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[국내논문] SiO2-Al2O3-P2O5 무기복합체를 이용한 LiCl-KCl 방사성 폐기물의 안정화/고형화: Part 1. LiCl-KCl의 탈염화 반응거동 및 고형화특성
Stabilization/Solidification of Radioactive LiCl-KCl Waste Salt by Using SiO2-Al2O3-P2O5 (SAP) inorganic composite: Part 1. Dechlorination Behavior of LiCl-KCl and Characteristics of Consolidation 원문보기

방사성폐기물학회지 = Journal of the Korean Radioactive Waste Society, v.10 no.1, 2012년, pp.45 - 53  

조인학 (한국원자력연구원) ,  박환서 (한국원자력연구원) ,  안수나 (한국원자력연구원) ,  김인태 (한국원자력연구원) ,  조용준 (한국원자력연구원)

초록
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사용후 핵연료내 우라늄 및 초우란원소를 회수하는 파이로프로세싱 공정에서 배출되는 금속염화물계 방사성 폐기물은 높은 휘발특성과 붕규산계 유리와의 낮은 상용성으로 인해 고화처리가 쉽지 않은 폐기물이다. 이를 위해, 본 연구에서는 고화처리의 한 방법으로 탈염화 반응을 통한 고화체제조 개념을 채택하였다. 솔젤법을 이용하여 탈염화물질, $SiO_2-Al_2O_3-P_2O_5$ (SAP)을 합성하였으며 이를 이용하여 탈염화 반응거동 반응생성물의 고형화 특성을 조사하였다. LiCl계 폐기물과 달리, LiCl-KCl폐기물의 반응은 두 개의 온도범위에서 반응이 진행되며, $400^{\circ}C$의 경우에는 LiCl이, 약 $700^{\circ}C$에서는 KCl이 주로 반응하는 것으로 확인되었다. 여러 가지 반응실험을 통하여 LiCl-KCl의 탈염화 반응에 가장 적합한 물질은 SAP 1071 (Si/Al/P=1/0.75/1 in molar)인 것으로 확인되었다. 4가지 종류의 고형화 실험을 통하여 고화체의 bulk shape과 densification은 SAP/Salt의 비에 영향 받는 것을 확인하였다. 제조된 고형화 시료는 Product Consistency Test-A법을 이용하여 기본적인 내구성을 평가하였다. 본 연구는 $SiO_2$, $Al_2O_3$, $P_2O_5$로 이루어진 탈염화 물질을 이용하여 반응특성과 고형화 특성에 대한 기본적인 정보를 제공하였으며, 이와 같은 실험을 통하여, 본 연구에서 제안된 탈염화 고화처리방법이 휘발특성이 높고 기존 유리매질과 상용성이 낮은 금속염화물계 폐기물에 적용이 가능함을 확인하였다.

Abstract AI-Helper 아이콘AI-Helper

The metal chloride wastes from a pyrochemical process to recover uranium and transuranic elements has been considered as a problematic waste difficult to apply to a conventional solidification method due to the high volatility and low compatibility with silicate glass. In this study, a dechlorinatio...

주제어

AI 본문요약
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문제 정의

  • 본 연구팀은 금속염화물이 가지는 물리화학적 특성을 제거하여 waste loading 및 화학적 내구성 향상을 목적으로 탈염화 반응을 통한 고화처리방법을 채택하였으며, 기존의 탈염화 반응이 가지는 반응의 불완전성과 공정복잡성의 단점을 제거하기 위해, SiO2와 Al2O3 및 P2O5로 구성된 합성무기매질을 이용하여 전해환원공정에서 발생되는 LiCl염의 탈염화 반응 및 고화특성에 대한 연구를 수행하여왔다[10]. 본 연구에서는 동일한 방법을 LiCl-KCl 폐기물에 적용하여 안정화 및 고형화 특성을 조사하였다.
  • 로 구성된 합성무기매질을 이용하여 전해환원공정에서 발생되는 LiCl염의 탈염화 반응 및 고화특성에 대한 연구를 수행하여왔다[10]. 본 연구에서는 동일한 방법을 LiCl-KCl 폐기물에 적용하여 안정화 및 고형화 특성을 조사하였다. 동일한 금속염화물이란 점에서 LiCl과 유사하나, LiCl-KCl 공용융염은 융점이 약 360℃내외이며, 용융상태에서 K2Cl+와 같은 complex ion이 다량 존재하여 물질과의 화학적 반응특성이 상이하다.
  • 특히, 차세대원자로인 Sodium Faster Reactor (SFR)의 사용 후 핵연료처리를 위한 파이로프로세싱 공정에서는 금속핵연료를 처리하기 때문에 전해환원공정이 존재하지 않으며 배출되는 염폐기물은 모든 방사성 핵종을 포함한다. 이러한 점에서, LiCl-KCl계 폐기물의 탈염화 반응특성과 그 반응생성물의 고형화 특성조사를 통하여 LiCl계 방사성 폐기물에 적용된 합성무기매질(SAP)이 다른 형태의 금속염화물계 방사성 폐기물에 대해서도 적용성을 가지는지를 확인하고자 하였다.
  • 일반적으로 인산유리의 내구성을 높이는 수단으로 전이금속이나 B, Al등을 추가하는 것은 잘 알려진 방법이다[11]. 본 실험에서는 생성물의 chemical binder로서 사용된 붕규산 유리에 이러한 산화물의 조성을 변화시켜, 거시적 형상과 내구성 등을 비교평가 하고자 하였다. 본 실험에서 유리의 혼합비는 35wt%로 고정하였으며, 1150℃에서 약 4시간 열처리하여 고형화 시료를 제조하였다.
  • 이러한 과정에서 열적, 수화학적으로 안정한 금속화합물이 얻어지며, 고온처리를 통하여 내구성이 높은 고화체를 제조할 수 있다[13,14]. 본 연구는 그 대상을 LiCl-KCl 공용융염으로 하여 반응특성과 고형화 특성을 확인하고자 하였다. 이를 위해, 금속염화물과 기본물질인 SAP125의 반응특성을 먼저 확인하였다.
  • LiCl-KCl 공용융염 폐기물은 휘발특성이 크며, 일반적인 붕규산계 유리와는 상용성이 낮아 고화처리가 쉽지 않은 폐기물이다. 본 연구에서는 탈염화를 통한 고화처리개념을 채택하여 고화에 적합한 탈염화매질을 합성하고 LiCl-KCl과의 기본적인 반응특성, 탈염화거동 및 고형화특성을 조사하여 SiO2-Al2O3-P2O5 (SAP) 탈염화 물질이 LiCl폐기물 뿐만아니라, LiCl-KCl에도 적용 가능함을 확인하였다. 금속염화물계 폐기물에 존재하는 염소를 동시에 고정화하는 고화처리방법에 비해, 탈염화방법은 염소로 파생되는 고화처리문제를 해결하고 일반적인 유리매질 등을 이용하여 손쉽게 생성물을 고화처리할 수 있고 높은 처리효율과 내구성을 동시에 얻을 수 있는 장점을 가진다.
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질의응답

핵심어 질문 논문에서 추출한 답변
국내에서 개발되는 파이로프로세싱 공정은 어떻게 구성되어 있는가? 사용후 핵연료 재활용기술의 하나인 파이로프로세싱 (pyroprocessing)공정은 핵연료내의 핵분열생성물을 제거하고 우라늄 및 초우란 원소를 회수하여 핵연료로 재사용함으로서, 사용 후 핵연료의 저장공간의 포화와 같은 문제를 해결하는 방안의 하나로 국내에서 개발이 진행되고 있다. 국내에서 개발되는 파이로프로세싱 공정은 전해환원, 전해정련 및 제련과 같은 전기화학적 공정들로 구성되어 있으며, 금속염화물계 전해질 (LiCl, LiCl-KCl)을 사용한다. 전해공정 과정에서 우라늄 및 초우란원소들은 금속상태로 회수되며, 핵분열생성물들은 전해질 내에 잔존하여 방사성 폐기물로 배출된다.
금속염화물 내 염소를 제거하고 유리고화 시키는 방법은 어떤 단점을 가지고있는가? 이러한 점에서, 1000℃내외의 온도에서 붕산과 용융염을 반응시켜 붕산유리질로 변화시켜 고화시키거나, KOH용액을 이용하여 수산화물로 핵종들을 침전시킴으로서, 금속염화물 내 염소를 제거하고 유리고화 시키는 방법들이 제안되어왔다[7-9]. 그러나, 이러한 방법은 탈염화 반응이 불완전하거나 후속적인 공정이 복잡한 단점을 가지고 있어, 실제 적용이 용이하지 않다.
파이로프로세싱 (pyroprocessing)공정은 어떤 문제를 해결하는 방안의 하나로 국내에서 개발이 진행되고 있는가? 사용후 핵연료 재활용기술의 하나인 파이로프로세싱 (pyroprocessing)공정은 핵연료내의 핵분열생성물을 제거하고 우라늄 및 초우란 원소를 회수하여 핵연료로 재사용함으로서, 사용 후 핵연료의 저장공간의 포화와 같은 문제를 해결하는 방안의 하나로 국내에서 개발이 진행되고 있다. 국내에서 개발되는 파이로프로세싱 공정은 전해환원, 전해정련 및 제련과 같은 전기화학적 공정들로 구성되어 있으며, 금속염화물계 전해질 (LiCl, LiCl-KCl)을 사용한다.
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참고문헌 (16)

  1. B. L. Metcalfe, I. W. Donald, "Candidate Wasteforms for the Immobilization of Chloridecontaining Radioactive Waste", J. Non-Cryst. Solids., 348, pp. 225-229 (2004). 

  2. L. R. Morss, M. A. Lewis, M. K. Lichmann, D. Lexa, "Cerium, Uranium, and Plutonium Behavior in Glass-bonded Sodalite, a Ceramic Nuclear Waste Form", J. Alloys Compd., 303, pp. 42-48 (2000). 

  3. D. Lexa, L. Leibowitz, J. Kropf, "On the Reactive Occlusion of the (uranium trichloride + lithium chloride + potassium chloride) Eutectic Salt in Zeolite 4A", J. Nucl, Mater., 279, pp. 57-64 (2000). 

  4. M. K. Lichmann, D. T. Reed, A. J. Kropf, S. B. Aase, M. A. Lewis, "EXAFS/XANES Studies of Plutonium-loaded Sodalite/Glass Waste Forms", J. Nucl. Mater., 297, pp. 303-312 (2001). 

  5. D. E. Day, Z. Wu, C. S. Ray, P. Hrma, "Chemically Durable Iron Phosphate Glass Wate Forms", J. Non-Cryst. Solid, 241, pp. 1-12 (1998). 

  6. M. G. Mesko, D. E. Day, "Immobilization of Spent Nuclear Fuel in Iron Phosphate Glass", J. Nucl. Mater., 273, pp. 27-36 (1999). 

  7. B. G. Ahn, H. S. Park, H. Y. Kim, H. S. Lee, I. T. Kim, "Immobilization of Radioactive Rare Earth Oxide Waste by Solid Phase Sintering", J. of the Korean Radioactive Waste Society, 8(1), pp. 49-56, (2010). 

  8. G. Leturcq, A. Grandjean, D. Rigaud, P. Perouty, M. Charlot, "Immobilization of Fission Products Arising from Pyrometallurgical Reprocessing in Chloride Media". J. Nucl. Mater., 347, pp. 1-11 (2005). 

  9. Y. Ikeda, Y. Takesima, "Conversion Reaction of Metal Chloridesinto Oxides with Boric Acid", J. Nucl. Sci. Technol., 32, pp. 1138-1145 (1995). 

  10. H. S. Park, I. T. Kim, H. Y. Kim, J. H. Kim, "Stabilization of Radioactive Moltne Salt Waste by Using Silica-Based Inorganic Material", J. of the Korean Radioactive Waste Society, 5(3), pp. 171-177, (2007) 

  11. I. W. Donald, B. L Metcalfe, S. K. Fong, L. A. Gerrard, "The Influence of $Fe_2O_3$ and $B_2O_3$ Addtions on the Thermal Properties, Crystallization Kinetics and Durability of a Sodium Aluminum Phosphate Glass", J. Non-Cryst. Solids., 352, pp. 2993-3001 (2006). 

  12. ASTM C1285-02 "Standard Test Methods for Determining Chemical Durability of Nuclear, Hazardous, and Mixed Waste Glasses and Multiphase Glass Ceramics: The Product Consistency Test (PCT)", (2008). 

  13. H. S. Park, I. T. Kim, H. Y. Kim, S. K. Ryu, J. H. Kim, "Stabilization/Solidification of Radioactive Molten Salt Waste via Gel-route Pretreatment", Environ. Sci. Technol., 41, pp. 1345-1351 (2007). 

  14. H. S. Park, I. T. Kim, Y. Z. Cho, H. C. Eun, H. S. Lee, "Stabilization/Solidification of Radioactive Salt Waste by Using $xSiO-yAl_2O_3-zP_2O_5$ (SAP) Material at Molten Salt State", Environ. Sci. Technol., 42, pp. 9357-9362 (2008). 

  15. Yu. G. Lavrinovich, M. A. Kuzin, M. V. Kormilisyn, S. V. Tomilin, E. Yu. Gribakin and L.V. Zakharova, "Combined Vitrification of Chloride and Phosphate Waste by Pyroelectrochemical Reprocessing of Nuclear Fuel," At. Energy, 101(6), pp. 894-896 (2006). 

  16. W. L. Ebert. Testing to Evaluate the Suitability of Waste Forms Developed for Electrometallurgically Treated Spent Sodium-Boned Nuclear Fuel for Disposal in the Yucca Mountain Repository, Chemical Engineering Division Argonne National Laboratory Report, pp. 134, ANL-05/43 (2005). 

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