핵연료 분말제조 공저에서 발생하는 폐액의 처리에 관한 연구

정경채; 김태준; 최종현; 박진호; 황성태

Journal of the Korean Industrial and Engineering Chemistry, Vol.7, No.6, 1164-1173, December, 1996

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핵연료 분말제조 공저에서 발생하는 폐액의 처리에 관한 연구

A Study on the Waste Treatment from a Nuclear Fuel Powder Conversion Plant

정경채, 김태준, 최종현, 박진호, 황성태

초록

현재 국내에서 가동중인 원자력발전소 공급용 핵연료 분말제조 공정에서 발생되는 폐액의 물성과 처리방법에 대한 연구가 수행되었다. 중수로형과 경수로형 발생 폐액에 함유된 우라늄을 회수/처리하기 위하여, 공히 폐액 속의 탄산이온의 제거가 필수적이다. 중수로형은 ADU 형태로 경수로형의 경우 UO₄ 화합물 형태로 처리하는 것이, 최종 폐액의 우라늄 농도를 최소화할 수 있었다. 처리후 폐액의 우라늄 농도는 중수로형 폐액의 경우, 폐액을 가열하여 ADU를 제조한 후 여액에 lime을 처리하는 방법으로 1ppm까지, 경수로형 폐액의 경우 UO₄·2NH₄F형태로 우라늄을 침전시킬 경우 0.8ppm까지 여액중의 우라늄 농도를 낮출 수 있었다. 최적 처리조건은 중수로형 폐액의 경우 101℃까지 단순 가열방법이, 경수로형 폐액의 경우 가열한 후 60℃에서 암모니아로 pH를 9.5로 조절한 후 과산화수소 용액을 첨가하여 1시간 반응시키는 경우로 나타났다. 폐액으로부터 회수된 우라늄 화합물은, 중수로형 폐액인 경우 pH가 낮을수록 회수된 ADU 입자의 크기가 증가하였으며, 경수로형 폐액인 경우 회수된 uranium peroxide 화합물을 공기분위기에서 열분해시킨 결과 기존의 AUC 분말이 열분해되어 나타내는 특성과 동일한 특성을 보임에 따라 핵연료분말 제조공정으로 recycle이 가능한 것으로 판단되었다.

Treating methods and characteristics of waste from a nuclear fuel powder conversion plant were studied. To recovery or treat a trace uranium in liquid waste, the ammonium uranyl carbonate(AUC) filtrate must be heated for CO₂ expelling, essentially. Uranium content of final treated waste solution from fuel powder processes for a heavy water reactor(HWR) could be lowered to 1 ppm by the lime treatment after the ammonium di-uranate(ADU) precipitation by simple heating. Otherwise, in case of the waste from fuel powder processes for a pressurized light water reactor(PWR), it is result in 0.8 ppm as a form of uranium peroxide such as UO₄ · 2NH₄F compounds. Optimum condition was found at 101℃ by the simple heating method in case of HWR powder process waste. And in case of PWR powder process waste, optimum condition could be obtained by precipitating with adding hydrogen peroxide and adjusting at pH 9.5 with ammonia gas at 60℃ after heating the waste In order to expelling CO₂. As the characteristics of recovered uranium compounds, median particle size of ADU was increased with pH increasing in case of HWP waste. Also, in case of uranium proxide compound recovered from PWR waste, the property of U₃O₈ power obtained after thermal treatment in air atmosphere was similar to that of the powder prepared from AUC conversion plant.

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