An Experimental Study on the Sorption Properties of Uranium(VI) onto Bentonite Colloids

벤토나이트 콜로이드에 대한 우라늄(VI) 수착특성에 대한 실험적 연구

In this study, an experimental study on the sorption properties of uranium(VI) onto bentonite colloids generated from a domestic calcium bentonite (called as Gyeongju bentonite). Gyeongju bentonite has been considered as a potential candidate buffer material in the Korean disposal concept for high-level radioactive wastes. The size and concentration of the bentonite colloids used in the sorption experiment were measured by a filtration method. The result showed that the concentration of the synthesized bentonite colloid suspension was 5100ppm and the size of the most of bentonite colloids(over $98\%$) was in the range of 200-450nm in diameter. The amount of uranium lost by the sorption onto bottle walls, by precipitation, and by ultrafiltration or colloid formation was analyzed by carrying out some blank tests. The loss of uranium by the ultrafiltration was significant in the lower ionic strength(i.e., in the case of 0.001M $NaClO_4$) due to the cationic sorption effect onto the ultrafilter by a surface charge reversion. The distribution coefficient (or pseudo-colloid formation constant) for the sorption of uranium(VI) onto bentonite colloids was $10^4^{\sim}10^6$ mL/g depending upon pH and the distribution coefficient was highest in the neutral pH around 6.5.

본 연구에서는 현재 국내에서 잠재적인 완충재 물질로 고려되고 있는 경주산 칼슘벤토나이트에서 발생되는 벤토나이트 콜로이드를 대상으로 대표적인 악티나이드 핵종이며 고준위 핵종인 우라늄(VI)에 대한 수착특성에 대한 실험적 연구를 수행하였다. 실험에 사용될 벤토나이트 콜로이드의 농도 및 크기를 여과법을 사용하여 측정한 결과 벤토나이트 콜로이드 원액의 농도는 약 5100ppm 이고 $98\%$ 이상의 콜로이드들이 200-450nm 크기 사이에 존재하는 것으로 나타났다. 우라늄 수착실험에 대한 공시험을 수행하여 수착반응 용기 벽면에 의해, 침전에 의해, 한외여과 또는 콜로이드 형성에 의해 손실된 우라늄 양을 평가하였다. 한외여과에 의한 우라늄 손실의 경우 이온강도가 낮은 경우에(즉, 0.001M $NaClO_4$의 경우) 한외여과 필터의 표면전하 역전에 의한 양이온 수착 영향으로 매우 높은 핵종 손실을 유발하였다. 벤토나이트 콜로이드에 대한 우라늄(VI)의 수착 분배계수(의사콜로이드 형성상수)는 pH에 따라 $10^4^{\sim}10^6$ mL/g 정도의 값을 가지는 것으로 관측되었으며 중성 영역인 pH 6.5 근처에서 최대값을 가지는 것으로 나타났다.