KR101597900B1 - 사용후핵연료 폐 피복관 처리방법 - Google Patents

사용후핵연료 폐 피복관 처리방법 Download PDF

Info

Publication number
KR101597900B1
KR101597900B1 KR1020140126865A KR20140126865A KR101597900B1 KR 101597900 B1 KR101597900 B1 KR 101597900B1 KR 1020140126865 A KR1020140126865 A KR 1020140126865A KR 20140126865 A KR20140126865 A KR 20140126865A KR 101597900 B1 KR101597900 B1 KR 101597900B1
Authority
KR
South Korea
Prior art keywords
zirconium
cladding tube
zrcl
discarded
cladding
Prior art date
Application number
KR1020140126865A
Other languages
English (en)
Inventor
이창화
전민구
강권호
박근일
Original Assignee
한국원자력연구원
Priority date (The priority date is an assumption and is not a legal conclusion. Google has not performed a legal analysis and makes no representation as to the accuracy of the date listed.)
Filing date
Publication date
Application filed by 한국원자력연구원 filed Critical 한국원자력연구원
Priority to KR1020140126865A priority Critical patent/KR101597900B1/ko
Application granted granted Critical
Publication of KR101597900B1 publication Critical patent/KR101597900B1/ko

Links

Images

Classifications

    • G—PHYSICS
    • G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21F—PROTECTION AGAINST X-RADIATION, GAMMA RADIATION, CORPUSCULAR RADIATION OR PARTICLE BOMBARDMENT; TREATING RADIOACTIVELY CONTAMINATED MATERIAL; DECONTAMINATION ARRANGEMENTS THEREFOR
    • G21F9/00—Treating radioactively contaminated material; Decontamination arrangements therefor
    • G—PHYSICS
    • G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21F—PROTECTION AGAINST X-RADIATION, GAMMA RADIATION, CORPUSCULAR RADIATION OR PARTICLE BOMBARDMENT; TREATING RADIOACTIVELY CONTAMINATED MATERIAL; DECONTAMINATION ARRANGEMENTS THEREFOR
    • G21F9/00—Treating radioactively contaminated material; Decontamination arrangements therefor
    • G21F9/28—Treating solids
    • G21F9/30—Processing

Landscapes

  • Physics & Mathematics (AREA)
  • Engineering & Computer Science (AREA)
  • General Engineering & Computer Science (AREA)
  • High Energy & Nuclear Physics (AREA)
  • Electrolytic Production Of Metals (AREA)
  • Manufacture And Refinement Of Metals (AREA)

Abstract

본 발명은 사용후핵연료 폐 피복관 처리방법에 관한 것으로, 더욱 상세하게는 사용후핵연료가 제거된 폐 피복관에서 초우라늄(TRU)과 우라늄(U) 산화물을 분리하는 염소화단계; 피복관의 합금물질을 분리하여 순수한 사염화지르코늄(ZrCl4)을 회수하는 정제단계; 및 상기 정제단계에서 회수된 사염화지르코늄(ZrCl4)을 용융염에서 첨가하여 금속 지르코늄(Zr)을 석출시키는 전해제련단계(S3);를 포함하여 이루어진다.
즉 본 발명은 사용후핵연료 폐 피복관으로부터 방사성핵종들을 분리하고 지르코늄을 재활용 또는 저준위로 처분할 수 있는 폐 피복관 처리방법을 제안하고, 1단계 염소화공정에서 폐 피복관에 잔류하는 TRU와 U 산화물을 제외한 지르코늄과 합금물질을 염화물로 전환시켜 기화한 뒤, 2단계 정제공정에서 ZrCl4만을 회수하고, 3단계 전해제련공정에서 전압 또는 전류를 조절하여 용융염에서 ZrCl4를 지르코늄 금속으로 회수함으로써, 기존의 Kroll 공정과 비교해 공정을 단순화하고 안전성을 높임과 동시에, 전해정련법보다 처리속도가 빠르고 방사성핵종을 효과적으로 분리할 수 있는 사용후핵연료 폐 피복관 처리방법을 제안하고자 한다.

Description

사용후핵연료 폐 피복관 처리방법{TREATMENT METHOD OF CLADDING HULL WASTES FROM USED NUCLEAR FUELS}
본 발명은 사용후핵연료 폐 피복관을 처리하기 위해 파이로공정의 전처리 과정에서 폐기물로 발생되는 지르코늄 합금 피복관을 처리하여 피복관 내 잔존할 수 있는 방사성핵종을 함께 분리하고, 재활용 가능한 지르코늄을 금속으로 회수하기 위한 사용후핵연료 폐 피복관 처리방법에 관한 것이다.
파이로 공정(pyroprocessing)은 사용후핵연료로부터 우라늄을 회수하여 재활용하고, 플루토늄을 비롯한 악티나이드 원소들은 공출시킴으로써 고준위 폐기물의 양을 줄일 수 있는 비핵확산성 사용후핵연료 건식 처리 기술이다.
파이로 공정은 전처리와 후처리 단계로 나누어지며, 전처리 단계에서는 사용후핵연료 집합체를 해체하고 탈피복하여 사용후핵연료 원료물질을 가공한다.
후처리에서는 사용후핵연료 원료물질을 전해환원, 전해정련, 전해제련을 거쳐 우라늄을 전기화학적으로 회수하며, 초우라늄은 화합물형태로 공출시킨다.
특히, 전처리 단계에서는 지르코늄 합금 재질의 폐 피복관이 발생하게 되는데, 그 양이 우라늄 10톤 처리를 기준으로 약 2.5톤에 달한다.
또한, 우라늄 연소 시 핵분열 생성물의 침투, 중성자에 의한 방사화, 극미량의 사용후핵연료 잔류 가능성 등으로 인해 폐 피복관은 중준위 폐기물로 분류될 것으로 예측된다.
사용후핵연료 폐 피복관은 기존에 잘 알려진 단순 압축 또는 용융 등의 방법을 통해 처리가 가능하나, 피복관의 98 wt.%를 차지하는 지르코늄을 회수할 경우, 폐기물의 감량 및 감용을 극대화하여 폐기물 처분비용을 절감할 수 있으며, 회수된 지르코늄을 재활용할 경우, 수입대체 효과로 인한 경제적인 이득도 취할 수 있을 것으로 기대된다.
따라서, 효과적으로 폐 피복관을 처리하여 지르코늄을 재활용할 수 있는 방법에 대하여 고려할 수 있다.
폐 피복관의 경우, 탈피복공정 이후 극미량의 사용후핵연료가 잔류할 가능성이 있지만, 피복관이 97 wt.% 이상의 지르코늄(Zr)과 주석(Sn), 니오비움(Nb), 철(Fe)등이 합금원소로 구성되어 있기 때문에, Zr만을 회수하여 재활용 또는 저준위폐기물로 처분할 경우 경제적인 이득이 매우 높다.
특히, 핵연료 연소 시, 중성자에 의한 방사화로 인해 피복관 합금 물질이 방사화되어 Nb-94와 같은 고 방사성핵종이 생성될 수 있기 때문에 단순한 표면 제염이 아닌 Zr을 선택적으로 회수해야 한다.
이와 같이 Zr을 선택적으로 회수할 수 있는 대표적인 방법은 전해정련법과 염소화법을 포함한 Kroll 공정 등이 있다.
전해정련법은 폐 피복관을 양극바스켓에 넣고, LiCl-KCl 등과 같은 고온의 용융염에서 전기화학적으로 용해시켜 음극에 Zr을 금속으로 석출시키는 것을 말한다.
Kroll 공정은 폐 피복관에 염소가스를 반응시켜 끓는점이 약 331 oC인 사염화지르코늄(ZrCl4)과 같은 염화물 형태로 분리한 뒤, 금속 마그네슘(Mg)와 반응시켜 Zr 금속으로 전환시키는 방법이다.
이 경우 전해정련법은 Zr 금속으로 곧바로 회수가 가능하지만, 양극 용해속도가 매우 느리다는 단점이 있고, Kroll 공정은 염소화 반응속도가 매우 빠른 반면 금속으로 전환하기 위한 추가적인 공정이 필요하다는 단점이 있다.
일본 공개특허공보 공개번호 특개2002-357694
본 발명은 상기한 바와 같은 문제점을 해결하기 위해 안출된 것으로,
사용후핵연료 폐 피복관 처리방법은 파이로공정 또는 장기저장을 위해 사용후핵연료 집합체의 해체 시, 발생되는 금속폐기물의 처리를 통해 중준위 방사성 폐기물의 양과 부피를 획기적으로 줄이고, 폐기물의 안전성을 확보하고자 하는 것을 목적으로 한다.
본 발명에 따른 사용후핵연료 폐 피복관 처리방법은
사용후핵연료가 제거된 폐 피복관에서 초우라늄(TRU)과 우라늄(U) 산화물을 분리하는 염소화단계와, 피복관의 합금물질을 분리하여 순수한 사염화지르코늄(ZrCl4)을 회수하는 정제단계와, 정제단계에서 회수된 사염화지르코늄(ZrCl4)을 용융염에서 첨가하여 금속 지르코늄(Zr)을 석출시키는 전해제련단계(S3)를 포함하여 이루진다.
본 발명에 따른 지르코늄(Zr) 전착물 내 포함된 잔류염을 회수하여 전해제련공정에서 재사용하고, 지르코늄 스폰지(Zr sponge)를 제조하는 염휘발단계(S4)를 더 포함하는 것을 특징으로 한다.
본 발명에 따른 염휘발단계에서 회수된 지르코늄 스폰지(Zr sponge)는 잉곳(ingot) 형태로 제조하는 잉곳제조단계(S5)를 더 포함하는 것을 특징으로 한다.
본 발명에 따른 사용후핵연료 폐 피복관 처리방법은 사용후핵연료 폐 피복관의 처리 및 지르코늄 회수를 위해 화학적 방법과 전기화학적 방법을 결합하여 사용함으로써 폐 피복관에 존재하는 방사성 핵종을 효과적으로 제거하고, 피복관의 주 구성물질인 지르코늄을 금속 형태로 얻음으로써, 중준위 방사성 폐기물의 양을 약 1/10로 줄일 수 있다.
또한 본 발명은 사용후핵연료 폐 피복관을 처리하여 Zr을 회수할 때, 전해정련을 이용하는 것과 비교해 지르코늄(Zr)보다 환원전위가 높은 Nb, Sn, Fe 등과 같은 합금원소를 더 효과적으로 분리할 수 있는 염소화법의 장점과, Kroll 공정과 비교해 금속전환공정이 단순하고 안전한 전해제련의 장점을 동시에 취할 수 있다.
또한 본 발명을 통해 사용후핵연료 폐 피복관의 처리 및 지르코늄 회수할 경우, 경수로 사용후핵연료 연간 300톤 처리를 기준으로 했을 때, 매년 약 88억원의 처분비용 절감과 지르코늄 재활용 시 약 43억원의 수입대체효과가 있을 것으로 기대된다.
도 1은 본 발명의 일 실시예에 관련된 사용후핵연료 폐 피복관 처리방법의 흐름도.
도 2는 사용후핵연료 폐 피복관 처리를 위한 Zr 전해제련공정의 실시예를 나타낸 것으로, 500 oC의 LiCl-KCl-1 wt.% ZrCl4-1 wt.% NbCl5에서의 cyclic voltammetry를 나타내는 그래프.
도 3은 동일 용융염에서 -1.1 V (vs. Ag/Ag+)의 전압을 인가하였을 때 시간에 따른 전류응답과 양극 전위를 나타내는 그래프.
도 4는 상기 실기예에서 전해제련 후 전착물이 포함된 음극과 양극을 나타내는 사진도.
이하에서는 첨부한 도면과 실시예를 참조하여 본 발명에 의한 사용후핵연료 폐 피복관의 지르코늄 회수방법에 대해 보다 상세하게 설명한다.
본 명세서에서 사용되는 기술적 용어는 단지 특정한 실시예를 설명하기 위해 사용된 것으로, 본 발명을 한정하려는 의도가 아님을 유의해야 한다. 또한, 본 명세서에서 사용되는 기술적 용어는 본 명세서에서 특별히 다른 의미로 정의되지 않는 한, 본 발명이 속하는 기술 분야에서 통상의 지식을 가진 자에 의해 일반적으로 이해되는 의미로 해석되어야 하며, 과도하게 포괄적인 의미로 해석되거나, 과도하게 축소된 의미로 해석되지 않아야 한다. 또한, 본 명세서에서 사용되는 기술적인 용어가 본 발명의 사상을 정확하게 표현하지 못하는 잘못된 기술적 용어일 때에는, 당업자가 올바르게 이해할 수 있는 기술적 용어로 대체되어 이해되어야 할 것이다.
또한, 본 명세서에서 사용되는 일반적인 용어는 사전에 정의되어 있는 바에 따라, 또는 전후 문맥상에 따라 해석되어야 하며, 과도하게 축소된 의미로 해석되지 않아야 한다.
또한, 본 명세서에서 사용되는 단수의 표현은 문맥상 명백하게 다르게 뜻하지 않는 한, 복수의 표현을 포함한다. 본 명세서에서, "구성된다" 또는 "포함한다" 등의 용어는 명세서 상에 기재된 여러 구성요소들, 또는 여러 단계들을 반드시 모두 포함하는 것으로 해석되지 않아야 하며, 그 중 일부 구성요소들 또는 일부 단계들은 포함되지 않을 수도 있고, 또는 추가적인 구성요소 또는 단계들을 더 포함할 수 있는 것으로 해석되어야 한다.
또한, 본 명세서에서 사용되는 제1, 제2 등과 같은 서수를 포함하는 용어는 다양한 구성요소들을 설명하는데 사용될 수 있지만, 상기 구성요소들은 상기 용어들에 의해 한정되어서는 안 된다. 상기 용어들은 하나의 구성요소를 다른 구성요소로부터 구별하는 목적으로만 사용된다. 예를 들어, 본 발명의 권리범위를 벗어나지 않으면서 제1 구성요소는 제2 구성요소로 명명될 수 있고, 유사하게, 제2 구성요소도 제1 구성요소로 명명될 수 있다.
이하, 첨부된 도면을 참조하여 본 발명에 따른 바람직한 실시예를 상세히 설명하되, 도면 번호에 관계없이 동일하거나 유사한 구성요소는 동일한 참조번호를 부여하고 이에 대한 중복되는 설명은 생략하기로 한다.
또한, 본 발명을 설명함에 있어서 관련된 공지 기술에 대한 구체적인 설명이 본 발명의 요지를 흐릴 수 있다고 판단되는 경우에 그 상세한 설명을 생략한다. 또한, 첨부된 도면은 본 발명의 기술 사상을 쉽게 이해할 수 있도록 하기 위한 것일 뿐, 첨부된 도면에 의해 본 발명의 기술 사상이 제한되는 것으로 해석되어서는 아니됨을 유의해야 한다.
도 1에 도시된 바와 같이 본 발명에 따른 사용후핵연료 폐 피복관의 처리방법은
전처리공정에서 사용후핵연료가 제거된 폐 피복관을 염소화하여 초우라늄(TRU) 및 우라늄(U)의 산화물을 분리하는 염소화단계(S1)와, 휘발온도를 조절하여 피복관의 합금물질인 Nb, Sn, Fe 등을 분리하여 순수한 사염화지름코늄(ZrCl4)을 회수하는 정제단계(S2), 용융염에서 금속 지르코늄(Zr)을 석출시키는 전해제련단계(S3)를 포함하여 이루어진다.
이와 더불어 본 발명에 따른 사용후핵연료 폐 피복관의 처리방법에는 지르코늄(Zr) 전착물 내 포함된 잔류염을 회수하고, 지르코늄 스폰지(Zr sponge)를 제조하는 염 휘발공정단계(S4)와, 지르코늄(Zr)을 잉곳(ingot) 형태로 제조하는 잉곳제조공정단계(S5)를 더 포함한다.
먼저, 도 1에 도시된 바와 같이 본 발명에 따른 염소화단계(S1)에서는
폐 피복관을 가열로가 장착된 반응기에 넣고 밀폐시킨 뒤, 반응기체인 염소가스(Cl2)와 불환성 분위기 기체인 아르곤가스(Ar)을 혼합하여 대략 300oC ~ ~500oC에서 사염화지르코늄(ZrCl4)을 생성하게 된다.
이 경우 사염화지르코늄(ZrCl4)의 비점(331oC)을 고려하여, 바람직하게는 약 370oC에서 염소가스와 불환성 분위기 기체를 반응기에 주입함으로써 다음과 같은 반응을 유도하게 된다.
Zr + 2Cl2 (g) → ZrCl4 (g) (ΔGf = -189.843 kcal at 370oC)
이 경우 반응기는 염소 부식저항이 강한 인코넬이나, 세라믹재질로 구성되는 것이 바람직하다.
염소화공정 시 폐 피복관에 잔류할 수 있는 초우라늄(TRU) 및 우라늄(U)을 포함한 사용후핵연료 물질들은 대부분 산화물이기 때문에 염소가스와 반응성이 없거나 반응하여 염화물을 형성하더라도, 비점이 높아 지르코늄(Zr)의 반응온도에서 기화되지 않고, 반응기 안에 잔류하므로 이의 분리, 저장, 고화처리가 용이하다.
반면, 피복관 합금물질인 Nb, Sn, Fe 등은 염화물 형태로 사염화지르코늄(ZrCl4)과 함께 휘발될 것으로 예측되며, 이는 정제공정단계(S2)에서 분리가 가능하다.
도 1에 도시된 바와 같이 본 발명에 따른 정제단계(S2)에서는
Nb, Sn, Fe와 같은 합금원소 염화물들의 비점이 낮은 것을 이용하여, 낮은 온도 범위, 즉 대략 150oC ~ 400oC의 염소가스와 불활성가스 혼합기체 또는 불활성가스 분위기에서 수행하게 되고, 바람직하게는 약 250oC에서 열처리를 추가적으로 진행하여 사염화지르코늄(ZrCl4)을 잔류, 냉각 및 회수하고, 합금물질은 휘발시켜 분리한다.
이 경우 염소화단계(S1) 및 정제단계(S2)에서는 냉각기체로서 Ar, N2, He 등의 불활성 기체를 사용하는 것이 바람직하다.
전술한 바와 같은 염소화단계(S1)와 정제단계(S2)에서 염소가스와 불활성가스의 유량은 각각 10 sccm ~ 2,000 sccm으로 유지될 수 있도록 하는 것이 바람직하다.
도 1에 도시된 바와 같이 본 발명에 따른 전해제련단계(S3)는
정제단계에서 회수된 사염화지르코늄(ZrCl4)을 용융염에 첨가하여 금속 지르코늄(Zr)을 석출하여 회수하는 공정이다.
정제단계(S2)에서 회수되어 본 전해제련공정으로 보내진 사염화지르코늄(ZrCl4)은 LiCl-KCl, NaCl, LiCl-NaCl, NaCl-NaF, LiCl-LiF 등의 염에 첨가하여 Zr을 전기화학적으로 환원시키게 된다.
이 때, 사염화지르코늄(ZrCl4)은 직접 용윰염에 직접 첨가되거나, cold-finger(cold trap, 콜드트랩) 등을 이용하여 볼(ball) 형태로 제조되어 첨가하여 사용할 수 있다.
이 경우 전해제련 시 포함되는 사염화지르코늄(ZrCl4)의 농도는 0.1 wt.% ~ 40 wt.% 범위로 설정하고, 이 범위 내에서 전류효율 및 지르코늄의 회수율이 높은 것을 확인할 수 있다.
또한 전해제련 시, 용융염의 온도는 사용되는 용윰염의 녹는점을 고려하여 약 400oC ~ 900oC 범위에서 설정할 수 있으며, 바람직하게는 LiCl-KCl의 경우, 500oC에서 수행하게 된다.
작업전극으로 사용되는 음극은 Stainless steel, 텅스텐(W), 백금(Pt), 그라파이트(C), 지르코늄 등을 사용할 수 있으며, 양극은 텅스텐, 백금, 그라파이트 등을 사용할 수 있다.
나아가 전해제련을 위한 염에는 AlF3, ZnF2, CuF2 중 적어도 하나를 첨가제로 사용하는 것이 가능하고, 이들 첨가제는 전착성능을 향상시켜 지르코늄의 석출률을 높일 수 있도록 하는 것이 바람직하다.
도 2의 도시는 사용후핵연료 폐 피복관 처리를 위한 지르코늄(Zr)의 전해제련공정의 실시예를 나타낸 것으로, 정제공정을 거치지 않아 Nb이 함께 존재할 경우를 가정하여 LiCl-KCl 공융염에 1 wt.%의 사염화지르코늄(ZrCl4)과 NbCl5를 각각 첨가하고, 500oC에서 두 개의 텅스텐 선을 각각 양극 및 음극으로 사용하여 cyclic voltammetry를 수행한 결과이다.
아울러 전해제련 시, Ag/Ag+ 기준전극 대비 -0.9 V ~ -1.8 V의 전압, -0.01 ~ -20 A/cm2의 전류를 인가된다.
이 때 약 -1.1V (vs. Ag/Ag+)에서 지르코늄(Zr)의 환원 피크가 나타나는 것을 확인할 수 있다.
도 3의 도시는 음극에 지르코늄(Zr) 환원이 일어나는 -1.1V (vs. Ag/Ag+)의 전압을 일정하게 가하여 시간에 따른 환원전류변화와 양극전위를 살펴보는 실시예를 나타낸 것이다.
이 때 환원전류는 약 -25 mA에서 -100 mA까지 점차 증가하는 경향을 나타내었으며, 양극 전압은 초기부터 약 +1.5V로 유지되는 것으로 보아 Cl2 가스가 지속적으로 발생한 것으로 파악된다.
이렇게 생성되는 Cl2 가스는 양극을 감싸는 금속 또는 세라믹 재질의 튜브를 사용해 외부 집진장치로 배출하거나, 포집하여 염소화단계에서 재활용하게 된다.
도 4는 상기 실시예와 같이 전해제련을 수행한 뒤 확인한, 음극과 양극의 모습을 나타내고 있다.
분석원소 함유량 (wt.%)
Zr 19.0
Fe 0.03
Nb 0.03
또한 상기 표 1은 음극에서 얻어진 지르코늄(Zr) 전착물의 성분을 유도 결합 플라즈마 질량분석(Inductively Coupled Plasma)을 통해 확인된 것이다.
이는 환원전위가 지르코늄(Zr)보다 높은 니오븀(Nb)이 포함되어 있음에도 불구하고, 지르코늄(Zr)의 함량은 19 wt.%로 염을 제외했을 때 분석원소를 기준으로 약 99.84 wt.%의 순도를 갖는 것으로 나타났다.
이 경우 정제단계에서 Nb, Sn, Fe 등을 제거할 경우, 순도는 더 높아질 수 있다.
도 1에 도시된 바와 같이 본 발명은 전해제련단계를 통하여 회수된 지르코늄(Zr)에는 미량의 잔류염이 포함되어 있기 때문에 이를 제거할 수 있는 염 휘발단계(S4)가 더 포함될 수 있다.
이 염휘발단계에서의 온도는 염의 종류에 따른 비점을 감안하여 약 500oC ~ 900oC 범위에서 수행하는 것이 바람직하다.
아울러 염휘발단계에서는 지르코늄(Zr)의 산화를 방지하기 위해 Ar, N2, He과 같은 불활성 분위기를 대기압과 동일하게 유지하거나, 또는 음압 상태가 유지될 수 있도록 조절하는 것이 바람직하다.
또한 휘발된 염은 회수장치에서 냉각시킨 후, 전해제련단계(S3)로 보내어 재사용하게 된다.
나아가 도 1에 도시된 바와 같이 본 발명은 염휘발단계(S4)에서 회수한 지르코늄 스폰지(Zr sponge)는 지르코늄 잉곳으로 제조되는 잉곳제조공정단계(S5)를 더 포함될 수 있다.
또한 지르코늄 스폰지는 비 방사성 합금원소를 추가한 뒤 용융시켜 Zirlo나 Zircaloy와 같은 피복관재료로 제조가 가능하다.
한편 금속 지르코늄 처분 또는 재활용 시, 전해제련 후 얻어진 음극 전착물 전체를 반응기 내에서 염증류 및 잉곳을 동시에 수행될 수 있고,
이 경우 지르코늄을 피복관으로 재활용하는 경우 염증류 후 합금원소 첨가해 잉곳으로 제조될 수 있다.
또한 지르코늄 전해제련 후, 얻은 지르코늄(Zr) 전착물의 염휘발 및 잉곳제조 시, 온도는 대략 600 oC ~ 1700 oC 범위로 설정되도록 하는 것이 바람직하다.
아울러 지르코늄 염증류 및 잉곳 제조시 불활성 분위기 역시 대기압과 동일 또는 음압 상태가 유지될 수 있도록 조절하는 것이 바람직하다.
S1 : 염소화단계
S2 : 정제단계
S3 : 전해제련단계
S4 : 염휘발단계
S5 : 잉곳제조단계

Claims (12)

  1. 사용후핵연료가 제거된 폐 피복관에서 초우라늄(TRU)과 우라늄(U) 산화물을 분리하는 염소화단계(S1);
    피복관의 합금물질을 분리하여 순수한 사염화지르코늄(ZrCl4)을 회수하는 정제단계(S2); 및
    상기 정제단계에서 회수된 사염화지르코늄(ZrCl4)을 용융염에서 첨가하여 금속 지르코늄(Zr)을 석출시키는 전해제련단계(S3);를 포함하여 이루어지고,
    상기 전해제련단계(S3)에서,
    상기 전해제련을 위한 염은 LiCl-KCl, LiCl-NaCl, CsCl-NaF, NaCl-NaF, LiCl-LiF, LiCl-KCl-LiF 중 적어도 하나를 포함하며,
    상기 전해제련을 위한 염에 전착형성 개선을 위해 AlF3, ZnF2, CuF2 중 적어도 하나를 첨가제로 포함하고,
    상기 전해제련을 통해 Zr회수 시, 음극에 Ag/Ag+ 기준전극 대비 -0.9V ~ -1.8V의 전압 또는 -0.01 ~ -20 A/cm2의 전류를 인가되며,
    상기 사염화지르코늄(ZrCl4)은 cold-finger(cold trap, 콜드트랩)가 설치된 외부 정제장치를 이용하여 볼(ball) 형태로 제조되어 용융염에 첨가되는 것을 특징으로 하는 사용후핵연료 폐 피복관 처리방법.
  2. 제 1 항에 있어서,
    상기 지르코늄(Zr) 전착물 내 포함된 잔류염을 회수하여 상기 전해제련공정에서 재사용하고, 지르코늄 스폰지(Zr sponge)를 제조하는 염휘발공정단계(S4)를 더 포함하는 것을 특징으로 하는 사용후핵연료 폐 피복관 처리방법.
  3. 제 2 항에 있어서,
    상기 염휘발공정단계(S4)에서 회수된 지르코늄 스폰지(Zr sponge)는 잉곳(ingot) 형태로 제조하는 잉곳제조단계(S5)를 더 포함하는 것을 특징으로 하는 사용후핵여료 폐 피복관 처리방법.
  4. 삭제
  5. 삭제
  6. 삭제
  7. 삭제
  8. 삭제
  9. 제 1 항에 있어서,
    상기 지르코늄 전해제련 시 양극에서 발생하는 Cl2 가스는 염소화단계에서 재활용하는 것을 특징으로 하는 사용후핵연료 폐 피복관 처리방법.
  10. 제 3 항에 있어서,
    상기 지르코늄 처분 또는 재활용 시, 전해제련 후 얻어진 음극 전착물 전체를 반응기 내에서 염증류 및 잉곳을 동시에 수행하는 것을 특징으로 하는 사용후핵연료 폐 피복관 처리방법.
  11. 제 10 항에 있어서,
    상기 지르코늄을 피복관으로 재활용 시, 염증류 후 합금원소를 첨가해 잉곳으로 제조하는 것을 특징으로 하는 사용후핵연료 폐 피복관 처리방법.
  12. 제 10 항 또는 제 11 항에 있어서,
    상기 지르코늄 염증류 및 잉곳 제조시 불활성 분위기는 지르코늄(Zr)의 산화를 방지하기 위해 대기압과 동일하거나, 또는 음압 상태가 유지되되록 하는 것을 특징으로 하는 사용후핵연료 폐 피복관 처리방법.
KR1020140126865A 2014-09-23 2014-09-23 사용후핵연료 폐 피복관 처리방법 KR101597900B1 (ko)

Priority Applications (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
KR1020140126865A KR101597900B1 (ko) 2014-09-23 2014-09-23 사용후핵연료 폐 피복관 처리방법

Applications Claiming Priority (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
KR1020140126865A KR101597900B1 (ko) 2014-09-23 2014-09-23 사용후핵연료 폐 피복관 처리방법

Publications (1)

Publication Number Publication Date
KR101597900B1 true KR101597900B1 (ko) 2016-02-26

Family

ID=55447607

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
KR1020140126865A KR101597900B1 (ko) 2014-09-23 2014-09-23 사용후핵연료 폐 피복관 처리방법

Country Status (1)

Country Link
KR (1) KR101597900B1 (ko)

Cited By (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
KR20220096728A (ko) * 2020-12-31 2022-07-07 울산과학기술원 지르코늄 회수 공정 및 폐 지르코늄 처리방법

Citations (5)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
JP2002006086A (ja) * 2000-06-19 2002-01-09 Ishikawajima Harima Heavy Ind Co Ltd ジルコニウムを含む放射性廃棄物の処理方法及びその装置
JP2002357694A (ja) 2001-05-31 2002-12-13 Inst Of Research & Innovation 放射性金属廃棄物からのジルコニウム回収方法
KR100743462B1 (ko) * 2006-03-22 2007-07-27 한국원자력연구원 사용후핵연료 폐피복관의 산화막 및 오염층 제거에 의한방사능 저감방법
KR20130076195A (ko) * 2011-12-28 2013-07-08 주식회사 포스코 고순도 사염화지르코늄 및 지르코늄 스폰지 제조방법
KR101530226B1 (ko) * 2013-12-17 2015-06-22 한국원자력연구원 표면 산화를 통한 사용후핵연료 폐 피복관의 제염방법

Patent Citations (5)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
JP2002006086A (ja) * 2000-06-19 2002-01-09 Ishikawajima Harima Heavy Ind Co Ltd ジルコニウムを含む放射性廃棄物の処理方法及びその装置
JP2002357694A (ja) 2001-05-31 2002-12-13 Inst Of Research & Innovation 放射性金属廃棄物からのジルコニウム回収方法
KR100743462B1 (ko) * 2006-03-22 2007-07-27 한국원자력연구원 사용후핵연료 폐피복관의 산화막 및 오염층 제거에 의한방사능 저감방법
KR20130076195A (ko) * 2011-12-28 2013-07-08 주식회사 포스코 고순도 사염화지르코늄 및 지르코늄 스폰지 제조방법
KR101530226B1 (ko) * 2013-12-17 2015-06-22 한국원자력연구원 표면 산화를 통한 사용후핵연료 폐 피복관의 제염방법

Cited By (2)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
KR20220096728A (ko) * 2020-12-31 2022-07-07 울산과학기술원 지르코늄 회수 공정 및 폐 지르코늄 처리방법
KR102577113B1 (ko) * 2020-12-31 2023-09-12 울산과학기술원 지르코늄 회수 공정 및 폐 지르코늄 처리방법

Similar Documents

Publication Publication Date Title
Mohandas Direct electrochemical conversion of metal oxides to metal by molten salt electrolysis: a review
US6156183A (en) Method of processing spent reactor fuel with magnesium alloy cladding
JP5710442B2 (ja) 炉心溶融物の処理方法
US20050139474A1 (en) Electrochemical cell for metal production
JPH03123896A (ja) アクチニド回収
KR101597900B1 (ko) 사용후핵연료 폐 피복관 처리방법
Sohn et al. Electrolytic recovery of high purity Zr from radioactively contaminated Zr alloys in chloride salts
KR101513652B1 (ko) 복합폐기물 처리 방법
EP1240647B1 (en) Actinide production
JP3342968B2 (ja) 使用済燃料の再処理方法
CN105862082A (zh) LiCl-KCl熔盐体系中钕-锌共还原提取Nd的方法
JP5017069B2 (ja) 使用済燃料の再処理方法
US2902415A (en) Purification of uranium fuels
KR101553895B1 (ko) 복합폐기물 처리 방법
US6767444B1 (en) Method for processing spent (TRU, Zr)N fuel
JP4679070B2 (ja) 使用済み酸化物燃料の再処理方法
JP2000056075A (ja) 使用済み酸化物燃料のリサイクル方法
JP4025125B2 (ja) 使用済み燃料の再処理方法
Leary et al. Pyrometallurgical purification of Plutonium reactor fuels
JPH10332880A (ja) 使用済核燃料の乾式再処理方法及び乾式再処理装置
US3089751A (en) Selective separation of uranium from ferritic stainless steels
US10418138B1 (en) Method of separating and recovering uranium from aluminum-clad metallic nuclear fuel
RU2079909C1 (ru) Способ пирохимической регенерации ядерного топлива
JP4273634B2 (ja) ジルコニウムを含む放射性廃棄物の処理方法及びその装置
US2930738A (en) Regeneration of reactor fuel elements

Legal Events

Date Code Title Description
E701 Decision to grant or registration of patent right
GRNT Written decision to grant
FPAY Annual fee payment

Payment date: 20200102

Year of fee payment: 5