WO2017188538A1 - 6불화우라늄 실린더 세척공정에서 발생한 세척폐액의 처리공정에 의한 우라늄 회수방법 - Google Patents

6불화우라늄 실린더 세척공정에서 발생한 세척폐액의 처리공정에 의한 우라늄 회수방법 Download PDF

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신현동
양승철
조보현
이병국
곽동용
조현광
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황의준
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Definitions

  • the present invention relates to a method and apparatus for recovering uranium uranium hexafluoride (UF6) cylinder cleaning waste liquid from a uranium hexafluoride (UF6) cylinder cleaning waste liquid, and fluorine (F) as a radioactive element and uranium (U).
  • the present invention relates to a method and apparatus for minimizing the amount of waste generated by sedimentation and recovery of solids of sodium diuranate (NaDU) and sodium fluoride (NaF), and the filtrate satisfying nuclear permits and environmental regulations.
  • the cylinder washing waste liquid which is a reactant of the present invention is removed by the following procedure.
  • Demineralized water is used for washing water and [2% of hydrogen peroxide (H2O2) + 90% of sodium carbonate (Na2CO3)] mixed solution is used.
  • wash water is generally used as shown in [Table 1]. A total of 5 washes per cylinder are performed by washing 3 times with a washing solution. The generated waste solution generates 20 Liters per 100 times and a total of 100 Liters.
  • This waste liquid is a radioactive waste inevitably generated in the process of producing nuclear fuel, and it is an object of the present invention to minimize the amount of radioactive waste by treating it in an efficient manner.
  • Conventional cylinder cleaning waste chemical treatment processes include Ammonium diuranate (ADU) precipitation process and Sodium diuranate (NaDU) precipitation process, and abroad, mainly adopt Sodium diuranate (NaDU) process, which is handled by Sodium diuranate (NaDU) process.
  • ADU Ammonium diuranate
  • NaDU Sodium diuranate
  • NaOH Sodium diuranate
  • This easy caustic soda (NaOH) is used, it easily meets the uranium (U) and fluorine (F) limits and generates little radioactive waste.
  • the wastewater was treated with the existing ADU process (see FIG. 1A), but it did not satisfy the nuclear license and environmental regulations, and thermally decomposed the secondary wastewater generated after the ADU precipitation process to satisfy the nuclear power license and environmental regulations and then to the atmosphere.
  • the pyrolysis process has a disadvantage in that there are a lot of process control elements and a large maintenance cost.
  • the uranium (UF6) cylinder washing waste treatment process (see FIG. 1 b) using NaDU precipitation is operated overseas.
  • the process is as follows. Nitrate (HNO3) is injected into the liquid waste (demineralized water and hydrogen peroxide (H2O2) + sodium carbonate (Na2CO3)) collected in the primary tank to dissolve the foreign matter, and then the solution is circulated and heated. Remove the CO2 and mix it homogeneously and transfer it to the secondary tank. The transferred waste liquid is attenuated in the secondary tank and then transferred to the sedimentation tank for Sodium diuranate (NaDU) sedimentation process.
  • uranium in the waste solution precipitates in the form of sodium diuranate (NaDU).
  • NaDU sodium diuranate
  • concentration of uranium (U) in the supernatant is 100 ppm or less.
  • the supernatant is then evaporated in an evaporator, and the precipitate is filtered in a filter press. In the evaporation process, most of the liquid waste liquid is evaporated, and the remaining sludge has a water content of about 30%.
  • the sludge is heated to 55 ° C under vacuum, dried to a water content of 1% or less, and then disposed of in a drum for waste treatment. Water discharged during this process is collected in a condensate storage tank via a condenser. When the condensate storage tank is full, take samples and measure and discharge if the discharge conditions are met. Emission conditions are, on average, 1 ppm or less, 100 kBq / m 3, based on alpha radiation concentration.
  • the present inventors have simplified the existing process (ADU) and foreign process (NaDU) to solve the problems of the ADU process that does not satisfy the nuclear license and environmental regulations, and [Sodium diuranate (NaDU) precipitation process ⁇ evaporation process using a unique facility ⁇ condensation process] (see Fig. 1c), solving the problems of the prior art to complete the present invention.
  • An object of the present invention (1) a method for separating the uranium (U) from the waste liquid generated in the uranium hexafluoride (UF6) cylinder washing process and the filtrate to discharge to meet the nuclear license and environmental regulations; And (2) adjusting the pH of the cylinder washing waste solution with caustic soda (NaOH) to precipitate and separate uranium (U) in the form of sodium diuranate (NaDU), and then evaporate the filtrate to remove uranium (U) remaining in the filtrate. It is to provide a device that separates again, the moisture is condensed and discharged.
  • the uranium recovery method by the chemical treatment step of the washing waste liquid (hydrogen peroxide (H2O2) + sodium carbonate (Na2CO3) + uranium compound) generated in the uranium hexafluoride (UF6) cylinder washing step, (1) Precipitating the uranium compound present in the washing waste solution by adding caustic soda (NaOH) to the washing waste solution as a solid in the form of Sodium diuranate (NaDU); and (2) Sodium diuranate (NaDU) precipitate formed by the step (1) Filtering and separating from the waste liquid; and (3) evaporating the waste liquid filtered by step (2); and (4) filtering the remaining waste liquid after evaporation by step (3); and (5 E) evaporating the waste liquid filtered by step (4) again; And (6) cooling the vapor generated by the steps (3) and (5) to recover the condensed water, and then checking the residual uranium (U) and fluorine (F) contents.
  • the washing waste solution is characterized in that generated by using a pure water (demineralized water) or a mixed solution of hydrogen peroxide (H 2 O 2) and sodium carbonate (Na 2 CO 3) in the uranium hexafluoride (UF6) cylinder washing process.
  • Step (1) is characterized in that to precipitate the uranium in the form of sodium diuranate (NaDU) by adding a caustic soda (NaOH) aqueous solution while heating the washing waste solution to a certain temperature.
  • NaDU sodium diuranate
  • NaOH caustic soda
  • Steps (3) and (5) is characterized in that the waste liquid is evaporated by supplying steam to the evaporator.
  • the present invention is added sodium hydroxide (NaOH) to the washing waste liquid (hydrogen peroxide (H2O2) + sodium carbonate (Na2CO3) + uranium compound) generated in the uranium hexafluoride (UF6) cylinder washing process to form uranium in the waste solution in the form of sodium diuranate (NaDU)
  • a filtrate storage tank (3, filtrate reception tank) connected to the filter (2) to store the filtrate separated by the filter (2); and connected to the filtrate storage tank (3) from the filtrate storage tank (3).
  • a condensate storage tank (6, condensate reception tank) for storing the condensate
  • UF6 uranium hexafluoride
  • the evaporator 4 is characterized in that the filter (2 ', filter separator) for separating the precipitate and the filtrate by filtering the remaining waste liquid after evaporation of sodium diuranate (NaDU) is connected.
  • the condensate storage tank 6 stores the condensate storage tank-1 (6-1, condensate storage tank 1) storing the condensate to be discharged after the uranium (U) and fluorine (F) inspection and the condensate that is subjected to chemical treatment It characterized in that it comprises a condensate storage tank-2 (6-2, condensate storage tank 2).
  • the cost can be significantly reduced compared to operating by introducing foreign process technology and equipment.
  • Figure 1 is a conventional and the present invention, the cylinder washing waste chemical treatment process
  • Figure 1a is a conventional Ammonium diuranate (ADU) precipitation process
  • Figure 1b is a conventional Sodium diuranate (NaDU) precipitation process
  • Figure 1c is a sodium diuranate (NaDU) of the present invention A) precipitation process.
  • Figure 2 is a uranium (U) recovery apparatus by the washing waste liquid treatment process generated in the conventional (overseas process) uranium hexafluoride (UF6) cylinder washing step.
  • U uranium
  • Figure 3 is a uranium (U) recovery apparatus according to the treatment step of the washing waste liquid generated in the uranium hexafluoride (UF6) cylinder washing step of the present invention.
  • Figure 4 is a schematic diagram of the experimental facility of Experimental Example 1 to Experimental Example 5 of the present invention.
  • the present invention relates to a method for recovering uranium (U) by treating a washing waste solution (hydrogen peroxide (H 2 O 2) + sodium carbonate (Na 2 CO 3) + uranium compound) generated in a uranium hexafluoride (UF6) cylinder washing step, wherein (1) washing waste solution Precipitating the uranium compound present in the washing waste by adding sodium hydroxide (NaOH) in the form of Sodium diuranate (NaDU); and (2) the precipitate and the washing solution of sodium diuranate (NaDU) formed by the step (1) Separating by filtration; and (3) evaporating the washing waste liquid filtered by step (2); And (4) cooling the vapor generated by the step (3) to recover the condensed water, and then checking the content of the remaining uranium (U) and fluorine (F). ) Provides a method for recovering uranium (U) by the treatment process of the washing waste liquid generated in the cylinder washing process.
  • a washing waste solution hydrogen
  • uranium hexafluoride (UF6) cylinder washing process a conventional chemical treatment process (sodium fluoride (NaF) sedimentation process ⁇ wastewater) is performed to satisfy nuclear license and environmental regulations after sodium diuranate (NaDU) precipitation reaction through the ADU process.
  • sodium fluoride (NaF) sedimentation process ⁇ wastewater sodium fluoride sedimentation process ⁇ wastewater
  • the present invention is a uranium hexafluoride (UF6) cylinder washing process
  • UF6 uranium hexafluoride
  • the uranium recovery method of the present invention comprises the steps of (3) after the step (5) filtering and evaporating the residual waste liquid after evaporation by step (3); And (6) heat-exchanging the vapor generated by the step (5) to recover the condensed water, and then checking the residual uranium (U) and fluorine (F) contents.
  • the washing waste liquid is generated by using a solution of pure water (demineralized water) or a mixture of hydrogen peroxide (H 2 O 2) and sodium carbonate (Na 2 CO 3) as a washing solution in the washing process of uranium hexafluoride (UF6).
  • the step of evaporating the filtered washing waste liquid is supplied with steam to evaporate water, and then transferred to a condensate reception tank through a heat exchanger, and the residue is recycled to remain residual sodium diuranate (NaDU) solid.
  • After filtering and washing the waste liquid may be carried out by repeating the process of evaporating the filtered washing waste liquid.
  • washing waste solution contains 0.1M to 3.0M Uranyl nitrate aqueous solution [UO2 (NO3) 2 ⁇ 6H2O] and about 90% water in the washing waste, uranium (U) concentration is 1.0kg-UF6 / 100l, cylinder is 30B type Preference is given to using.
  • the Heel inside the uranium hexafluoride (UF6) cylinder used in the cylinder cleaning process is less than 3kg and the washing preparation step does not exceed the radiation dose rate of 50 ⁇ / hr at a distance of 10cm from the outer surface of the cylinder; Insert the nozzle inside the cylinder and spray the washing water (20liters of demineralized water or 20liters of hydrogen peroxide (H2O2), sodium carbonate (Na2CO3) mixed washing solution) through the nozzle (90 degrees Celsius, 69 degrees, 90 degrees Celsius) Wash with water in order of washing, wash once with demineralized water, twice with washing solution, then twice with demineralized water or as needed with aqueous hydrogen peroxide (H2O2) + sodium carbonate (Na2CO3) solution. Times).
  • the present invention by adding caustic soda (NaOH) to the washing waste (hydrogen peroxide (H2O2) + sodium carbonate (Na2CO3) + Uranium complexes) generated in the uranium hexafluoride (UF6) cylinder washing process to precipitate the sodium diuranate (NaDU) solids
  • An evaporator 4 for evaporating the filtrate supplied;
  • a filter (2 ', filter separator) for recirculating the remaining liquid after evaporation and recirculating to the evaporator (4); and connected to the evapor
  • the evaporator 4 is connected to a filter separator (2 ′, filter separator) separating the sodium diuranate (NaDU) solids and the filtrate may be provided with a two-stage filter.
  • a filter separator (2 ′, filter separator) separating the sodium diuranate (NaDU) solids and the filtrate may be provided with a two-stage filter.
  • the condensate storage tank 6 stores the condensate storage tank-1 (6-1, condensate storage tank) for storing the condensate to be discharged after the uranium (U) and fluorine (F) inspection and the condensate to be subjected to chemical treatment
  • FIG. 2 showing a conventional washing waste treatment apparatus
  • FIG. 3 showing a recovery apparatus of the present invention
  • the liquid waste primary column tank, the liquid waste secondary tank and the precipitation reaction tank 3 of the prior art are shown.
  • the NaDU reactor 1 performs the function of two dogs
  • the present invention can be provided with two stages of the filters (2, 2 ') to improve the quality of the recovered uranium (U). have.
  • nitrate (HNO3) and ammonia (NH3) must be used when Ammonium diuranate (ADU) is treated in the fluorine (F) removal method, so calcium fluoride (CaF2) precipitation is essential and satisfies the environmental standard of fluorine (F) content.
  • CaF2 calcium fluoride precipitation
  • NaDU sodium diuranate
  • NaF sodium fluoride
  • CaOH caustic soda
  • HNO3 nitric acid
  • NH3 ammonia
  • Ca (OH) 2 calcium hydroxide
  • ammonium fluoride (NH4F) improves handling hazards and reduces costs.
  • Ammonium diuranate (ADU) precipitation method by nitric acid (HNO3) treatment is very sensitive to the reaction conditions, the reaction time takes too much, there is a disadvantage that can not treat fluorine (F) in the filtrate.
  • fluorine (F) in the filtrate.
  • uranium (U) concentration rises again.
  • Test Contents Precipitate cylinder wastewater (without addition of nitric acid (HNO3)) with (Uranium (U), Sodium (Na), Fluorine (F)) compound, and then deposit the supernatant with sodium fluoride (NaF).
  • Experimental Examples 1 to 4 are experimental data conducted to develop a conventional washing waste treatment process of the present invention
  • Experimental Example 5 is an experiment conducted to confirm whether the present invention is to satisfy the nuclear license and environmental regulations.
  • the schematic diagram of the experimental facility is as shown in FIG.
  • Variables in this experiment were selected as the amount and rate of caustic soda (NaOH), reaction temperature and time, and pH, and the results were compared with each change.
  • Nuclear license and environmental standard values for Sodium diuranate (NaDU) Filtrate can be sent to the chemical treatment plant if the uranium (U) ⁇ 20ppm or less can be transferred from the radiation control zone to the uncontrolled zone, and in the case of condensate uranium (U) ⁇ Since 1 ppm or less ( ⁇ 0.08Bq / cc) and fluorine (F) ⁇ 10 ppm or less can be discharged to the environment, an experiment was conducted to determine whether the variable was satisfied by changing each parameter. All the test results satisfy the nuclear license and environmental regulations, and select the appropriate reaction conditions according to the situation to operate the commercial facilities according to the present invention.

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Abstract

본 발명은 6불화우라늄(UF6) 실린더 세척폐액 화학처리 공정의 우라늄(U) 회수방법과 그 장치에 관한 것이다. 상기와 같은 본 발명에 따르면, 6불화우라늄(UF6) 실린더 세척공정에서 발생한 폐액에서 우라늄(U)을 분리해내고 그 여액은 증발, 응축시켜 원자력인허가 및 환경 규제치를 만족하여 배출할 수 있도록 하는 방법 및 장치를 제공함으로써, 6불화우라늄(UF6) 실린더 세척공정에서 발생한 폐액을 처리하기 위한 독자적인 기술과 공정을 확보할 수 있을 뿐만 아니라, 독자적인 기술력 확보를 통해 유지보수가 더욱 편리한 효과가 있고, 외국사의 설비를 들여와서 운영하는 것에 비해 비용을 크게 절감할 수 있는 효과가 있다.

Description

6불화우라늄 실린더 세척공정에서 발생한 세척폐액의 처리공정에 의한 우라늄 회수방법
본 발명은 6불화우라늄(UF6) 실린더 세척폐액 화학처리 공정의 우라늄 회수방법과 그 장치에 관한 것으로, 6불화우라늄(UF6) 실린더 세척폐액으로부터 방사성 원소인 우라늄(U)과 유해 원소인 불소(F)를 Sodium diuranate(NaDU)와 불화나트륨(NaF)의 고형물로 침전시켜 회수하고 그 여액은 원자력인허가 및 환경 규제치를 만족시켜 배출함으로써 폐기물 발생량을 최소화하는 방법 및 장치에 관한 것이다.
본 발명의 반응물이 되는 실린더 세척폐액은 다음과 같은 절차에 의해 발
생한다. 세척수는 순수(Demineralized water), 세척액은 [과산화수소(H2O2) 10% + 탄산나트륨(Na2CO3) 90%] 혼합용액을 사용하며, 국내에서 사용하는 30B Type 실린더의 경우 통상 [표 1]과 같이 세척수로 2회, 세척액으로 3회 세척하여 실린더당 총 5회 세척을 실시하며, 발생 폐액은 1회당 20 Liters, 총 100 Liters 정도 발생한다. 이 폐액은 원자력연료를 생산하는 과정에서 필연적으로 발생하는 방사성 폐기물로, 효율적인 방법으로 이를 처리하여 방사성폐기물량을 최소화 하는 것이 본 발명의 목적이다.
표 1 실린더 세척공정 상세내역
세척횟수 세척액 투입량 세척 시간 및 실린더 각도
1 Demi-Water 20Liters 15분 / 90도 15분 / 69도 15분 / 90도
2 Na2CO3/H2O2 20Liters 15분 / 90도 15분 / 69도 15분 / 90도
3 Na2CO3/H2O2 20Liters 15분 / 90도 15분 / 69도 15분 / 90도
4 Demi-Water 또는 Na2CO3/H2O2 20Liters 15분 / 90도 15분 / 69도 15분 / 90도
5 Demi-Water 20Liters 15분 / 90도 15분 / 69도 15분 / 90도
Total(1개 실린더 세척) 100Liters 총 3.75시간
종래의 실린더 세척폐액 화학처리 공정은 Ammonium diuranate(ADU) 침전 공정과 Sodium diuranate(NaDU) 침전 공정이 있으며, 국외에서는 주로 Sodium diuranate(NaDU) 공정을 채택하고 있는데, 이는 Sodium diuranate(NaDU) 공정에서 취급이 용이한 가성소다(NaOH)를 사용하고 우라늄(U)과 불소(F) 규제치를 쉽게 만족하며 방사성폐기물 발생량이 적기 때문이다.
국내에서는 기존 공정인 ADU 공정(도 1a 참조)으로 폐액을 처리하고자 하였으나, 원자력인허가 및 환경규제치를 만족하지 못하여 ADU 침전 공정 이후 발생한 2차 폐액을 열분해하여 원자력인허가 및 환경 규제치를 만족시킨 후 대기로 방출하고 있다. 하지만 열분해공정은 공정제어요소가 많고 유지보수비용이 큰 단점이 있으므로 이를 거치지 않고 직접 환경으로 배출할 수 있는 새로운 공정을 발명하고자 한다.
국외에서도 NaDU 침전을 이용한 우라늄(UF6) 실린더 세척폐액 처리공정(도 1 b 참조)을 운영하고 있으며 공정은 다음과 같다. 1차 저장조(Column tank)에 수집된 액체폐기물[순수(demineralized water) 및 과산화수소(H2O2) + 탄산소다(Na2CO3)]에 질산(HNO3)을 주입하여 이물질을 용해시킨 후, 용액을 순환 및 가열하여 CO2를 제거하고 균질 혼합하여 2차 저장조(Decay tank)로 이송한다. 이송된 폐액은 2차 저장조(Decay Tank)에서 방사선 감쇄 후, Sodium diuranate(NaDU) 침전공정을 위해 침전조로 이송된다. 침전조에 이송된 폐액에 약 33wt% 가성소다(NaOH) 수용액을 천천히 주입하면서 온도 40~60℃, pH 9~11 조건에서 교반기(agitator)로 교반하면 폐액 중의 우라늄은 Sodium diuranate(NaDU) 형태로 침전되며, 이때 상등액 내의 우라늄(U) 농도는 100ppm 이하가 된다. 이후 상등액은 증발조에서 증발시키며, 침전물은 Filter Press에서 여과한다. 증발공정에서 대부분의 액체 폐액은 증발하고 남은 슬러지의 함수율은 30% 정도이며, 이 슬러지는 진공 하에서 55℃로 가열하여 함수율 1% 이하로 건조한 후 드럼에 담아 폐기물 처리한다. 이 과정에서 배출되는 수분은 응축기를 거쳐 응축수 저장 탱크에 수집된다. 응축수 저장 탱크가 가득 차게 되면 시료 채취 및 측정을 시행하여 방출 조건을 만족하면 방류한다. 방출 조건은 알파 방사능 농도 기준으로 평균 1ppm 이하, 100kBq/㎥이다.
본 발명자들은 원자력 인허가 및 환경 규제치를 만족하지 못하는 ADU 공정의 문제점을 해결하기 위해 상기 기존공정(ADU)과 국외공정(NaDU)을 간소화하고 독자적인 설비를 사용한 [Sodium diuranate(NaDU) 침전공정 → 증발공정 → 응축공정]을 개발하였고(도 1c 참조), 종래 기술들의 문제점을 해결하여 본 발명을 완성하였다.
[선행기술문헌]
대한민국 공개특허공보 제10-2009-0112862호(공개일자: 2009. 10. 29)
본 발명의 목적은, (1) 6불화우라늄(UF6) 실린더 세척공정에서 발생한 폐액에서 우라늄(U)을 분리하고 그 여액은 원자력인허가 및 환경 규제치를 만족하여 배출할 수 있도록 하는 방법; 및 (2) 실린더 세척폐액의 pH를 가성소다(NaOH)로 조절하여 우라늄(U)을 Sodium diuranate(NaDU) 형태로 침전시켜 분리한 후, 그 여액을 증발시켜 여액에 남아있는 우라늄(U)을 다시 분리하고, 수분은 응축하여 배출하는 장치;를 제공하는 것이다.
상기 목적을 달성하기 위하여, 6불화우라늄(UF6) 실린더 세척공정에서 발생한 세척폐액(과산화수소(H2O2) + 탄산소다(Na2CO3) + 우라늄화합물)의 화학처리공정에 의한 우라늄 회수방법에 있어서, (1) 세척폐액에 가성소다(NaOH)을 가하여 세척폐액에 존재하는 상기 우라늄화합물을 Sodium diuranate(NaDU) 형태의 고형물로 침전시키는 단계;와 (2) 상기 (1)단계에 의해 형성된 Sodium diuranate(NaDU) 침전물을 여과하여 폐액으로부터 분리하는 단계;와 (3) 상기 (2)단계에 의해 여과된 폐액을 증발시키는 단계;와 (4) 상기 (3)단계 의한 증발 후 잔여 폐액을 여과하는 단계;와 (5) 상기 (4)단계에 의해 여과된 폐액을 다시 증발시키는 단계; 및 (6) 상기 (3)단계와 (5)단계에 의해 생성된 증기(vapor)를 냉각하여 응축수로 회수한 다음 잔존 우라늄(U) 및 불소(F)의 함량을 검사하는 단계;를 포함하는 6불화우라늄(UF6) 실린더 세척폐액 화학처리공정을 제공한다.
상기 세척폐액은 6불화우라늄(UF6) 실린더 세척공정에서 순수(demineralized water) 또는 과산화수소(H2O2) 및 탄산소다(Na2CO3) 혼합 용액을 세척용액으로 사용하여 발생한 것을 특징으로 한다.
상기 (1)단계는 세척폐액을 일정 온도로 가열하면서 가성소다(NaOH) 수용액을 가하여 폐액 중의 우라늄을 Sodium diuranate(NaDU) 형태로 침전시키는 것을 특징으로 한다.
상기 (3)단계 및 (5)단계는 스팀(steam)을 증발조에 공급하여 폐액을 증발시키는 것을 특징으로 한다.
또한 본 발명은 6불화우라늄(UF6) 실린더 세척공정에서 발생한 세척폐액(과산화수소(H2O2) + 탄산소다(Na2CO3) + 우라늄화합물)에 가성소다(NaOH)를 가하여 폐액 중의 우라늄을 Sodium diuranate(NaDU) 형태로 침전시키기 위한 NaDU 반응기(1, NaDU reactor);와 상기 NaDU 반응기(1)와 연결되어 NaDU 반응기(1)에서 생성된 Sodium diuranate(NaDU) 침전물과 여액을 분리하는 여과기(2, filter separator);와 상기 여과기(2)와 연결되어 여과기(2)에 의해 분리된 여액을 저장하는 여액 저장탱크(3, filtrate reception tank);와 상기 여액 저장탱크(3)와 연결되어 여액 저장탱크(3)로부터 공급되는 여액을 증발시키는 증발조(4, evaporator);와 상기 증발조(4)와 연결되어 증발조(4)에 의해 증발된 증기(vapor)를 냉각하여 응축시키는 열교환기(5, heat exchanger); 및 상기 열교환기(5)와 연결되어 응축수를 저장하는 응축수 저장탱크(6, condensate reception tank);를 포함하는 6불화우라늄(UF6) 실린더 세척폐액 화학처리공정 장치를 제공한다.
상기 증발조(4)는 Sodium diuranate(NaDU) 증발 후 잔여 폐액을 여과하여 침전물과 여액을 분리하는 여과기(2′, filter separator)가 연결 설치되는 것을 특징으로 한다.
상기 응축수 저장탱크(6)는 우라늄(U)과 불소(F) 검사 후 배출될 응축수를 저장하는 응축수 저장탱크-1(6-1, condensate storage tank 1)과 화학처리의 대상이 되는 응축수를 저장하는 응축수 저장탱크-2(6-2, condensate storage tank 2)를 포함하는 것을 특징으로 한다.
6불화우라늄(UF6) 실린더 세척공정에서 발생한 폐액에서 우라늄(U)을 침전, 분리하고 그 여액은 증발, 응축시켜 원자력인허가 및 환경 규제치를 만족하여 배출할 수 있도록 하는 방법 및 장치를 제공함으로써, 6불화우라늄(UF6) 실린더 세척폐액을 처리하기 위한 독자적인 기술과 공정을 확보할 수 있을 뿐만 아니라, 자체 유지보수 및 공정개선, 원천기술 확보, 국가 원자력산업 기술력 향상, 해외 사업 연계를 통한 신 성장동력을 창출할 수 있는 효과가 있다.
또한, 국외의 공정기술 및 설비를 도입하여 운영하는 것에 비해 비용을 크게 절감할 수 있다.
도 1은 종래 및 본 발명의 실린더 세척폐액 화학처리 공정으로, 도 1a는 종래 Ammonium diuranate(ADU) 침전 공정, 도 1b는 종래 Sodium diuranate(NaDU) 침전 공정 및 도 1c는 본 발명의 Sodium diuranate(NaDU) 침전 공정.
도 2는 종래(국외공정)의 6불화우라늄(UF6) 실린더 세척공정에서 발생한 세척폐액 처리공정에 의한 우라늄(U) 회수장치.
도 3은 본 발명의 6불화우라늄(UF6) 실린더 세척공정에서 발생한 세척폐액의 처리공정에 의한 우라늄(U) 회수장치.
도 4는 본 발명의 실험예 1 내지 실험예 5의 실험설비 개략도.
이하, 본 발명을 상세히 설명한다.
본 발명은 6불화우라늄(UF6) 실린더 세척공정에서 발생한 세척폐액(과산화수소(H2O2) + 탄산소다(Na2CO3) + 우라늄화합물)의 처리공정에 의한 우라늄(U) 회수방법에 있어서, (1) 세척폐액에 가성소다(NaOH)을 가하여 세척폐액에 존재하는 상기 우라늄화합물을 Sodium diuranate(NaDU) 형태로 침전시키는 단계;와 (2) 상기 (1)단계에 의해 형성된 Sodium diuranate(NaDU) 침전물과 세척폐액을 여과하여 분리하는 단계;와 (3) 상기 (2)단계에 의해 여과된 세척폐액을 증발시키는 단계; 및 (4) 상기 (3)단계에 의해 생성된 증기(vapor)를 냉각하여 응축수로 회수한 다음 잔존 우라늄(U) 및 불소(F)의 함량을 검사하는 단계;를 포함하는 6불화우라늄(UF6) 실린더 세척공정에서 발생한 세척폐액의 처리공정에 의한 우라늄(U) 회수방법을 제공한다.
한편, 6불화우라늄(UF6) 실린더 세척공정에서 종래에는 ADU 공정을 통한 Sodium diuranate(NaDU) 침전반응 이후 원자력인허가 및 환경규제치를 만족하기 위해 별도의 화학처리 공정[불화나트륨(NaF)침전공정 → 폐수 열분해 공정]을 거쳐야하며, 국외공정에서 액체 폐기물 1차 저장조(column tank)에 질산(HNO3)을 주입하여 이물질을 제거하는 공정을 반드시 포함하고 있으나, 본 발명은 6불화우라늄(UF6) 실린더 세척공정에서 발생한 세척폐액에 별도로 화학처리 공정 및 질산(HNO3)을 주입하는 과정이 없고, 독자적인 설비를 사용하여 세척폐액을 처리할 수 있다.
본 발명의 우라늄 회수 방법은 상기 (3)단계 이후에 (5) 상기 (3)단계에 의해 증발 후 잔여 폐액을 여과 및 증발시키는 단계; 및 (6) 상기 (5)단계에 의해 생성된 증기(vapor)를 열교환하여 응축수로 회수한 다음 잔존 우라늄(U) 및 불소(F)의 함량을 검사하는 단계;를 포함하여 구성될 수 있다.
상기 세척폐액은 6불화우라늄(UF6) 실린더 세척공정에서 순수(demineralized water) 또는 과산화수소(H2O2) 및 탄산나트륨(Na2CO3) 혼합한 용액을 세척용액으로 사용하여 발생한 것을 특징으로 하며, 상기 과산화수소(H2O2) 및 탄산나트륨(Na2CO3) 혼합한 용액을 사용하는 경우 과산화수소(H2O2) 10wt%, 탄산나트륨(Na2CO3) 90wt%를 혼합하여 사용하는 것이 바람직하다.
상기 여과된 세척폐액을 증발시키는 단계는 스팀(steam)을 공급하여 수분을 증발시킨 후 열교환기를 거쳐 응축수 저장탱크(condensate reception tank)로 이송되고, 잔여물은 재순환하여 잔존하는 Sodium diuranate(NaDU) 고형물과 세척폐액을 여과한 다음 여과된 세척폐액을 증발시키는 과정을 반복하여 실시할 수 있다.
한편, 실린더 세척시 [순수(demineralized water) + 과산화수소(H2O2), 탄산소다(Na2CO3) 혼합액]을 사용하여 잔류 4가 우라늄(U4+:불용성)을 6가 우라늄(U6+:수용성)으로 변환시키고, 실린더 세척폐액은 0.1M에서 3.0M의 Uranyl nitrate 수용액[UO2(NO3)2·6H2O]과 세척 폐액 중 90%가량의 수분을 포함하고 우라늄(U) 농도는 1.0kg-UF6/100ℓ, 실린더는 30B Type를 사용하는 것이 바람직하다.
또한, 실린더 세척공정에 사용되는 6불화우라늄(UF6) 실린더 내부의 Heel은 3kg이하이며 실린더 외부의 표면으로부터 10cm 거리에서 50μ/hr의 방사선량율을 초과하지 않는 세척 준비단계; 실린더 내부에 노즐을 삽입하고 노즐을 통하여 세척수(순수(demineralized water) 20liters 또는 과산화수소(H2O2), 탄산소다(Na2CO3) 혼합 세척용액 20liters)를 분사하는 세척공정(실린더를 섭씨 90도, 69도, 90도 순으로 세운 상태에서 세척하며, 순수(demineralized water)로 1회, 세척용액으로 2회 세척한 후 순수(demineralized water)로 2회 또는 필요 시 과산화수소(H2O2) + 탄산소다(Na2CO3)수용액으로 2회 세척) 을 포함하여 이루어 질 수 있다.
또한, 본 발명은 6불화우라늄(UF6) 실린더 세척공정에서 발생한 세척폐액(과산화수소(H2O2) + 탄산소다(Na2CO3) + Uranium complexes)에 가성소다(NaOH)를 가하여 Sodium diuranate(NaDU) 고형물을 침전시키기 위한 NaDU 반응기(1, NaDU reactor);와 상기 NaDU 반응기(1)와 연결설치되어 NaDU 반응기(1)에서 생성된 Sodium diuranate(NaDU) 고형물과 여액을 분리하는 여과기(2, filter separator);와 상기 여과기(2)와 연결 설치되어 여과기(2)에 의해 분리된 여액을 저장하는 여액 저장탱크(3, filtrate reception tank);와 상기 여액 저장탱크(3)와 연결 설치되어 여액 저장탱크(3)로부터 공급되는 여액을 증발시키는 증발기(4, evaporation vessel); 및 증발 후 남은 폐액을 다시 여과하여 증발기(4)로 재순환하는 여과기(2′, filter separator);와 상기 증발기(4)와 연결 설치되어 증발기(4)에 의해 증발된 증기(vapor)를 냉각시켜 응축시키는 열교환기(5, heat exchanger); 및 상기 열교환기(5)와 연결 설치되어 응축수를 저장하는 응축수 저장탱크(6);를 포함하는 UF6 실린더 세척공정에서 발생한 세척폐액의 처리공정에 의한 우라늄 회수장치를 제공한다.
상기 증발기(4)에 Sodium diuranate(NaDU) 고형물과 여액을 분리하는 여과기(2′, filter separator)가 연결 설치되어 2단계의 여과기가 구비될 수 있다.
상기 응축수 저장탱크(6)는 우라늄(U) 및 불소(F) 검사 후 배출될 응축수를 저장하는 응축수 저장탱크-1(6-1, condensate storage tank)과 화학처리의 대상이 되는 응축수를 저장하는 응축수 저장탱크-2(6-2, condensate storage tank)로 이루어질 수 있다.
종래 세척폐액 처리장치를 나타낸 도 2와 본 발명의 회수장치를 나타낸 도 3을 비교해서 살펴보면, 종래기술의 액체 폐기물 1차 저장조(column tank), 액체 폐기물 2차 저장조(decay tank) 및 침전 반응조 3개의 구성에 대한 기능을 본 발명에서는 NaDU 반응기(1)가 수행하고 있으며, 본 발명은 여과기(2, 2′)를 2단으로 구비하도록 할 수 있어 회수된 우라늄(U)의 품질을 향상시킬 수 있다.
이하, 실시예를 통하여 본 발명을 더욱 상세히 설명하고자 한다. 이들 실시예는 오로지 본 발명을 예시하기 위한 것으로서, 본 발명의 범위가 이들 실시예에 의해 제한되는 것으로 해석되지 않는 것은 당업계에서 통상의 지식을 가진 자에게 있어서 자명할 것이다.
실시예 1. UF6 실린더 세척시 발생하는 반응기전
(1) UF6 실린더 세척 시 반응
UF6 + 2H2O → UO2F2 + 4HF
UF4 + 2H2O2 + Na2CO3 → UO2F2 + 2H2O + 2NaF + 1/2O2↑ + CO2↑
Na2CO3 + 2HF → 2NaF + H2O + CO2↑
실시예 2. 우라늄 침전반응 기전
(1) 세척용액에 질산(HNO3)을 투입하고 암모니아(NH3)를 첨가하여 Ammonium diuranate(ADU)로 침전할 경우
1) 2UO2(NO3)2 + 3H2O + 6NH3 → (NH4)2U2O7 + 4NH4NO3
2) HF + NH3 → NH4F
3) HNO3 + NH3 → NH4NO3
(2) 세척용액에 가성소다(NaOH)를 첨가하여 Sodium diuranate(NaDU)로 침전할 경우
2UO2F2 + 6NaOH → Na2U2O7 + 4NaF + 3H2O
한편, 상기 반응기전을 고려하여 세척용액의 성분을 분석한 결과는 하기 [표 2]와 같다.
표 2 세척용액의 성분표 (1개 실린더 당 Kg.(%))
성분 CASE I CASE Ⅱ-1 CASE Ⅱ-2 CASE Ⅲ-1 CASE Ⅲ-2 CASE Ⅲ-3 CASE Ⅲ-4
H2O 96.22(95.53) 101.844(90.36) 96.812(96.35) 101.79(81.4) 104.313(90.37) 103.773(89.81) 109.473(90.06)
Na2CO3 3.487(3.47) - 0.307(0.30) - 0.307(0.27) 3.487(3.02) 3.487(2.87)
UO2F2 0.609(0.61) - 0.609(0.61) - - -
Na2U2O7 - - - - 0.627(0.54) 0.627(0.54) 0.627(0.52)
UO2(NO3)2 - 0.779(0.69) - - -
ADU - - - 0.617(0.49) -
NaF 0.232(0.23) 0.232(0.21) 2.752(2.74) 0.232(0.18) 2.918(2.53) 0.398(0.34) 6.698(5.51)
NaOH - - - - 7.263(6.29) 7.263(6.29) 1.263(1.04)
HF - 0.079(0.07) - - - -
NH4F - - - 0.263(0.21) - -
NH4NO3 - - - 16.559(13.24) - -
NaNO3 - 5.592(4.96) - 5.592(4.47) - -
HNO3 - 4.174(3.70) - - - -
Total 100.55(100) 112.7(100) 100.428(100) 125.054(100) 115.428(100) 115.548(100) 121.548(100)
※ 1. CASE Ⅰ: 세척 직후 원액
2. CASE Ⅱ-1: 세척 원액에 질산 투입(10N 농도 10리터-15.6kg 기준)
CASE Ⅱ-2: 세척 원액에 불산 투입(50% 농도 2리터-2.4kg 기준)
3. CASE Ⅲ-1: CASE Ⅱ-1 용액에 NH3 투입(중화 적정량만 고려)
CASE Ⅲ-2: CASE Ⅱ-2 용액에 50% NaOH 투입(10리터-15kg 기준)
CASE Ⅲ-3: CASE Ⅰ에 50% NaOH 투입(10리터-15kg)
CASE Ⅲ-4: CASE Ⅲ-3 용액에 불산 투입(5리터-6kg 기준)
4. Na2CO3의 수용액 상태에서의 분해 및 가열에 의한 CO2 제거는 고려하지 않음.
아래 실험예는 본 개발공정을 발명하기 위한 과정에서 Ammonium diuranate(ADU) 및 Sodium diuranate(NaDU) 침전 시험을 통해 비교 분석하여 최적의 공정을 선정하기 위함이며, Sodium diuranate(NaDU) 침전 공정이 원자력 인허가 및 환경규제치를 만족하기 유리하다는 결론을 내었다. 또한, Sodium diuranate(NaDU) 침전을 통한 결과를 더 발전시키기 위하여 가성소다(NaOH)와 불화 암모늄(NH4F)를 통해 침전 결과를 비교해보았다.
실험예 1. Ammonium diuranate(ADU) / Sodium diuranate(NaDU) 침전 시험 비교
표 3 (1) Ammonium diuranate(ADU) 침전 후 불화칼슘(CaF2)침전 시험
순서 시험방법 U(ppm//Bq/cc) F(ppm) 비고
1회 ADU 침전 상등액+소석회 29.3//3.2 38
2회 ADU 침전 상등액+소석회 5.40//0.6 66
* 규제치: Activity(알파, 베타) ＜ 0.08 Bq/cc, 불소(F) ＜ 10ppm
* U-235 5%의 비방사능을 고려하여 ppm을 Bq/cc로 환산함.
표 4 (2) Sodium diuranate(NaDU) 침전 후 불화나트륨(NaF) 침전 시험
순서 시험방법 U(Bq/cc) F(ppm) 비고
1회 NaDU 침전 상등액+NH4F 0.006 1
2회 NaDU 침전 상등액+NH4F 0.011 1
상기 Ammonium diuranate(ADU)와 Sodium diuranate(NaDU) 침전시험 결과에서 알 수 있듯이, 우라늄(U) 제거방법에 있어서 Ammonium diuranate(ADU) 처리시에 우라늄(U) 함량 규제치를 만족하게 하기 어려울 뿐만 아니라, Sodium diuranate(NaDU) 침전반응이 Ammonium diuranate(ADU) 침전반응보다 간편하고 반응시간이 짧아 매우 경제적인 이점이 있다. 또한, 불소(F) 제거방법에서 Ammonium diuranate(ADU) 처리시에는 질산(HNO3)과 암모니아(NH3)를 사용하여야 하므로 불화칼슘(CaF2)침전이 필수적이며 불소(F)함량의 환경기준치를 만족시키기 어려운 문제점이 있으나 불화나트륨(NaF) 침전방식에 의해 발생하는 불화나트륨(NaF)은 자체처분이 가능하다.
더욱이 Sodium diuranate(NaDU)와 불화나트륨(NaF) 침전을 이용할 경우 공정에 필요한 시약(질산(HNO3), 암모니아(NH3), 수산화칼슘(Ca(OH)2))을 취급이 용이한 가성소다(NaOH) 또는 불화 암모늄(NH4F)으로 변경함으로써 취급상 위해요소가 개선되고 원가 절감이 가능하다.
결과적으로 6불화우라늄(UF6) 실린더 세척폐액의 처리에서 Sodium diuranate(NaDU)와 불화나트륨(NaF) 침전을 이용할 경우 공정의 편의성, 공정의 경제성 및 2차 폐기물 발생량의 감소 등에서 유리한 점이 있음을 알 수 있다.
실험예 2. Ammonium diuranate(ADU) 침전시험
표 5 (1) 1차 시험
순서 시험방법 U(ppm) F(ppm) 비고
1 원액(500cc)+여과+질산(40cc)+NH3 7.0 2,800 원액 여과 후 사용
2 원액(500cc)+질산(100cc)+NH3 3.3 2,300
3 원액(500cc)+질산(50cc)+NH3 2.2 2,500
표 6 (2) 2차 시험
순서 시험방법 U(ppm) F(ppm)
1 세척원액 9,272 2,800
2 원액(600cc)+질산(60cc)+NH3 17.8 2,400
3 원액(500cc)+질산(50cc)+NH3 1,122 2,400
4 2차시험 3의 상등액+소석회 29.3 38
5 2차시험 2의 상등액+소석회 5.4 66
6 1차시험 3의 상등액 1,054 2,800
7 원액+( )10% 216 2,500
질산(HNO3)처리에 의한 Ammonium diuranate(ADU) 침전방식은 반응조건이 매우 민감하며 반응시간이 지나치게 많이 소요될 뿐만 아니라, 여과액 중의 불소(F)를 처리할 수 없는 단점이 있다. 또한, 침전 후 즉시 여과하지 않으면 우라늄(U)가 상등액 속으로 재용출되어 우라늄(U) 농도가 다시 상승하는 문제도 있다.
실험예 3. Sodium diuranate(NaDU) 침전시험
표 7 (1) 1차 시험
순서 시험방법 U(ppm) F(ppm)
1 원액+NaOH+불산+침전 13.9 2,400
2 원액+가열+NaOH+불산+침전 2.1 2,500
3 원액+질산+NaOH+불산+침전 59.4 2,500
표 8 (2) 2차 시험
순서 시험방법 U(ppm) F(ppm) 비고
1 원액300cc→Na2CO3(19.5g)→교반→가열74℃→NaOH45cc→침강제→여과 6.1 2,500 침전 전 Na2CO3 사용(가열)
2 원액300cc→Na2CO3(19.5g)→교반→HF(pH4)→가열60℃→NaOH45cc→침강제→여과 17.1 10,000 침전 전 Na2CO3 사용침전 후 불산 첨가(가열)
표 9 (3) 3차 시험
순서 시험방법 U(ppm) F(ppm) 비고
1 원액300cc→가열75℃→NaOH45cc→냉각→침강제→여과 10.6 1,500 불산 사용 안함(가열)
2 원액300cc→가열75℃→NaOH45cc→HF40cc→냉각→침강제→여과 10.1 11,200 침전 후 불산 사용(가열)
3 원액300cc→가열75℃→NaOH30cc→냉각→침강제→여과 10.6 1,900 불산 사용 안함(가열)
4 원액300cc→가열75℃→NaOH30cc→HF40cc→냉각→침강제→여과 11.0 12,600 침전 후 불산 사용(가열)
※ 특기사항: 4가지 경우 모두 Floc 에 의한 응집이 잘 되지 않으며, 여과 전의 상등액이 투명하지 못함.
표 10 (4) 4차 시험
순서 시험방법 U(ppm) F(ppm) 비고
1 원액300cc→HF6cc→가열75℃→NaOH15cc→냉각35℃→침강제→여과 13.9 10,500 침전前 불산사용(가열)
2 원액300cc→HF6cc→NaOH15cc→냉각35℃→침강제→여과 22.8 11,200 침전前 불산사용(비가열)
※ 특기사항: 2가지 경우 모두 Floc 에 의한 응집이 잘 됨.
표 11 (5) 5차 시험
순서 시험방법 U(ppm) F(ppm)
1 원액300cc→NH4F9cc→가열75℃→NaOH15cc→냉각→침강제→여과 25.2 11,100 침전前 NH4F 사용(가열)
2 원액300cc→NH4F9cc→NaOH 15cc→냉각→침강제→여과 4.3 14,500 침전前 NH4F 사용(비가열)
※ 특기사항: 4가지 경우 모두 Floc 에 의한 응집이 잘되나, 여과전의 상등액이 투명하지 못함.
표 12 (6) 6차 시험
순서 시험방법 U(ppm) F(ppm) 비고
1 원액300cc→가열75℃→NaOH15cc→냉각→침강제→여과 9.1 1,900 불산 사용 안함(가열)
2 상동 13.4 1,800 상동
※ 특기사항: 4가지 경우 모두 Floc 에 의한 응집이 잘 되지 않으며, 여과전의 상등액이 투명하지 못함.
실험예 4. 불소(F) 침전시험
표 13 (1) Ammonium diuranate(ADU) 침전 후 불화칼슘(CaF2) 침전 시험
순서 시험방법 U(ppm//Bq/cc) F(ppm)
1 ADU 침전 상등액+소석회 29.3//3.2 38
2 ADU 침전 상등액+소석회 5.40//0.6 66
※ 규제치 : Activity(알파, 베타) ＜ 0.08 Bq/cc, 불소(F) ＜ 10ppm
※ U-235 5%의 비방사능을 고려하여 ppm을 Bq/cc로 환산함
표 14 (2) Sodium diuranate(NaDU) 침전 후 불화나트륨(NaF) 침전 시험
순서 시험방법 U(Bq/cc) F(ppm)
1 NaDU 침전 상등액+NH4F 0.006 1
2 NaDU 침전 상등액+NH4F 0.011 1
1) 시험내용 : 실린더 폐수(질산(HNO3) 첨가 하지 않음)를 (우라늄(U), 나트륨(Na), 불소(F))화합물로 침전시킨 후 그 상등액을 불화나트륨(NaF)으로 침전단증류 처리하여 샘플링 함
2) 방법 : 폐액 300ml → 가성소다(NaOH) 15g 투입 → 여과 → 여과액 250ml + Ammonium fluoride(NH4F)(80ml) → 여액을 단증류 한 후 샘플링 → 불소(F), Activity 분석
실험예 5. 본 발명의 6불화우라늄(UF6) 실린더 세척공정에서 발생한 세척
폐액의 처리공정에 의한 우라늄(U) 회수장치 실험
(1) 1차 실험
1) 실험조건
(가) 실린더 세척폐액 30kg + NaOH(aq, 30%) 1.5kg
(나) NaOH 투입속도 : 300g/min
(다) 반응시간 : 30min
(라) 반응온도 : 40 ~ 60℃
(마) 반응압력 : 0bar·G
(바) 증발온도 : 110 ~ 130℃
2) 목적
(가) 주어진 실험조건에서 각 단계별 우라늄(U), 불소(F) 함량 측정
표 15 3) 실험결과
구분 Sample U함량 F함량 원자력인허가 및 환경규제치
1 실린더 세척폐액 0.60% 2,557ppm -
2 NaDU Filtrate 11ppm 5,613ppm 만족
3 NaDU Cake 15.30% 4,603ppm -
4 응축수 0.8ppm 4ppm 만족
4) 기타
(가) 실린더 세척폐액 비중 : 1.028
(2) 2차 실험
1) 실험조건
(가) 실린더 세척폐액 20kg + NaOH(aq, 30%) 1kg
(나) NaOH 투입속도 : 2kg/min
(다) 반응시간 : 30min
(라) 반응온도 : 40 ~ 60℃
(마) 반응압력 : 0bar·G
(바) 증발온도 : 110 ~ 130℃
2) 목적
(가) 가성소다(NaOH) 투입속도를 변화시켰을 때 우라늄(U), 불소(F) 함량 변화 비교
(나) 실험 후 발생하는 폐액량을 줄이기 위해, 1차 실험의 세척폐액 및 가성소다(NaOH) 투입 비율을 동일하게 1/3만큼씩 감소시켜 1차 실험과 비교
표 16 3) 실험결과
구분 Sample U함량 F함량 원자력인허가 및 환경규제치
1 실린더 세척폐액 0.32% 1,507ppm -
2 NaDU Filtrate 11ppm 4,608ppm 만족
3 NaDU Cake 52.80% 2,665ppm -
4 응축수 0.1ppm(0.05Bq/cc) 1ppm 만족
(3) 3차 실험
1) 실험조건
(가) 실린더 세척폐액 20kg + NaOH(aq, 30%) 2kg
(나) NaOH 투입속도 : 2kg/min
(다) 반응시간 : 30min
(라) 반응온도 : 40 ~ 60℃
(마) 반응압력 : 0bar·G
(바) Settling(30분) 및 하단용액 Drain(1 Liter)
(사) 증발온도 : 110 ~ 130℃
2) 목적
(가) 가성소다(NaOH) 투입량 증가 시 응축수의 방사능량 비교
표 17 3) 실험결과
구분 Sample 방사능량(Bq/cc) 원자력인허가 및환경규제치
1 실린더 세척폐액 Filtrate 189.600 -
2 NaDU Filtrate 0.425 만족
3 응축수 N.D*(＜0.03) 만족
*: Non-Detected
(4) 4차 실험
1) 실험조건
(가) 실린더 세척폐액 20kg + NaOH(aq, 30%) 2kg
(나) NaOH 투입속도 : 2kg/min
(다) 반응시간 : 30min
(라) 반응온도 : 40 ~ 60℃
(마) 반응압력 : 2.5bar·G
(바) Settling(30분) 및 하단용액 Drain(1 Liter)
(사) 증발온도 : 110 ~ 130℃
2) 목적
(가) 반응압력을 최대한 증가시켰을 때 응축수 방사능량 비교
표 18 3) 실험결과
구분 Sample 방사능량(Bq/cc) 원자력인허가 및환경규제치
1 응축수(증발 30분 후) 0.0224 만족
2 응축수(증발 60분 후) 0.0145 만족
(5) 5차 실험
1) 실험조건
(가) 실린더 세척폐액 20kg + NaOH(aq, 30%) 2kg
(나) NaOH 투입속도 : 2kg/min
(다) 반응시간 : 30min
(라) 반응온도 : 40 ~ 60℃
(마) 반응압력 : 0bar·G
(바) Settling(30분) 및 하단용액 Drain(1 Liter)
(사) 증발온도 : 110 ~ 130℃
2) 목적
(가) Sodium diuranate(NaDU) 용액을 필터링한 후, 여액을 증발시켜 방사능량 비교
표 19 3) 실험결과
구분 Sample 방사능량(Bq/cc) 원자력인허가 및환경규제치
1 응축수(증발 30분 후) 0.0195 만족
2 응축수(증발 60분 후) 0.0055 만족
3 응축수(NaDU Filtrate 증발) 0.0466 만족
(6) 6차 실험
1) 실험조건
(가) 실린더 세척폐액 20kg + NaOH(aq, 30%) 1.5kg
(나) NaOH 투입속도 : 2kg/min
(다) 반응시간 : 30min
(라) 반응온도 : 40 ~ 60℃
(마) 반응압력 : 0bar·G
(바) Settling(30분) 및 하단용액 Drain(1 Liter)
(사) 증발온도 : 110 ~ 130℃
2) 목적
(가) 가성소다(NaOH) 투입량이 감소되었을 때 응축수의 방사능량 비교
3) 실험결과
표 20
구분 Sample 방사능량(Bq/cc) 원자력인허가 및환경규제치
1 응축수(증발 30분 후) 0.0135 만족
2 응축수(증발 60분 후) 0.0322 만족
상기 실험예 1~4는 본 발명의 종래 세척폐액 처리공정을 개발하기 위해 실시한 실험자료이며 실험예 5는 본 발명이 현재 발명하고자 하는 공정이 원자력인허가 및 환경규제치를 만족하는지를 확인하고자 실시한 실험이다. 실험설비 개략도는 도 4에 나타낸 바와 같다.
본 실험에서의 변수는 가성소다(NaOH) 투입량과 속도, 반응온도와 시간, pH로 선정하여 각각의 변화에 따른 결과 값을 비교하였다. 원자력인허가 및 환경 기준치는 Sodium diuranate(NaDU) Filtrate에 대하여 우라늄(U)<20ppm 이하일 경우 방사선관리구역에서 비관리구역으로 이송이 가능하여서 화학처리공장으로 보낼 수 있으며, 응축수의 경우 우라늄(U)<1ppm 이하(<0.08Bq/cc)와 불소(F)<10ppm 이하일 때 환경에 배출할 수 있으므로, 각 변수를 변화시켜 상기 기준치를 만족하는지에 대한 실험을 시행하였다. 모든 실험결과가 원자력인허가 및 환경규제치를 만족하였으며, 상황에 따라 적합한 반응조건을 선택하여 본 발명에 의한 상업설비를 운영하고자 한다.
이상, 본 발명 내용의 특정한 부분을 상세히 기술하였는바, 당업계의 통상의 지식을 가진 자에게 있어서, 이러한 구체적인 기술은 단지 바람직한 실시양태일 뿐이며, 이에 의해 본 발명의 범위가 제한되는 것이 아닌 점은 명백할 것이다.
따라서 본 발명의 실질적인 범위는 첨부된 청구항들과 그것들의 등가물에 의해 정의된다고 할 것이다.
[부호의 설명]
1 : NaDU 반응기(NaDU reactor)
2, 2′ : 여과기(filter separator)
3 : 여액 저장탱크(filtrate reception tank)
4 : 증발기(evaporation vessel)
5 : 열교환기(heat exchanger)
6(6-1, 6-2) : 응축수 저장탱크(condensate storage tank)

Claims (8)

  1. 6불화우라늄(UF6) 실린더 세척공정에서 발생한 세척폐액(과산화수소(H2O2) + 탄산소다(Na2CO3) + 우라늄화합물)의 처리공정에 의한 우라늄(U) 회수방법에 있어서,
    (1) 세척폐액에 가성소다(NaOH)를 가하여 세척폐액에 존재하는 상기 우라늄화합물을 Sodium diuranate(NaDU) 형태로 침전시키는 단계;
    (2) 상기 (1)단계에 의해 형성된 Sodium diuranate(NaDU) 침전물과 세척폐액을 여과하여 분리하는 단계;
    (3) 상기 (2)단계에 의해 여과된 세척폐액을 증발시키는 단계; 및
    (4) 상기 (3)단계에 의해 생성된 증기(vapor)를 냉각하여 응축수로 회수한 다음 잔존 우라늄(U) 및 불소(F)의 함량을 검사하는 단계;를 포함하는 6불화우라늄(UF6) 실린더 세척공정에서 발생한 세척폐액의 처리공정에 의한 우라늄(U) 회수방법.
  2. 제 1 항에 있어서,
    상기 세척폐액은 6불화우라늄(UF6) 실린더 세척공정에서 순수(demineralized water) 또는 과산화수소(H2O2) 및 탄산나트륨(Na2CO3) 혼합한 용액을 세척용액으로 사용하여 발생한 것을 특징으로 하는 6불화우라늄(UF6) 실린더 세척공정에서 발생한 세척폐액의 처리공정에 의한 우라늄(U) 회수방법.
  3. 제 1 항에 있어서, 상기 (3)단계 이후에 하기의 과정을 포함하는 것을 특징으로 하는 우라늄(U) 회수방법.
    (5) 상기 (3)단계에 의해 증발 후 잔여 폐액을 여과 및 증발시키는 단계; 및
    (6) 상기 (5)단계에 의해 생성된 증기(vapor)를 냉각하여 응축수로 회수한 다음 잔존 우라늄(U) 및 불소(F)의 함량을 검사하는 단계;를 포함하는 6불화우라늄(UF6) 실린더 세척공정에서 발생한 세척폐액의 처리공정에 의한 우라늄(U) 회수방법.
  4. 제 1 항에 있어서,
    상기 (1)단계에서 세척폐액을 가열하면서 가성소다(NaOH) 수용액을 가하여 pH를 조절하여 Sodium diuranate(NaDU) 형태의 고형물을 형성시켜 침전시키는 것을 특징으로 하는 6불화우라늄(UF6) 실린더 세척공정에서 발생한 세척폐액의 처리공정에 의한 우라늄(U) 회수방법.
  5. 제 1 항에 있어서,
    상기 (3)단계는 스팀(steam)을 공급하여 수분을 증발시킨 후 열교환기를 거쳐 응축수 저장탱크로 이송되고, 잔여물은 상기 (2)단계로 이송되는 것을 특징으로 하는 6불화우라늄(UF6) 실린더 세척공정에서 발생한 세척폐액의 처리공정에 의한 우라늄(U) 회수방법.
  6. 6불화우라늄(UF6) 실린더 세척공정에서 발생한 세척폐액(과산화수소(H2O2) + 탄산소다(Na2CO3) + 우라늄화합물)에 가성소다(NaOH)를 가하여 Sodium diuranate(NaDU) 고형물을 침전시키기 위한 NaDU 반응기(1, NaDU reactor);
    상기 NaDU 반응기(1)와 연결되어 NaDU 반응기(1)에서 생성된 Sodium diuranate(NaDU) 고형물과 여액을 분리하는 여과기(2, filter separator);
    상기 여과기(2)와 연결되어 여과기(2)에 의해 분리된 여액을 저장하는 여액저장탱크(3, filtrate reception tank);
    상기 여액 저장탱크(3)와 연결 설치되어 여액 저장탱크(3)로부터 공급되는 여액을 증발시키는 증발기(4, evaporation vessel);
    상기 증발기(4)와 연결되어 증발기(4)에 의해 증발된 증기(vapor)를 냉각시켜 응축시키는 열교환기(5, heat exchanger); 및
    상기 열교환기(5)와 연결되어 응축수를 저장하는 응축수 저장탱크(6);를 포함하는 6불화우라늄(UF6) 실린더 세척공정에서 발생한 세척폐액의 처리공정에 의한 우라늄(U) 회수장치.
  7. 제 6 항에 있어서,
    상기 증발기(4)에 Sodium diuranate(NaDU) 고형물과 여액을 분리하는 여과기(2′, filter separator)가 연결설치 되는 것을 특징으로 하는 6불화우라늄(UF6) 실린더 세척공정에서 발생한 세척폐액의 처리공정에 의한 우라늄(U) 회수장치.
  8. 제 6 항에 있어서,
    상기 응축수 저장탱크(6)는 방사능 및 불소(F) 검사 후 배출될 응축수를 저장하는 응축수 저장탱크-1(6-1, condensate storage tank)과 화학처리의 대상이 되는 응축수를 저장하는 응축수 저장탱크-2(6-2, condensate storage tank)를 포함하는 것을 특징으로 하는 6불화우라늄(UF6) 실린더 세척공정에서 발생한 세척폐액의 처리공정에 의한 우라늄(U) 회수장치.
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