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본 연구는 우라늄 변환시설 운전 중에 발생된 우라늄 함유 슬러지를 가열 처리하여 분말 형태로 저장 중인 우라늄 함유 슬러지의 열분해 고체폐기물 (Thermal Decomposed Solid Waste of uranium-bearing sludge : TDSW)을 대상으로 TDSW의 용해, TDSW 질산 용해액의 알카리화에 의한 불순물 제거 및 탄산염 알카리화 용액의 산성화에 의한 U 선택적 제거/회수 특성 등을 규명하였다. TDSW의 용해는 질산용해가 탄산염 산화용해 보다 효과적이었다. 1M 질산에서 TDSW의 약 30wt%가 고체 잔류물로 불용해되었고, TDSW 내 함유 U은 99% 이상이 용해되었다. TDSW의 질산 용해액의 알카리화는 탄산염에 의한 알카리화가 불순물 제거 측면에서 보다 효과적이며, 탄산염 알카리화 (pH 약 9)에서 U과 공용해된 Ca, Al, Zn 및 Fe 등의 98±1%가 제거되었다. 그리고 불순물이 거의 제거된 알카리화 용액 (0.5 M H2O2 첨가)의 산성화 (pH 약 3) 에서 U의 99% 이상을 회수할 수 있어 TDSW로부터 U을 선택적으로 제거/회수할 수 있었다.

This study has been carried out to elucidate the characteristics of the dissolution for Thermal Decomposed Solid Waste of uranium-bearing sludge (TDSW), the removal of impurities by an alkalization in a nitric acid dissolving solution of TDSW, and the selective removal (/recovery) of uranium by an acidification in an carbonate alkali solution, respectively. TDSW generated by thermal decomposition of Ubearing sludge which was produced in the uranium conversion plant operation, was stored in KAERI as a solid-powder type. It is found that the dissolution of TDSW is more effective in nitric acid dissolution than oxidative-dissolution with carbonate. At 1 M nitric acid solution, TDSW was undissolved about 30wt% as a solid residue, and uranium contained in TDSW was dissolved more than 99%. In order to the alkalization for the nitric acid dissolving solution of TDSW, carbonate alkalization is more effective with respect to remove the impurities. At the carbonate alkali solution controlled to about 9 of pH, Al,Ca, Fe and Zn co-dissolved with U in dissolution step was removed about 98±1%. On the other hand, U could be recovered more than 99% by an acidification at pH about 3 in a carbonate alkali solution, which was nearly removed the impurities, adding 0.5M H2O2. It was found that uranium could be selectively recovered (/removed) from TDSW.

권호기사

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기사명 저자명 페이지 원문 목차
알카리화 및 산성화에 의한 우라늄 함유 슬러지의 열분해 고체 폐기물로부터 우라늄 제거 이일희, 김광욱, 정동용, 문제권, 양한범, 이근영 pp.85-93

방사성폐기물 처분에서 자연유사연구 역할 및 연구 동향 백민훈, 박태진, 김인영, 최경우 pp.133-156

우라늄 제거를 위한 실험실 규모 동전기 장치의 개선 방안 박혜민, 김계남, 김승수, 김완석, 박욱량, 문제권 pp.77-83

미즈나미 지하처분연구시설 결정질암에 대한 부지 특성규명 기술 개발 : 지표기반 조사단계 하마다 카츠히로 pp.115-131

KAERI A-KRS 골드심 성능평가 모델 비교 검증 연구 이연명, 정종태 pp.103-114

사용후핵연료 심층처분을 위한 지하연구시설(URL)의 필요성 및 접근 방안 배대석, 고용권, 이상진, 김현주, 최병일 pp.157-178

고준위폐기물 완충재로 사용되는 벤토나이트의 미생물의 존재 및 특성 이지영, 이승엽, 백민훈, 정종태 pp.95-102

참고문헌 (21건) : 자료제공( 네이버학술정보 )

참고문헌 목록에 대한 테이블로 번호, 참고문헌, 국회도서관 소장유무로 구성되어 있습니다.
번호 참고문헌 국회도서관 소장유무
1 J.H. Park, E.H. Kim, J.J. Park, T,J, Kim, W.M. Jung, K,C, Jung, J.H. Choi, and I.S. Chang, "Improvement of reconversion process for nuclear fuel", KAER/ RR-1005/90 (1991) 미소장
2 Removal of Uranium from U-bearing Lime-Precipitate using dissolution and precipitation methods 소장
3 Characteristics of lagoon sludge waste generated from an uranium conversion plant 네이버 미소장
4 Stabilization of uranium sludge from a conversion plant through thermal decomposition 소장
5 Thermal Decomposition and Stabilization of the Lagoon Sludge Solid Waste after Dissolution with Water 소장
6 "Regulation for the receiving of low- and intermediate radioactive waste", Korea Radioactive Waste Management Corporation (2009). 미소장
7 "Regulation on the standards to estimate the cost of radioactive waste disposal and spent fuel management", Ministry of Knowledge Economy, Prescription No. 2011-197 (2011). 미소장
8 International Atomic Energy Agency report, “Minimization of waste from uranium purification, enrichment and fuel fabrication”, IAEA-TECDOC-1115, (1999). 미소장
9 D.W. Shoesmith, "Used fuel and uranium dioxide dissolution studies- review", NWMO TR-2007-03, Nuclear Waste Management Organization, (2008). 미소장
10 A Conceptual Process Study for Recovery of Uranium Alone from Spent Nuclear Fuel by Using High-Alkaline Carbonate Media 네이버 미소장
11 K.W. Kim, J.T. Hyun, E.H. Lee, G.I, Park, K.W. Lee, M.Y. Yoo, K.C Song, and J.K. Moon, "Recovery of uranium from (U,Gd)O2 nuclear fuel scrap using dissolution and precipitation in carbonate media", J. Nucl. Mat., 418, pp.93-97 (2011). 미소장
12 C.F.V. Mason, W.R. J.R. Turney, B.M. Thomson, N. Lu, P.A. Longman, and C.J. Chisholm-Brause, “Carbonate leaching of uranium in contaminated soils”, Enviro. Sci. Tech., 31(10), pp.2707-2711 (1997). 미소장
13 Anodic Dissolution of UO 2 in Aqueous Alkaline Solutions 네이버 미소장
14 B. Hamrouni and M. Dhahbi, "Analytical aspects of silica in saline waters- application to desalination of brackish waters", Desalination 136, pp.225-232 (2001). 미소장
15 C.F. Baes, JR. and R.E. Mesmer, "The Hydrolysis of Cations", Robert E. Krieger Pub. Company, Malabar, Florida (1986). 미소장
16 R.C. Merritt, "The extractive metallurgy of uranium", Colorado school of Mines Research Institute, US Atomic Energy Commission (1971). 미소장
17 Kinetic Study of the Oxidative Dissolution of UO~2 in Aqueous Carbonate Media 네이버 미소장
18 K.W. Kim, Y.H. Kim, SY. Lee, J.W. Lee, K.S. Joe, E.H. Lee, J.S. Kim, K. Song, and K.C. Song, “Precipitation Characteristics of Uranyl Ions at Different pHs Depending on the Presence of Carbonate Ions and Hydrogen Peroxide”, Envion. Sci. Tech., 43, pp.2355-2361 (2009). 미소장
19 J.A. Dean, "Lange's Handbook of Chemistry", 12th Edition, McGraw-Hill Book Company (1979). 미소장
20 X-ray diffraction data on hydrated uranium peroxide 네이버 미소장
21 Study on Electrolytic Recoveries of Carbonate Salt and Uranium from a Uranyl Peroxo Carbonato Complex Solution Generated from a Carbonate-Leaching Process 네이버 미소장

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