용매추출법을 이용하여 스텐레스 산세폐액으로부터 산과 니켈 및 크롬 등의 유가금속을 효과적으로 회수하기 위한 처리공정을 개발하고자 하였다. 현재까지 일본, 스웨덴 및 캐나다 등에서 이와같은 폐산을 처리하기 위한 몇가지 기술이 개발된 바 있으나 이들 방법은 대부분 산의 회수만을 주목적으로 한 것이기 때문에 폐산에 함유된 금속성분이 수산화물 스러지로 그대로 폐기되는 결점을 지니고 있다. 본 실험은 질산 및 불산과 함께 금속성분인 니켈과 크롬을 회수하여 정제산을 산세공정에 재상용하는 한편 처리과정에서 발생하는 스러지양을 최소한으로 줄이고자 하는 목적에서 시도되었다. 질산과 불산의 혼산은 TBP를 추출재로 사용한 용매추출에 의해 효과적으로 회수할 수 있었으며 여기에서 나온 폐액은 중화침전에 의해 철분을 제거한 다음 최종적으로 D2EHPA를 추출제로 사용하여 니켈과 크롬을 분리회수 할수 있었다.
The presented research is about characterization of Cellulose Triacetate (CTA) based Polymer Inclusion Membranes (PIMs) which incorporated the commercial extractant Aliquat 336, Tributylphosphate (TBP) as modifier and 2-Nitro Phenyl Pentyl Ether (NPPE) as plasticizer, for the preparation of the membranes. Chemical and physical characteristics of the synthesized membranes especially membrane thickness and side difference effects were investigated. Different surface structures and membrane thickness affect the extraction efficiency of membranes. Membrane extraction experiments were studied where the glass-facing surface of the membranes placed next to feed phase and the air-facing surface to stripping phase. The membrane was characterized by means of AFM, FT-IR and SEM.
The ionic liquids are known to potential alternative solvents capable of replacing the commercial solvents in various processes including those in nuclear fuel cycle. As to the material, a number of studies have already reviewed the interesting results and addressed the spectroscopic as well as electrochemical behaviors of metal elements included in spent nuclear fuels. It has found that the important properties of metal ions in TBP dissolved ILs have led the development of alternative technologies to traditional solvent extraction processes. On the other hand, the electrochemical deposition of metal ions in ILs have been investigated for the application of the solvents to aqueous as well as to non-aqueous processes. In this work, a review on the application of ILs in nuclear fuel cycle is briefly presented to understand the notable researches on ILs focusing on aqueous processes.
2000년대에 접어들면서 선택적 촉매 환원(SCR) 촉매에 대한 광범위한 수요가 점차 증가하고 있다. SCR 촉매는 환경보호를 위해 질소산화물(NOx)의 배출 방지에 사용 된다. 일반적으로 SCR 촉매의 주성분은 TiO2(70~80 %), WO3(7~10 %), V2O5(~1 %) 등으로 구성되어있다. SCR 폐촉매는 대개 매립되어 폐기 되는데, 분해도가 극히 낮아 매립지에 영구적으로 남아있게 된다는 문제점을 가지고 있다. 따라서 환경을 보호하고 페촉매에 함유되어 있는 유가금속의 회수를 위하여 새로운 첨단기술의 개발이 필요하다. 이러한 SCR 폐촉매의 처리를 위해 침출 및 액-액 추출과 같은 습식제련법이 설계되고 개발되었다. 첫 번째 단계에서 SCR 폐촉매로부터 바나듐과 텅스텐을 선택적으로 침출한 후, 액-액 추출 공정에 의해 처리되었다. 바나듐과 텅스텐의 선택적 추출을 위해 D2EHPA, PC 88A, TBP, Cyanex 272, Aliquat 336과 같은 다양한 상용 용매추출제를 이용한 실험을 수행하였다. 바나듐과 텅스텐의 추출 및 분리를 위해 세정(scrubbing) 및 탈거(stripping) 연구가 수행되고 최적화 되었다. 3상의 생성을 억제하기 위해 iso-decanol 시약을 사용하여 최적화 하였다.
Cyanex 572에 의한 경희토류 다성분 혼합 용액에서 La, Ce, Pr, Nd, Sm의 분리특성에 대해 연구하였다. 5성분계 혼합 용액에서 추출제 농도가 증가할수록 5성분 모두 $pH_{50}$(추출율이 50%인 pH) 값은 감소하였다. 추출제 농도 0.6 M 이상에서 La과 Ce, Nd와 Sm 는 10 이상의 분리계수 값을 보인 반면, Ce과 Pr, Pr과 Nd 사이의 분리계수는 0.5~2.2로 낮았다. 분리계수 개선을 위해 0.6 M Cyanex 572에 TBP를 첨가하였으나 상 분리 속도나 분리계수 개선 효과는 나타나지 않았다. 실험 결과를 고찰한 결과, La/(Pr, Nd, Sm) 그룹과 (Pr, Nd)/Sm 의 경우는 그룹 별 분리는 가능할 것으로 보이나, (La, Ce) 과 (Pr, Nd)의 그룹분리는 Ce와 Pr 사이의 분리계수가 낮아 어려울 것으로 사료된다.
이온성 액체 기술에서의 학문적 연구들은 원자력 산업으로 확대되어 왔으며 많은 연구자들에 의해 방사성 물질의 처리에 이온성 액체의 활용이 연구되어 왔다. 다수의 연구들에 의해 사용 후 핵연료에 포함되어 있는 금속 원소들의 분광학적, 전기화학적 거동에 대한 흥미로운 결과들이 보고되었다. TBP(tri-butyl phosphate)를 용해시킨 이온성 액체에서 측정되고 관찰된 금속 이온들의 물성들은 전통적인 수용성 공정에 대한 대안 기술 개발을 유발시켰다. 한편, 수용성 및 비수용성 공정에서의 활용을 위해 이온성 액체에서 금속 이온의 전기화학적 전착이 연구되었다. 본 연구에서는 이온성 액체 연구에서 주목할 만한 내용들을 분류하고 정리하여 핵연료주기에서 이온성 액체의 활용에 대해 고찰하였다.
국내 석탄화력발전소에서 발생되는 비산석탄회의 방사능 농도 분석을 수행하였고 재활용을 위한 방사능 함량의 유해도를 평가하였다. TBP 용매추출법과 알파스펙트로베타를 사용하여 비산석탄회에 존재하는 우라늄 동위원소($^{238}U,\;^{235}U,\;^{234}U$)의 방사능 농도를 측정하였으며, 감마스펙트로메타를 사용하여 $^{226}Ra,\;^{232}Th,\;^{40}K$ 등의 방사능 농도를 결정하였다. 우라늄 동위원소의 농도측정 결과 $^{238}U,\;^{235}U,\;^{234}U$의 방사능 농도는 평균적으로 각각 116.1, 5.01, 및 121.2 Bq $kg^{-1}$으로 나타났으며, $^{234}U/^{238}U$의 방사능 농도비는 $1.04\;{\pm}\;0.03$ 로서 자연상태의 토양중 방사능 농도 비인 1.14 와 유사하였다. 동일시료에 대한 감마측정 결과 $^{226}Ra,\;^{292}Th$ 및 $^{40}K$의 방사능 농도는 각각 $101.7\;{\sim}\;113.9,\;39.5\;{\sim}\;54.2$, 및 $315.0\;{\sim}\;990.6$ Bq $kg^{-1}$ 으로 나타났다. $^{226}Ra,\;^{292}Th$ 및 $^{40}K$ 동위원소의 농도를 사용하여 재활용 목적으로서의 비산석탄회의 방사능 함량 유해도를 평가하였고, 그 결과 본 연구의 대상물질인 비산석탄회의 방사능 함량은 허용기준치 이하로 나타났다.
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[게시일 2004년 10월 1일]
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