Electrolytic Decontamination of the Dismantled Metallic Wastes Contaminated with Uanium Compounds in Neutral Salt Solutions

중성염 용액 내에서 우라늄으로 오염된 금속성 해체폐기물의 전해제염

Electrolytic dissolution study was carried out to evaluate the applicability of electrochemical decontamination process using a neutral salt electrolyte as a decontamination technology for the recycle or self disposal with authorization of large amount of metallic wastes contaminated with uranium compounds generated by dismantling a retired uranium conversion plant using SUS-304 and Inconel-600 specimen as the main materials of internal system components of the plant. The effects of type of neutral salt as an electrolyte, current density, and concentration of electrolyte on the dissolution of the materials were evaluated. On the basis of the results obtained through the basic inactive experiments, electrochemical decontamination tests using the specimens contaminated with uranium compounds such as $UO_2$, AUC (ammonium uranyl carbonate) and ADU (ammonium diuranate) taken from an uranium conversion plant were peformed in $Na_2SO_4$ and $NaNO_3$ solution. It was verified that the electrochemical decontamination of the dismantled metallic wastes was quite successful in $Na_2SO_4$ and $NaNO_3$ neutral salt electrolyte by reducing $\beta$ radioactivities below the level of self disposal with authorization within 10 minutes regardless of the type of contaminants and the degree of contamination.

국내의 가동 중지된 우라늄 변환시설의 해체 시 다량의 우라늄으로 오염되어 있는 금속성 폐기물의 재활용 또는 자체처분을 위한 제염기술로 중성염 전해액을 사용하는 전해제염 공정의 적용성을 평가하기 위하여 우라늄 변환시설 내부설비의 주 구성 재료인 SUS-304 및 Inconel-600에 대한 전기화학적 용해거동 연구를 수행하였다. 이를 위하여 중성염 전해질의 형태, 전해질의 농도, 전류밀도, 처리시간과 같은 전해제염 조건들이 금속 재료의 용해에 미치는 영향을 평가하였다. 모의 시편을 사용한 비방사성 전해용해 실험 결과를 근거로 실제 우라늄 변환시설로부터 인출한 $UO_2$, AUC (ammonium uranyl carbonate) 및 ADU (ammonium diuranate) 오염시편에 대해 $Na_2SO_4$및 $NaNO_3$ 중성염 용액에서 전해 제염실험을 수행하였으며, 오염물의 종류 및 오염 준위의 대소와는 관계없이 모든 시편에 대하여 10분 이내의 짧은 시간 내에 자체처분 기준치 이하로 $\beta$ 방사능 준위를 감소시킴으로써 본 중성염 전해제염이 매우 성공적임을 확인하였다.