맥스웰 에너지 분포와 PWR, PHWR 에너지 분포의 상관성에 관한 연구

박지환,정진 한국물리학회 2016 새물리 Vol.66 No.3

The Maxwellian distribution is a theoretical distribution function based on the assumption that there is no production or absorption of neutrons, which was made to explain the diffusion of thermal neutrons. The thermal neutron fluxes in a pressurized water reactor (PWR) and pressurized heavy water reactor (PHWR) are different because of the addition of moderators and nuclear fuel. In this research, we consider a PWR and a PHWR with nuclear fuel and moderators and used a two-dimensional model with the serpent code to show that the PWR tended toward a Maxwellian distribution in the energy region of $2\times10^{-3}$$\sim$ $2.2\times10^{-1}$ eV while the PHWR tended toward a Maxwellian distribution in the energy region of $6\times10^{-5}$$\sim$ $5\times10^{-2}$ eV. 맥스웰 분포는 새롭게 생성되거나 흡수되어 없어지는 중성자가 없다는 가정하에 이론적인 분포함수이다. 원자로에서 가압경수로와 가압중수로는 감속재나 핵연료 변수 등에 따라서 열 중성자속 (flux)의 값이 차이를 보이게 된다. 이 연구에서는 가압경수로와 가압중수로의 핵연료와 감속재를 제어하고 단일격자 2차원 모델 serpent코드를 이용하여 열중성자의 에너지 영역을 분석 하였다. 가압경수로는 $2\times10^{-3}$$\sim$ $2.2\times10^{-1}$ eV 에너지 영역에서 맥스웰 분포와 일치하고, 가압중수로는 $6\times10^{-5}$ $\sim$ $5\times10^{-2}$ eV 에너지 영역에서 맥스웰 분포와 일치하였다.

환원제염조건에서 가압경수로 구조재료의 틈부식 특성

정준영,박상윤,원휘준,최왕규,문제권,박소진 한국방사성폐기물학회 2014 방사성폐기물학회지 Vol.12 No.3

가압경수로의 일차계통 제염을 위해 개발된 HYBRID 제염제의 재료부식 특성을 틈부식 시험방법을 사용하여 수행하였다. 기존 제염제의 부식특성과 비교하기 위하여 상용 제염제인 OA, CITROX 제염제의 부식특성도 함께 평가하였다. 시험재료는 가압경수로의 일차계통의 주 재료인 Alloy 600과 304 SS을 대상으로 시험하였다. 틈부식 시험은 가혹조건의 부식시험으로써 내식성이 강한 원전 구조재료의 건전성을 짧은 시간에 잘 확인할 수 있었다. 시험결과 OA와 CITROX 제염제에서는crevice 시편 표면에 pitting과 IGA가 나타났으나 HYBRID 제염제에서는 국부부식이 전혀 발생되지 않았다. 무게감소 측정결과 HYBRID 제염조건에서는 1.3×10-3 μm/h 이하의 매우 낮은 부식속도를 나타내었다. 반면에, OA 제염제의 경우 Alloy600은 4.0×10-2 μm/h 로 비교적 균일한 부식율을 나타내었으나, 304 SS의 경우 pH = 2.0 이하에서 급격한 가속부식을 나타내었다. HYBRID 제염제의 경우 일반부식에서뿐만 아니라 crevice 부식조건에서도 거의 부식이 일어나지 않아 PWR 계통제염 시 산화막 용해 후 제염제가 계통재료에 노출되어도 재료의 건전성이 입증되었다. Crevice corrosion tests were conducted to examine the corrosion properties of HYBRID (HYdrazine Base Reductive metalIon Decontamination) which was developed to decontaminate the PWR primary coolant system. To compare the corrosionproperties of HYBRID with commonly existing decontamination agents, oxalic acid (OA) and citric oxalic acid (CITROX)were also examined. Type 304 Stainless Steel (304 SS) and Alloy 600 which are major components of the primary coolantsystem in Pressurized Water Reactor (PWR) were evaluated. Crevice corrosion tests were conducted under very aggressiveconditions to confirm quickly the corrosion properties of primary coolant system structure components which have highcorrosion resistance. Pitting and IGA were occurred in crevice surface under OA and CITROX conditions. But localizedcorrosion was not observed under HYBRID condition. Very low corrosion rate of less than 1.3×10-3 μm/h was observedunder HYBRID condition for both materials. On the other hand, under OA condition, Alloy 600 indicated comparativelyuniform corrosion rate of 4.0×10-2 μm/h but 304 SS indicated rapid accelerated corrosion in lower case than pH 2.0. Incase of HYBRID condition, general corrosion and crevice corrosion were scarcely occurred. Therefore, material integrityof HYBRID in decontamination of primary coolant system in pressurized water reactor (PWR) reactor was conformed.

가압경수로 노즐 맞대기 이종금속용접부의 용접잔류응력 예측

김지수(Ji Soo Kim),김주희(Ju Hee Kim),배홍열(Hong Yeol Bae),오창영(Chang Young Oh),김윤재(Yun-Jae Kim),이경수(Kyung soo Lee),송태광(Tae Kwang Song) 대한기계학회 2012 大韓機械學會論文集A Vol.36 No.2

가압경수로의 많은 관통관 중에서 니켈 기저 합금인 Inconel alloy 600 계열의 이종금속용접부는 일차수응력부식균열에 민감하며, 이를 평가하기 위하여 용접부에 작용하는 잔류응력분포를 정확히 예측하는 것이 중요하다. 본 논문에서는 유한요소해석을 이용하여 노즐 맞대기 이종금속용접부에 작용하는 일반적인 잔류응력분포를 예측하였다. 이를 위해 노즐 맞대기 이종금속용접부의 형상을 단순화하여 특정한 형상변수에 따른 용접부 잔류응력분포를 확인하였으며, 이를 토대로 기존 문헌에 제시된 오스테나이트계 배관맞대기 용접부 잔류응력 분포식을 수정하여 가압경수로 노즐 맞대기 이종금속용접부에 작용하는 일반적인잔류응력분포 예측식을 제시하였다. In pressurized water nuclear reactors, dissimilar metal welds are susceptible to primary water stress corrosion cracking. To access this problem, accurate estimation of welding residual stresses is important. This paper provides general welding residual stress profiles in dissimilar metal nozzle butt welds using finite element analysis. By introducing a simplified shape for dissimilar metal nozzle butt welds, changes in the welding residual stress distribution can be seen using a geometry variable. Based on the results, a welding residual stress profile for dissimilar metal nozzle butt welds is proposed that modifies the existing welding residual stress profile for austenitic pipe butt welds.

고준위폐기물 다발의 배열구조변화에 따른 가압경수로(PWR)용 고준위폐기물 처분용기의 구조해석

권영주,Kwon, Young-Joo 한국전산구조공학회 2010 한국전산구조공학회논문집 Vol.23 No.3

가압경수로(PWR)에서 배출되는 고준위폐기물을 지하 500m의 화강암 암반의 처분장에 장기간(약 10,000년 동안) 처분하기 위하여 여러 구조적 안전성 평가 수행을 통하여 처분용기모델이 개발되었다. 기존에 설계 개발된 가압경수로용 처분용기 모델은 구조적으로 처분용기 내부에 정사각형 단면의 네 개의 고준위폐기물 다발이 처분용기 단면의 중심에 대칭되게 나란히 배열된 형태를 취하고 있다. 그러나 이와 같은 배열 형태가 최선의 구조인지는 아직 결정할 수 없다. 왜냐하면 나란한 배열구조의 처분용기는 정사각형 다발단면의 외곽모서리와 외곽 쉘과의 거리가 가장 짧아 경량화를 위한 단면 직경 축소에 한계가 있기 때문이다. 따라서 처분용기 단면 중심에 대하여 대칭형이면서 나란하게 배열된 네 개의 고준위폐기물 다발 각각을 각 다발의 중심에 대하여 일정 각도 회전하여 처분용기 단면 중심 면에 대하여 대칭성을 유지하면서 고준위폐기물 다발이 배열된 처분용기구조에 대한 구조안전성 평가가 매우 필요하다. 비록 지금까지의 연구에 이러한 회전된 다발의 배열단면을 갖는 처분용기는 발견되지 않지만 처분용기모델들의 구조적 안전성 비교 연구를 위해서 고준위폐기물 다발이 회전된 배열단면 변화에 따른 처분용기에 대한 구조해석이 요구된다. 따라서 본 연구에서는 네 개의 고준위폐기물 다발이 각각 다발의 중심에 대하여 일정각도 회전하여 처분용기 중심 면에 대하여 대칭적으로 배열된 단면의 가압경수로용 처분용기에 대하여 구조해석을 수행하였다. 구조해석을 수행한 결과 기존의 설계 개발된 처분용기 단면의 중심에 대칭되게 나란히 고준위폐기물 다발이 배열된 단면의 처분용기보다 다발의 중심에 대하여 일정각도(30~35도) 회전하여 처분용기 중심 면에 대하여 고준위폐기물 다발이 대칭적으로 배열된 단면의 처분용기가 구조적으로 좀 더 안정성이 있음이 밝혀졌다. A structural model of the SNF(spent nuclear fuel) disposal canister for the PWR(pressurized water reactor) for about 10,000 years long term deposition at a 500m deep granitic bedrock repository has been developed through various structural safety evaluations. The SNF disposal baskets of this canister model have the array type of which four square cross section baskets stand parallel to each other and symmetrically with respect to the center of the canister section. However whether this developed structural model of the SNF disposal canister is best is not determinable yet, because the SNF disposal canister with this parallel array has a limitation in shortening the diameter for the weight reduction due to the shortest distance between the outer corner of the square section and the outer shell. Therefore, the structural safety evaluation of the SNF disposal canister with the rotated basket array which is also symmetric with respect to the canister center planes is very necessary. Even though such a canister model has not been found as yet in the literature, the structural analysis of the canister with the rotated basket array for the PWR is required for the comparative study of the structural safety of canister models. Hence, the structural analysis of the canister with the rotated basket array in which each basket is rotated with a certain amount of degrees around the center of the basket itself and arrayed symmetrically with respect to the center planes is carried out in this paper. The structural analysis result shows that the SNF disposal canister with the rotated basket array in which the SNF disposal basket is rotated as 30~35 degrees around the center of the basket itself is structurally more stable than the previously developed SNF disposal canister with the parallel basket array.

가압경수로(PWR)용 고준위폐기물 처분용기의 구조적 안전성 평가 보완 해석

최종원,권영주,Choi, Jong-Won,Kwon, Young-Joo 한국전산구조공학회 2007 한국전산구조공학회논문집 Vol.20 No.4

가압경수로(PWR)에서 배출되는 고준위폐기물을 지하 500m의 화강암 암반의 처분장에 장기간(약 10,000년 동안) 처분하기 위하여 여러 구조적 안전성 평가 수행을 통하여 처분용기모델이 개발되었다. 기존에 설계된 가압경수로용 처분용기 모델은 구조적 안전성은 문제가 없으나 너무 무거운 단점이 지적되었다. 따라서 구조적 안전성을 유지하면서 좀 더 경량화 된 처분용기모델을 개발하는 것이 요구된다. 기존의 처분용기모델이 무거워진 한가지 이유는 처분용기 개발 시 적용된 외력조건 및 안전계수 등에 대한 조건들을 너무 엄격하게 적용했기 때문이라고 사료되기 때문에 이런 조건들을 완화하여 처분용기의 재원들을 조정하여 구조해석을 다시 수행하는 것이 요구된다. 따라서 본 논문에서는 설계 완성된 기존의 처분용기에 대하여 외력 조건 및 용기의 재원(두께 등) 들을 변화시키면서 구조해석을 재 수행하여 구조적 안전성 평가를 보완하였다. 이를 바탕으로 외력 조건에 따른 처분용기의 재원 등을 재 산출한다. 보완 해석 결과 기존의 122cm의 처분용기의 직경을 102cm까지 줄여 경량화 시킬 수 있음이 확인되었다. A structural model of the spent nuclear fuel disposal canister for the pressurized water reactor(PWR) for about 10,000 years long term deposition at a 500m deep granitic bedrock repository has been developed. However this developed structural model of the spent nuclear fuel disposal canister is too heavy to handle without any structural safety problem. Hence a lighter structural model of the spent nuclear fuel disposal canister which is easy to handle has been tried to develop very much. One of the reasons which made the structural model heavy is considered to be due to the severe adaptation of the design conditions like external loads and safety factor etc. to the canister design. Hence a complementary analysis to alleviate such severe design conditions is required for the reduction of the canister weight. In this study, a complementary structural analysis for the spent nuclear fuel disposal canister is carried out changing the design conditions such as external loads and safety factors to recalculate the design parameters like diameter and thickness etc. of the canister. The complementary analysis results shows that the diameter of canister can be shortened from 122cm to 102cm to reduce the weight of the spent nuclear fuel disposal canister.

고준위폐기물다발의 단면형상 변화에 따른 가압경수로(PWR)용 고준위폐기물 처분용기의 구조해석

권영주,Kwon, Young-Joo 한국전산구조공학회 2012 한국전산구조공학회논문집 Vol.25 No.1

가압경수로(PWR)에서 배출되는 고준위폐기물을 지하 500m의 화강암 암반의 처분장에 장기간(약 10,000년 동안) 처분하기 위하여 여러 구조적 안전성 평가수행을 통하여 처분용기모델이 개발되었다. 기존에 설계 개발된 가압경수로용 처분용기 모델은 구조적으로 처분용기 내부에 정사각형 단면의 네 개의 고준위폐기물다발이 처분용기 단면의 중심에 대칭되게 나란히 배열된 형태를 취하고 있다. 그러나 이와 같은 배열형태가 최적의 구조인지는 아직 결정할 수 없다. 특히 경량화하는 데에는 여전히 문제가 있다. 이러한 문제를 해결하는 방법은 처분용기 단면 중심에 대하여 대칭으로 배열된 네 개의 고준위폐기물다발의 단면형상을 변경시키는 것이다. 단면형상을 변경시키는 방법에는 정사각형 형상을 유지시키면서 단면을 회전시키는 방법과 정사각형 형상을 다른 단면형상으로 변경시키는 두 가지 방법이 있다. 기 수행된 연구를 통하여 정사각형 단면형상을 유지시키면서 단면을 회전시키면 회전각도가 $30{\sim}35^{\circ}$인 배열구조의 처분용기가 나란한 정사각형 배열구조보다 구조적으로 더 안정적이어서 경량화할 수 있음을 알 수 있었다. 그러나 이 회전한 배열구조의 처분용기가 최적인지는 역시 아직 결정할 수 없다. 왜냐하면 정사각형이 아닌 다른 단면형상의 구조물에 대해서는 아직 구조적으로 더 안정한지가 확인되지 않았기 때문이다. 따라서 처분용기 단면 중심면에 대하여 대칭성을 유지하면서 고준위폐기물다발의 단면형상이 정사각형이 아닌 다른 단면형상의 처분용기구조에 대한 구조해석이 필요하다. 본 연구에서는 네 개의 고준위폐기물다발이 처분용기 중심 면에 대하여 대칭적으로 배열되면서 단면형상이 여러 가지로 변화된 가압경수로용 처분용기에 대하여 구조해석을 수행하였다. 구조해석을 수행한 결과 기존의 설계 개발된 처분용기 단면의 중심에 대칭되게 나란히 고준위폐기물다발이 배열된 정사각형 단면의 처분용기보다 다발의 단면형상이 원형인 처분용기가 구조적으로 좀 더 안정성이 있음이 밝혀졌다. A structural model of the SNF(spent nuclear fuel) disposal canister for the PWR(pressurized water reactor) for about 10,000 years long term deposition at a 500m deep granitic bedrock repository has been developed through various structural safety evaluations. The SNF disposal baskets of this canister model have the array type whose four square cross section baskets stand parallel to each other and symmetrically with respect to the center of the canister section. However, whether this developed structural model of the SNF disposal canister is optimal is not determinable yet. Especially, there is still a problem in weight-reduction of the canister. The cross section shape of the SNF basket should be changed to solve this problem. There are two ways in changing the cross section shape of the SNF basket; the one is to rotate the cross section itself and the other is to change the cross section shape as other shape different from the square cross section. The previous study shows that the canister with $30{\sim}35^{\circ}$ rotated basket array is structurally more stable than the canister with un-rotated parallel basket array. However, whether this canister with rotated basket array is optimal is not either determinable as yet, because it is not revealed that the canister with other cross section different from the square cross section is structurally more stable than other canisters. Therefore, the structural analysis of the SNF disposal canister with other cross section shape which is also symmetric with respect to the canister center planes is very necessary. The structural analysis of the canister with various cross section shape basket array in which each basket is arrayed symmetrically with respect to the center planes is carried out in this paper. The structural analysis result shows that the SNF disposal canister with circular cross section shape baskets located symmetrically with respect to the center of the canister section is structurally more stable than the previously developed SNF disposal canister with the parallel basket array.

경수로용 핵연료집합체 지지격자의 좌굴특성에 관한 연구

전상윤,이영신,Jeon Sang-Youn,Lee Young-Shin 한국전산구조공학회 2005 한국전산구조공학회논문집 Vol.18 No.4

본 연구에서는 경수로용 핵연료집합체의 전체지지격자(Full Size Grid)와 부분지지격자(Small Size Grid)에 대한 정적 좌굴강도 실험과 전체 지지격자와 부분지지격자를 구성하는 지지격자판(Grid Strap)에 대한 정적 좌굴해석을 수행하여 지지격자의 좌굴특성을 분석하였으며, 분석결과를 이용하여 전체지지격자와 부분지지격자에 대한 좌굴하중값의 예측 가능성을 평가하였다. 좌굴강도 실험은 웨스팅하우스형 연료의 $17{\times}17$셀을 갖는 전체지지격자와 $1{\times}1,\;1{\times}2,\;1{\times}3,\;1{\times}4,\;1{\times}5,\;1{\times}17\;,2{\times}1,\;2{\times}2,\;2{\times}3,\;2{\times}9,\;2{\times}17,\;3{\times}17$ 등의 셀을 갖는 부분지지격자에 대하여 수행하였으며, 실험결과를 이용하여 지지격자의 좌굴강도와 지지격자의 행(rows)과 열(columns) 사이의 관계식을 제시하였다. 좌굴강도 해석은 범용 유한요소해석코드인 ANSYS를 이용하여 수행하였으며, 해석결과를 이용하여 지지격자의 좌굴특성을 분석하고 실험결과와 비교평가 하였다. This study contains the static buckling tests and static buckling analyses for small size grids and full size grids. The buckling tests and finite element analyses were performed to evaluate the buckling characteristics of the spacer grids in a pressurized water reactor fuel assembly and to evaluate the possibility of the prediction lot the buckling strength of spacer grids. The buckling tests were performed for small size grids and full size grids, and the correlations between buckling strength and the number of straps and the correlations between buckling strength and the number of rows are derived based on the test results. The static buckling analyses were performed to identify the effect of the number of rows and the number of columns on the buckling strength of spacer grid by a finite element method using ANSYS program and the results were compared with the buckling test results.

양이온교환수지에 대한 Co(II), Ni(II), Cr(III), Fe(III) 이온의 흡착 특성 - 원자로 일차 냉각재 계통내 탈염 공정에의 적용

강소영,이병태,이종운,문승현,김경웅,Kang, So-Young,Lee, Byung-Tae,Lee, Jong-Un,Moon, Seung-Hyeon,Kim, Kyoung-Woong 대한방사선방어학회 2002 방사선방어학회지 Vol.27 No.1

가압경수로 일차냉각수내 탈염공정의 효과적 운용을 위하여 Amberlite IRN-77 양이온 교환수지의 특성 및 Co(II), Ni(II), Cr(III), Fe(III) 이온의 흡착거동을 연구하였다. 용존 금속이온 농도가 약 $200\;mgL^{-1}$인 용액 100 mL에 대하여 이온교환수지 투입량은 약 0.6 g이 가장 적절하였으며, 이온교환 반응 속도 측정 결과 대부분의 흡착은 반응 1 시간 이내에 신속히 발생하였다. 수지에서의 양이온 교환은 Langmuir 흡착등온선을 잘 따르는 것으로 나타났으나, Fe(III)의 경우, 다른 금속과는 달리 쉽게 평형에 이르지 못하였으며 이는 공기와 오래 접촉한 결과 철산화물 또는 수산화물을 형성하며 용액 중으로부터 침전되기 때문인 것으로 관찰되었다. 전자가가 동일한 Co(II)와 Ni(II)가 동시에 포함된 모의 조제용액에 대하여 흡착실험을 한 결과, 각 이온은 거의 동일한 흡착거동을 보였다. 그러나 전자가가 큰 Cr(III)이 첨가된 경우, 이들은 기존에 수지에 흡착되어 있던 전자가가 낮은 금속들을 탈착시키고 대신 흡착하는 경향을 보였다. 따라서 이온교환수지를 이용한 효과적인 탈염 공정을 위해서는 용존 금속 상호간의 경쟁적 흡착관계의 규명이 필요한 것으로 여겨진다. Characteristics of Amberlite IRN 77, a cation exchange resin, and the mechanisms of its adsorption equilibria with Co(II), Ni(II), Cr(III) and Fe(III) ions were investigated for the application of the demineralizing process in the primary coolant system of a pressurized water reactor (PWR). The optimum dosage of the resin for removal of the dissolved metal ions at $200mgL^{-1}$ was 0.6 g for 100 mL solution. Most of each metal ion was adsorbed onto the resin in an hour from the start of the reaction. Each metal adsorption onto the resin could be well represented by Langmuir isotherms. However, in the case of Fe(III) adsorption, continuous formation of Fe-oxide or -hydroxide and its subsequent precipitation inhibited the completion of the equilibrium between the metal and the adsorbent Cobalt(II) and Ni(II), which have an equivalent electrovalence, were adsorbed to the resin with a similar adsorption amount when they coexisted in the solution. However, Cr(III) added to the solution competitively replaced Co(II) and Ni(II) which were already adsorbed onto the resin, resulting in desorption of these metals into the solution. The result was likely due to a higher adsorption affinity of Cr(III) than Co(II) and Ni(II). This implies that the interactively competitive adsorption of multi-cations onto the resin should be fully considered for an efficient operation of the demineralizing ion exchange process in the primary coolant system.

가압경수로 고준위폐기물 처분용기의 열응력 해석

권영주,하준용,최종원 한국전산구조공학회 2002 한국전산구조공학회논문집 Vol.15 No.3

In this paper, the thermal stress analysis of spent nuclear fuel disposal canister in a deep repository at 500 m underground is carried out for the basic design of the canister. Since the nuclear fuel disposal usually emits much heat, a long term safe repository at a deep bedrock is used. Under this situation, the canister experiences the thermal load due to the heat generation of spent nuclear fuels in the basket. Hence, in this paper the thermal stress analysis is executed using the finite element method. The finite clement code Eot the analysis Is not written directly, but a commercial code, NISA, is used because of the complexity of the structure and the large number of elements required for the analysis. The analysis result shows that even though the thermal stress is added to the stress generated by the hydrostatic underground water pressure and the swelling pressure of the bentonite buffer, the total stress is still smaller than the yield stress of the cast iron. Hence, the canister is still structurally safe when the thermal loads we included in the external loads applied on the canister. 본 논문에서는 가압경수로(PWR) 고준위폐기물을 깊은 지하 500 m에 처분 시 사용되는 처분용기의 기본 구조설계에 필요한 처분용기 구조물에 대한 열응력 해석을 수행하였다. 일반적으로 고준위폐기물 처분용기는 지하 수백 미터에 위치하는 화강암 등의 암반 내에 설치하게 되는데, 이 때 처분용기는 내부 바스켓에 채워진 사용 후 핵연료다발의 높은 온도에 따른 열발생에 의하여 내부 주철삽입물 및 외곽쉘에 발생하는 열응력에 견디어야 한다. 따라서 본 논문에서는 처분용기 내부의 핵연료 다발의 열발생을 고려한 열응력 해석을 수행하였다 해석 방법은 유한요소법을 사용하였다. 직접 유한요소해석코드를 작성하는 대신에 구조물의 복잡성 및 유한요소개수의 많음을 고려하여, 상용 유한요소해석 코드인 NISA프로그램을 이용하여 열응력 해석을 수행하였다 해석 결과 처분용기에 가해지는 심지층 지하수압 및 벤토 나이트 버퍼의 팽윤압에 추가하여, 고온의 내부 핵연료다발에 의한 열하중이 작용하더라도 처분용기의 내부 주철삽입물에 발생하는 응력은 주철의 항복응력 보다 여전히 작아 처분용기는 구조적으로 안전함이 확인되었다

양이온교환수지에 대한 Co(Ⅱ), Ni(Ⅱ), Cr(Ⅲ) 및 Fe(Ⅲ) 이온의 흡착 특성 : 원자로 일차 냉각재 계통내 탈염공정에의 적용 Application to the Demineralizing Process in a Primary Coolant System of PWR

강소영,이병태,이종운,문승현,김경웅 대한방사선 방어학회 2002 방사선방어학회지 Vol.27 No.1

가압경수로 일차냉각수내 탈염공정의 효과적 운용을 위하여 Amberlite IRN-77 양이온 교환수지의 특성 및 Co(II), Ni(II), Cr(III), Fe(III) 이온의 흡착거동을 연구하였다. 용존 금속이온 농도가 약 200 mgL^-1 인 용액 100 mL에 대하여 이온교환수지 투입량은 약 0.6g이 가장 적절하였으며, 이온교환 반응 속도 측정 결과 대부분의 흡착은 반응 1 시간 이내에 신속히 발생하였다. 수지에서의 양이온 교환은 Langmuir 흡착등온선을 잘 따르는 것으로 나타났으나, Fe(III)의 경우, 다른 금속과는 달리 쉽게 평형에 이르지 못하였으며 이는 공기와 오래 접촉한 결과 철산화물 또는 수산화물을 형성하며 용액 중으로부터 침전되기 때문인 것으로 관찰되었다. 전자가가 동일한 Co(II)와 Ni(II)가 동시에 포함된 모의 조제용액에 대하여 흡착실험을 한 결과, 각 이온은 거의 동일한 흡착 거동을 보였다. 그러나 전자가가 큰 Cr(III)이 첨가된 경우, 이들은 기존에 수지에 흡착되어 있던 전자가가 낮은 금속들을 탈착시키고 대신 흡착하는 경향을 보였다. 따라서 이온교환수지를 이용한 효과적인 탈염 공정을 위해서는 용존 금속 상호간의 경쟁적 흡착관계의 규명이 필요한 것으로 여겨진다. Characteristics of Amberlite IRN-77, a cation exchange resin, and the mechanisms of its adsorption equilibria with Co(II), Ni(II), Cr(III) and Fe(III) and Fe(III) ions were investigated for the application of the demineralizing process in the primary coolant system of a pressurized water reactor (PWR). The optimum dosage of the resin for removal of the dissolved metal ions at 200 mgL^-1 was 0.6 g for 100 mL solution. Most of each metal ion was absorbed onto the resin in an hour from the start of the reaction. Each metal adsorption onto the resin could be well represented by Langmuir isotherms. However, in the case of Fe(III) adsorption, continuous formation of Fe-oxide or -hydroxide and its subsequent precipitation inhibited the completion of the equilibrium between the metal and the adsorbent. Cobalt(II) and Ni(II), which have an equivalent electrovalence, were adsorbed to the resin with a similar adsorption amount when they coexisted in the solution. However, Cr(III) added to the solution competitively replaced Co(II) and Ni(II) which were already adsorbed onto the resin, resulting in desorption of these metals into the solution. The result was likely due to a higher adsorption affinity of Cr(III) than Co(II) and Ni(II). This implies that the interactively competitive adsorption of multi-cations onto the resin should be fully considered for an efficient operation of the demineralizing ion exchange process in the primary coolant system.