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민병연,송평섭,안준형,최왕규,정종헌,오원진,강용,Min, Byung-Youn,Song, Pyung-Seob,Ahn, Jun-Hyung,Choi, Wang-Kyu,Jung, Chong-Hun,Oh, Won-Zin,Kang, Yong 한국방사성폐기물학회 2006 방사성폐기물학회지 Vol.4 No.1
The characteristics of the aluminum waste melting and the distribution of the radioactive nuclides have been investigated for the estimation on the volume reduction and the decontamination of the aluminum wastes from the decommissioning of the TRIGA MARK it and III research reactors at the Korea Atomic Energy Research Institute(KAERI). The aluminum wastes were melted with the use of the fluxes such as flux $A:NaCl-KCl-Na_3AlF_6$, flux B:NaCl-NaF-KF, flux $C:CaF_2$, and flux $D:LiF-KCl-BaCl_2$ in the DC graphite arc furnace. For the assessment of the distribution of the radioactive nuclides during the melting of the aluminum, the aluminum materials were contaminated by the surrogate nuclides such as cobalt(Co), cesium(Cs) and strontium(Sr). The fluidity of aluminum melt was increased with the addition of the fluxes, which has slight difference according to the type of fluxes. The formation of the slag during the aluminum melting added the flux type C and D was larger than that with the flux A and B. The rate of the slag formation linearly increased with increasing the flux concentration. The results of the XRD analysis showed that the surrogate nuclide was transferred to the slag, which can be easily separated from the melt and then they combined with aluminum oxide to form a more stable compound. The distribution ratio of cobalt in ingot to that in slag was more than 40% at all types of fluxes. Since vapor pressures of cesium and strontium were higher than those that of the host metals at the melting temperature, their removal efficiency from the ingot phase to the slag and the dust phase was by up to 98%.
아크 용융로에서 Stainless steel의 용융 시 방사성 핵종의 분배특성에 대한 연구
민병연(Byung Youn Min),송평섭(Pyung Seob Song),안준형(Jun Hyung Ahn),최왕규(Wang Kyu Choi),정종헌(Chong Hun Jung),오원진(Won Zin Oh) 대한환경공학회 2005 대한환경공학회 학술발표논문집 Vol.2005 No.12
연구용 원자로(TRIGA) 및 우라늄 변환시설을 포함한 원자력 시설의 해체 시 발생되는 방사성 금속 폐기물의 효과적인 처리기술 개발을 위해 아크로에서 SUS 304에 Surrogate nuclides(Co, Cs, Ce, Sr) 500ppm을 오염시켜 다양한 슬래그를 사용하여 실험실 규모의 용융실험을 수행하였다. 용융 시료들의 결정상 구조를 규명하기 위해 X선 회절분석기(XRD)를 이용하였으며, 고화체 표면의 특성을 살펴보기 위해 주사현미경(SEM)을 사용하였고, 주괴와 슬래그 내에 포함되어 있는 성분들의 조성비는 ICP를 사용하여 핵종의 분배특성을 고찰하였다. 온도와 시간은 가장 중요한 변수이며 효과적인 방사성 핵종의 제거를 위해서는 최소 1500℃가 필요하였다. 용융체에서 발견된 Co-60의 양은 처음 아크로에 첨가되어 측정되어질 것이라고 예상된 양과 거의 일치하였다. 비록 약간의 Co-60이 슬래그로 이동하거나 산화된 금속 미립자가 기체 정화 시스템으로 이동될 것이라고 예상했지만, 용융로 분진에서는 발견되지 않았다. 분석 결과 Co는 슬래그에서 약간 검출되었으며 배기가스에서는 거의 발견할 수가 없었고, 거의 대부분이 금속에 전체적으로 균일하게 희석되어 존재하였다. 일부 실험에서는 Co-60의 약 90% 이상이 주괴에서 회수된 반면에 높은 증발압력을 가지고 있는 Cs은 용융체로부터 휘발되어 배기체로 휘발 또는 비말동반되어 SUS 304 주괴에서 아주 미미하게 검출되었다. Cs은 슬래그에서 Cs2SiO₃와 같은 안정한 화합물로 슬래그 상에 존재할 것으로 사료된다. 오염된 surrogate nuclide의 효과적인 제거를 위해 적절한 Slag 사용이 필요함을 결과를 통해 알 수 있었으며 Al₂O₃-CaO-SiO₂의 주 구성 슬래그에 산화력 및 전기전도도 등의 슬래그 물성을 변화시키는 플럭스를 첨가하였을 때 비방사성 동위원소가 슬래그 쪽으로 이동하여 효과적으로 제거됨을 알 수 있었다. 결론적으로 Co는 슬래그에 의한 제거보다는 균질화에 의한 희석효과에 Sr, Cs, Ce은 적절한 슬래그 조성과 종류에 의해 효과적인 제염이 이루어 짐을 볼 수 있었다.