• 한국방사성폐기물학회:학술대회논문집
• /
• 한국방사성폐기물학회 2018년도 추계학술논문요약집
• /
• pp.347-348
• /
• 2018

• 자원리싸이클링
• /
• 제30권4호
• /
• pp.54-63
• /
• 2021

SCR 탈질 폐촉매로부터 바나듐과 텅스텐은 소다배소-수침출 공정을 통해 얻은 침출액으로부터 분리/회수하여 얻을 수 있다. 본 연구에서는 강염기성 음이온교환수지인 Lewatit monoplus MP 600을 사용하여 연속식 이온교환칼럼에서 수용액에 용해되어 있는 바나듐과 텅스텐의 흡·탈착 거동을 알아보고, 바나듐/텅스텐 분리를 위한 연속식 이온교환칼럼 운전조건을 제시하고자 하였다. 수용액 pH 8.5에서 단일 성분 수용액으로 연속식 흡착실험을 수행한 결과, 흡착용량은 바나듐 44.75 mg/(g of resin)과 텅스텐 64.92 mg/(g of resin)으로 바나듐보다 텅스텐의 흡착용량이 크게 나타났으며 이는 이온교환수지에 흡착되는 이온의 전하수가 바나듐 보다는 텅스텐이 작기 때문이라고 사료된다. 텅스텐이 흡착된 이온교환수지에 바나듐 함유 수용액이 공급됨에 따라 이온교환수지에 흡착되었던 텅스텐이 바나듐과 교환되며 탈착되는 거동을 보였으며, 이로부터 MP 600에 대하여 바나듐이 텅스텐보다 친화도(affinity)가 높음을 알 수 있었다. SCR 탈질 폐촉매 침출액과 동일한 농도의 바나듐과 텅스텐 혼합용액으로 pH 8.5에서 연속식 실험을 수행한 결과 바나듐의 흡착 용량은 48.72 mg/(g or resin)으로 공급량의 80%가 흡착된 반면 텅스텐의 경우 이온교환수지에 흡착된 양이 거의 0에 근접하며 바나듐과 텅스텐의 분리가 효과적으로 이루어졌다. 바나듐이 흡착된 이온교환수지로부터 2M HCl를 15 mL/h로 공급하여 97.7%의 바나듐을 99%의 순도로 탈착시킬 수 있었다. 탈착용액으로부터 염화암모늄을 침전제로 사용하여 90℃에서 암모늄폴리바나데이트 형태로 93%의 바나듐을 회수하였다.

• Nuclear Engineering and Technology
• /
• 제54권2호
• /
• pp.442-448
• /
• 2022

Intermediate-level radioactive waste (ILW) is not subject to legal approval for cave disposal in Korea. To solve this problem, a spent resin treatment device that separates ¹⁴C-containing resin from zeolite/activated carbon and desorbs ¹⁴C through a microwave device has been developed. In this study, we evaluated the radiological safety of the operators performing repair work in the event of a failure in such a device treating 1 ton of spent resin mixture per day. Based on the safety evaluation results, it is possible to formulate a design plan that can ensure the safety of workers while developing a commercialized device. When each component of the resin treatment device can be repaired from the outside, the maximum and minimum allowable repair times are calculated as 263.2 h and 27.7 h for the ¹⁴C-detached resin storage tank and zeolite/activated carbon storage tank, respectively. For at least 6 h per quarter, the worker's annual dose limit remains within 50 mSv/year; further, over 5 years, it remained within 100 mSv. At least 6 h of repair time per quarter is considered, under conservative conditions, to verify the radiological safety of the worker during repair work within that time.

• 자원리싸이클링
• /
• 제31권3호
• /
• pp.73-80
• /
• 2022

폐리튬이온전지를 고온에서 용융환원하면 금속혼합물을 얻을 수 있다. 금속혼합물을 황산이나 염산으로 침출한 다음 용매추출로 분리한 여액에는 니켈(II), 코발트(II), 망간(II)과 실리케이트(IV)가 함유되어 있다. 본 논문에서는 양이온교환수지인 Diphonix와 P204를 사용하여 황산과 염산 합성용액에 함유된 상기 이온들의 이온교환거동을 조사했다. 용액의 pH가 3인 황산용액에서 니켈(II), 코발트(II)와 망간(II)이 선택적으로 Diphonix에 흡착되었다. 용액의 pH가 6인 염산용액에서는 망간(II)이 P204수지에 선택적으로 흡착되어 분리가 가능했다. Diphonix와 P204에 흡착된 금속이온은 황산이나 염산용액으로 세출할 수 있었다.

• 한국방사성폐기물학회:학술대회논문집
• /
• 한국방사성폐기물학회 2004년도 학술논문집
• /
• pp.147-157
• /
• 2004

CANBU형 원전에서 $^{14}C$ 핵종은 감속재 계통, 냉각재, 환형기체 및 연료 계통에서 생성된다. 이4가지 계통 중 감속재 계통이 전체 $^{14}C$ 생성의 94.8%를 차지하고 있다. $^{14}C$ 핵종은 용액 내에서 PH에 따라 용존 이산화탄소$^{14}CO_2$), 중탄산 이온($H^{14}{CO_3}^-$), 탄산 이온($^{14}{CO_3}^{2-}$) 및 탄산($H_2^{14}CO_3$)의 형태로 존재하는데, 감속재 계통에서는 PH가 5이상으로서 주로 이산화탄소($^{14}CO_2$), 탄산($H_2^{14}CO_3$) 및 중탄산 이온($H^{14}{CO_3}^-$)으로 존재한다. 본 연구에서는 월성 원전 각 계통에서 사용되고 있는 이온교환수지 현황과 년도별 폐수지 발생현황을 조사하였다. 그리고 월성 원전에서 사용되고 있는 IRN 150 수지의 탄소화합물의 흡$\cdot$탈착 특성을 살펴보기 위해, 중성 pH에서 주로 존재하는 ${HCO_3}^-$ 이온을 IRN 150 수지와 반응시켜 포화시킨 뒤, $NaNO_3$ 와 $Na_3PO_4$ 및 HC1, NaOH의 탈착용액을 선정하여 ${HCO_3}^-$ 이온의 탈착 가능성을 알아보았다. $Na^+$ 이온에 의한 $CO^{2+}$ 이온 및 $Cs^+$이온의 탈착은 거의 발생되지 않았으며, ${NO_3}^-$ 이온 및 ${PO_4}^{3-}$ 이온에 의한 ${HCO_3}^-$ 이온의 탈착은 서서히 진행되었다.

• 전기화학회지
• /
• 제2권4호
• /
• pp.183-189
• /
• 1999

원자력 시설의 가동 및 유지보수 중에 중$\cdot$저준위 방사성폐기물로 다량 생성되는 폐 유기이온교환수지를 상온의 수용 상 내에서 분해 처리하는 공정을 개발할 목적으로, 전기화학적으로 생성되는 Ag(II)를 매개산화제로 사용하여 양이온 및 음이온교환수지의 분해 연구를 수행하였다. Ag(II) 매개산화 공정에서 제어 가능한 인자인 전류, 온도 및 전해질 농도가 이온교환수지의 분해거동에 미치는 영향을 고찰하였다. 양이온교환수지는 거의 대부분 $CO_2$로 분해되었으며, 전류밀도가 감소할수록 전류효율이 증가됨을 보인 반면에 양극전해질로 사용된 질산의 농도 및 온도가 증가하더라도 분해거동에는 영향을 미치지 않았다. 양이온교환수지와는 달리 음이온교환수지의 분해시에는 온도와 무관하게 약 $10\%$ 정도가 CO로 분해되었고, $CO_2$로의 분해효율은 온도에 의존하는 경향을 보였으며, $60^{\circ}C$ 이상에서 효과적으로 분해가 가능하였다.

• 한국방사성폐기물학회:학술대회논문집
• /
• 한국방사성폐기물학회 2018년도 추계학술논문요약집
• /
• pp.436-437
• /
• 2018

• 방사성폐기물학회지
• /
• 제7권3호
• /
• pp.175-182
• /
• 2009

유동층 비중차 분리기를 이용하여 혼합 폐 이온교환수지에서 폐 양이온수지와 폐 음이온수지로 분리하였으며, 원소분석과 열분석으로 분리가 잘 되었음을 확인하였다. 비중차 분리를 통해 얻은 수백 미크론의 구형 알갱이 형태의 폐 양이온수지와 폐 음이온수지 각각을 볼밀로써 24시간 습식 분쇄하여 적정 입도 이하의 입자가 균일하게 분산된 고농도 슬러리를 얻은 다음, 희석하여 $COD_{cr}$, 농도 25,000ppm의 시료를 준비하였다. 실험실 규모의 소형 초임계수산화(Super Critical Water Oxidation, SCWO) 장치(반응기 용량 : 220 mL)로써 화력발전소에서 발생한 폐 양이온수지와 폐 음이온수지에 대해 최적의 분해조건을 확립한 다음, 파일럿플랜트(반응기 용량 : 24 L)로 scale-up 실험을 수행하였다. 우선 화력발전소의 폐수지로서 파일럿테스트를 실시한 다음, 원자력발전소의 폐수지로써 파일럿테스트를 수행하여 최적의 분해조건을 설정하였다. 실험실 규모의 소형 SCWO 장치와 파일럿플랜트의 설계 및 운전에서 얻은 경험을 바탕으로 원자력발전소 내에 설치 가능한 규모로 상용설비(처리용량 : 150kg/h)를 설계 중에 있다.

• 방사성폐기물학회지
• /
• 제17권1호
• /
• pp.59-73
• /
• 2019

원자력발전소 운영 과정에서 발생되는 폐기물인 폐수지를 원천적으로 저감하기 위해, 새로운 폐수 정화기술을 개발하고 원전 폐수처리시스템에 가상적으로 적용하여 효용성을 평가하고자 하였다. 본 기술의 기본 원리는 폐수에 존재하는 주요 핵종이온들을 생물학적 혹은 화학적 방법을 통해 무기 결정광물로 바꾸는 방식이다. 실험실에서 폐수를 대상으로 회분식실험을 통해 핵종 제거율을 측정한 결과, 생물학적 방법은 24시간 이내에 세슘을 80% 이상 제거하였고, 화학적 방법은 95% 이상 세슘을 선택적으로 제거할 수 있었다. 그리고 원전 폐수에 존재하는 다른 주요 핵종들(Co, Ni, Fe, Cr, Mn, Eu)에 대해서도 초기 99% 이상의 높은 제거율을 보여 주었다. 우리는 APR1400 원자력발전소의 폐수처리시스템 공정에서 역삼투압(R/O)과 유기 이온교환수지 모듈 사이에 가상으로 본 기술 모듈을 설치하였다. 가상의 모듈 설치를 통한 기술적 타당성 평가를 통해, 우리는 폐수의 주요 핵종들이 90% 이상 선택적으로 제거되고 폐수지의 발생량이 대폭 감소된다는 결과를 얻을 수 있었다. 이러한 결과가 의미하는 바는 본 기술이 향후 미래에 상용화되었을 경우, 폐수지 관리 비용을 크게 감소시키고 수지 수명도 대폭 연장시킬 수 있어, 결과적으로 월성 방사성폐기물 처분시설의 저장고 포화시점을 최대한 늦출 수 있는 이점이 있다.

• 방사성폐기물학회지
• /
• 제5권3호
• /
• pp.179-188
• /
• 2007

가압경수로형 원자력발전소의 운영과정에서 발생된 폐수지내 $^{14}C$ 및 $^3H$의 분포특성을 조사하였다. $Na_2^{14}CO_3$ 표준용액을 사용한 $^{14}C$의 회수율 측정결과, 사용한 산의 종류에 관계없이, 3 N-HCl $3\;N-HNO_3,\;3\;N-H_2SO_4$, 주입한 $^{14}C$ 농도 $0.72\;Bq{\sim}460\;Bq$ 범위에서 $81%{\sim}100%$의 회수율을 나타내었다. 같은 장치를 사용하여 HTO 표준용액 증류에 의한 $^3H$의 회수율은 주입한 $^3H$ 농도 $0.60\;Bq{\sim}435\;Bq$ 범위에서 $81%{\sim}101%$ 이었다. 습식산화-산용출법에 의한 폐수지의 $^{14}C$ 및 $^3H$ 동시분리시, $3\;N-H_2SO_4$를 사용했을 때 다른 감마핵종에 의한 방해가 없었으며, $^3H$ 포집액이 섬광제와 잘 혼합되었다. 그러나 3 N-HCl을 사용했을 때 $^3H$ 포집용액에서 $^{60}Co,\;^{134}Cs,\;^{137}Cs$ 및 $^{54}Mn$ 등의 감마핵종이 검출되었다. 또한 Sample Oxidizer에 의한 $^3H$ 포집용액에서도 $^{60}Co,\;^{134}Cs,\;^{137}Cs$ 및 $^{54}Mn$ 등이 검출되었으며, $^{14}C$ 포집용액에서는 $^{134}Cs,\;^{137}Cs$이 검출되었다. 폐수지의 총 $^{14}C$ 함량중 약 70% 이상이 무기 탄소로 확인되었다. 30개 폐수지 시료중 8개 고방사능 폐수지의 $^{14}C$ 및 $^3H$의 평균농도는 각각 $19000\;Bq/g{\pm}41000\;Bq/g,\;670\;Bq/g{\pm}460\;Bq/g$이었으며 22개 저방사능폐수지에서는 각각 $4.2\;Bq/g{\pm}4.3\;Bq/g,\;6.0\;Bq/g{\pm}5.3\;Bq/g$이 검출되었다. 고방사능 폐수지의 평균 $^{14}C/^3H$비는 28로 저방사능 폐수지의 0.70에 비해 높게 나타났으며, $^{14}C$ 및 $^3H$의 농도는 서로 비례하는 경향을 보였다.