{\circ}C$, $60^{\circ}C$에서 각각 세정한 결과, 세정온도 및 초음파 강도가 높을수록 세정효과도 높은 것으로 나타났다. 육안검사 결과 수산화나트륨 계열은 초음파 강도와 무관하게 모두 양호한 것으로 나타났으나 수산화칼륨 계열은 초음파 강도 120 W 이상에서 피 세정물의 표면상태가 양호한 것으로 나타났다. 중량측정법에 의한 세정효과 분석결과 수산화나트륨 계열은 세정효율이 97.6% ($60^{\circ}C$, 120 W)까지 나타났으나 수산화칼륨 계열은 피 세정물의 표면상태 불량으로 중량측정 방법을 적용하는 것이 부적합한 것으로 나타났다. 피 세정물의 표면 오염물 분석 결과 C, O, Ca, Zr 성분이 검출되었으며 그 중 C, O의 성분이 대부분을 차지하였음을 알 수 있었다. 피 세정물의 세정 정도에 따라 C, O 구성 비율의 변화가 큰 것으로 나타났으며 세정이 잘될수록 C의 구성비율이 감소되며 상대적으로 O의 구성 비율이 증가되었다. 본 연구 결과를 바탕으로 산업현장에 적용하기 위하여 세정공정을 알카리세정, 수세, 건조의 3단계로 구분하고 각 단계별로 세정변수를 조정함으로써 세정효과의 극대화를 기대할 수 있다.