사용후핵연료의 효율적 관리를 위하여 한국원자력연구원에서 수행 중인 파이로 공정으로부터 발생되는 폐기물 처리기술에 대한 최근 연구동향을 종합적으로 고찰하였다. 파이로 폐기물 처리기술은 처분 대상 폐기물의 감용 및 포장, 저장과 최종 처분에 적합한 고화체 제조를 목표로 하고 있다. 한국원자력연구원에서 수행 중인 파이로 폐기물 처리 기술개발 접근 방향은 공정 흐름으로부터 발생한 폐기물내 주요 핵종들을 분리하고 회수한 물질 등을 재사용함으로서 폐기물 발생량을 최소로 하며 동시에 분리한 핵종을 별도로 고화처리하는 것이다. 폐기물 처리 주요 기술 특성은 먼저 전해환원용 원료물질 제조를 위하여 전처리 고온 열처리 공정을 사용하며, LiCl 과 LiCl-KCl 염으로부터 핵종을 분리하고 회수염의 재사용 및 핵종 함유량을 증대시킨 최종 고화체 제조 기술을 개발하는 것이다. 따라서 실험실 규모 실험 결과를 토대로 최근에는 공정 용량 증대를 위한 자료 확보를 목적으로 공학규모 시험을 수행 중에 있다.

폐기물 용액의 pH 변화에 따른 고정층에서 우라늄 및 코발트 이온의 흡착거동을 다성분 흡착시스템으로 가정하여 이론적으로 예측하였다. 즉 pH 변화에 따라 존재 분율이 달라지는 각 이온 성분들이 상호 경쟁적으로 흡착한다는 가정 하에서, 평형실험에서 얻어진 결과와 우라늄 및 코발트 이온의 용액특성 (Solution chemistry)을 상호 결합하여 각 이온 성분들의 Langmuir 평형상수 값을 Ideal Adsorbed Solution Theory를 도입하여 구하였으며, 이상의 결과를 이용하여 고정층 파과곡선을 이론적으로 계산한 결과 pH 변화에 따른 흡착거동을 비교적 잘 예측할 수 있었다 따라서 본 연구에서 시도한 방법은 이온 농도와 pH가 높은 경우를 제외하고 pH 변화에 따라 용액 내에 이온의 형태가 다양하게 존재하는 흡착 시스템을 이론적으로 예측하는 데 비교적 유용하게 사용할 수 있을 것으로 판단된다.

원자력시설에서 방사성요오드 제거용으로 사용되는 TEDA 첨착활성탄의 고온공정에서치 메틸요오드의 제거성능을 은이온제올라이트(AgX)와 상호 비교하였다. 3-40 온도범위에서 온도에 따른 메틸요오드의 흡착량 및 탈착후 잔존량을 측정한 결과, 비첨착활성탄의 흡착성능은 온도가 증가함에 따라 급격히 감소하지만 TEDA 첨착활성탄의 흡착성능은 10 부근에서도 AgX-10과 거의 유사한 값을 나타내었고, 탈착후 잔존량은 25 까지도 비첨착활성탄에 비하여 매우 높은 값을 유지하였다. 또한 10 이상의 고온공정에서 AgX 및 TEDA 첨착활성탄을 충전한 고정층 파과특성을 상호 비교한 결과 10 이상에서 AgX-10의 메틸요오드 흡착량 및 잔존량은 TEDA 첨착활성탄에 비하여 평균 30%정도 높은 값을 나타내어 고온에서 더 흡착성능이 우수함을 보여주고 있다. 흡착반응 후 생성된 기체의 성분을 분석한 결과를 토대로 AgX-10 흡착제를 충전한 고정층에서 메틸요오드 제거 메카니즘을 제안하였다.

Based on the previous results of the equilibrium and batch adsorptions, the removal efficiency of the two-step surface-modified activated carbon (2ndAC) for heavy metal ions such as Pb, Cd, and Cr in fixed column was evaluated by comparing with that of the as-received activated carbon (AC) and the first surface-modified activated carbon (1stAC). The order of metal removal efficiency was found as 2ndAC 〉 1stAC 》 AC, and the efficiency of the 2ndAC maintained over 98% from the each metal solution. Increase of the removal efficiency by the second surface modification was contributed to maintain favorable pH condition of bulk solution during adsorption process. The removal of the heavy metals on the 2ndAC was selective with Pb being removed in preference to Cr and Cd in multicomponent solutions and slightly influenced by phenol as the organic material.

The two-step surface modifications of activated carbon was carried out to improve the adsorption capacity of toxic heavy metal ions in liquid phase. Physical and chemical properties of the as-received activated carbon (AC) and two kinds of surface-modified activated carbons (1stAC and 2ndAC) were evaluated through the BET analysis, surface acidity, and oxides measurements. Specific surface area and pore volume did not significantly change, but surface oxide-group remarkably increased by the surface modification. Equilibrium and batch adsorptions of the various metals, such as Pb, Cd, and Cr, using AC, 1stAC, and 2ndAC were performed at initial pH 5. The adsorption capacity and rate of 2ndAC were higher than those of AC and 1stAC. The carboxylic/sodium carboxylate complex groups were developed from the two-step surface modification of activated carbon, which strongly affected the adsorption of metal ions.

Adsorption and desorption characteristics of methyl iodide at high temperature conditions up to 250℃ by TEDA-impregnated activated carbon, which is used for radioiodine retention in nuclear facility, was experimentally evaluated. In the range of temperature from 30℃ to 250℃, the adsorption capacity of base activated carbon decreased sharply with increasing temperature but that of TEDA-impregnated activated carbon showed higher value even at high temperature ranges. Especially, the desorption amount of methyl iodide on TEDA-impregnated carbon represented lower value than that on unimpregnated carbon. The breakthrough curves of methyl iodide in the fixed bed packed with base carbon and TEDA-impregnated activated carbon at high temperature were compared. TEDA-impregnated activated carbon would be applicable to adsorption process up to 150℃ for the removal of radioiodine in a nuclear facility.