KR101707533B1 - 방사성 핵종을 포함하는 폐이온 교환수지 처리방법 - Google Patents
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Abstract
본 발명은 방사성 핵종을 포함하는 폐이온 교환수지 처리방법에 관한 것으로, 상세하게는, 방사성 핵종을 포함하는 폐이온 교환수지를 단계적 열처리과정을 통해 처리하는 방법에 관한 것이다.
본 발명은 단계적 열처리방법을 통해 주성분인 탄소를 가스화하지 않으면서 방사성 핵종을 휘발하여 분리 및 회수하는 방법으로 방사성 핵종을 포함하는 폐이온 교환수지를 처리함으로써, 종래의 소각 및 유리화 처리시 나타났던 문제인, 방사성 세슘(Cs) 또는 스트론튬(Sr) 을 포함하는 휘발성 방사성 핵종의 휘발로 나타나는 배기가스 공정 내 침적오염 문제 및 대기로 배출되는 문제, 이온교환기 분리시 방생되는 고농도(수천 ppm 이상)의 SO2 및 SO3가 포함된 배기가스 발생문제 및 지구온난화가스인 CO2가 발생 문제를 방지하고, 동시에 휘발된 방사성 핵종을 응축 후 고정화하여 처리함으로써 최대한의 감용 효과를 얻을 수 있다.
본 발명은 단계적 열처리방법을 통해 주성분인 탄소를 가스화하지 않으면서 방사성 핵종을 휘발하여 분리 및 회수하는 방법으로 방사성 핵종을 포함하는 폐이온 교환수지를 처리함으로써, 종래의 소각 및 유리화 처리시 나타났던 문제인, 방사성 세슘(Cs) 또는 스트론튬(Sr) 을 포함하는 휘발성 방사성 핵종의 휘발로 나타나는 배기가스 공정 내 침적오염 문제 및 대기로 배출되는 문제, 이온교환기 분리시 방생되는 고농도(수천 ppm 이상)의 SO2 및 SO3가 포함된 배기가스 발생문제 및 지구온난화가스인 CO2가 발생 문제를 방지하고, 동시에 휘발된 방사성 핵종을 응축 후 고정화하여 처리함으로써 최대한의 감용 효과를 얻을 수 있다.
Description
본 발명은 방사성 핵종을 포함하는 폐이온 교환수지 처리방법에 관한 것으로, 상세하게는, 방사성 핵종을 포함하는 폐이온 교환수지를 단계적 열처리과정을 통해 처리하는 방에 관한 것이다.
현재 국내에서 운영 중인 경수로형 원자력발전소의 액체 방사성 폐기물 처리의 기본 개념은 폐액 증발기를 이용하여 증발, 농축시킨 후 파라핀을 고화제로 이용하여 고화처리하고 있다. 그러나 방사성 폐액 내에 존재하는 다양한 형태의 이물질은 증발기 내에서 거품, 스케일을 형성하여 증발기의 성능이 저하되고 잦은 유지보수로 인해 운전비용이 증가할 뿐만 아니라 연속운전에 지장을 초래하는 문제점을 지니고 있다. 이러한 문제점을 해결하기 위해, 국외 사례의 경우 유무기 이온교환수지, 정밀 또는 한외여과막, 역삼투막 등을 적용한 폐액 처리방법에 대한 연구가 활발히 이루어지고 있다.
그 중, 방사성 폐액을 처리에 사용되는 이온교환수지는 미세한 3차원 구조의 고분자 기체에 이온교환기를 결합시킨 것으로서 극성, 비극성 용액 중에 녹아있는 이온성 물질을 교환, 정제하여주는 고분자 물질로 구성되어있으며, 상기 이온교환수지가 가지고 있는 가동이온이 용액 중 다른 이온과 서로 치환함으로써, 폐액을 정화하여 주는 역할을 한다. 이러한 이온교환수지는 다양한 수처리 공정에서 분리, 정화 및 제염의 목적으로 널리 사용되어왔으며, 특히, 원자력산업에서는 이온교환수지를 이용하여 원자력발전소의 세정수나 냉각수를 정화하는데 사용되고 있다. 한편, 이러한 이온교환수지는 사용시간이 오래될 경우 폐이온 교환수지로 발생하게 된다. 이렇게 발생된 폐이온 교환수지는, 이온교환수지가 기계적 강도나 화학적 저항성이 우수한 고분자 중합체로 제조되며 그 표면의 기능기(functional group)가 방사성 핵종과 치환되어 이온교환형태로 잔류하고 있기 때문에 수지에 부착된 방사성 핵종을 분리하여 추출하는 것이 매우 어려워 원자력 발전소에서 발생되는 가장 처리가 어려운 가연성 방사성 폐기물 중 하나이다.
한편, 원자력 발전소에서 정화과정에 사용하여 생긴 폐이온 교환수지는, 방사능 준위가 비교적 낮은 폐수지로는 터빈복수계통의 응축수 정화과정에서 발생되는 CPP(Condensate Polishing Plant) 폐수지와 증기발생기 취출수 계통의 정화시 발생하는 BD(Blowdown) 폐수지가 있으며, 방사능 준위가 약간 높은 폐수지로는 액체폐기물처리계통(Liquid Radwaste System, LRS)에서의 액체폐기물 정화과정에서 발생하는 폐수지가 있다. 통상적으로 호기당 년간 약 5,000∼7,000ℓ 정도의 폐수지가 발생되고 있으며 이렇게 발생되는 폐수지는 방사능 준위에 따라 마대나 탄소강 드럼에 담아 영구처분을 위해 발전소 내에 임시로 보관하고 있다. 통상적으로 원자력발전소에서 발생되는 폐수지는 방사능이 미량이라도 검출될 경우, 전량 안정화시켜서 드럼에 담아 방사성 폐기물 처분장으로 보낸다. 이러한 방사성 폐기물은 자체처분이 가능한 방사능 준위까지 방사능을 낮추지 않으면 일반폐기물로 분류하여 처리하는 것은 불가능하다. 특히, 증기발생기 세관의 누설이 있을 경우, 증기발생기 2차측의 취출수 계통의 정화시에 발생되는 폐수지는 반감기가 긴 방사성탄소(C-14)와, 방사성세슘(Cs-137)및 방사성코발트 (Co-60)와 같은 방사성 핵종으로 오염되며, 이렇게 오염된 폐수지는 장기간 보관하여도 방사능이 완전히 소멸되지 않기 때문에 일반폐기물로 분류하여 처리할 수 없다.
따라서 이렇게 오염된 폐수지로부터 자체처분이 가능할 정도로 방사성 핵종을 분리 추출하여 제거하는 기술의 개발은 방사성 폐기물의 감용 및 처분비용의 절감 차원에서 매우 중요하다.
이러한 폐이온 교환수지를 처리하기 위한 종래의 처리방법 중, 대한민국 등록특허 제10-2008-0087360호에서는 방사성 폐이온 교환수지가 처리하는 양을 증대하여 처리효율을 높일 수 있는 방법으로, 방사성 폐이온 교환수지 탈수장치를 개시하고 있다. 상세하게는, 방사성 폐이온 교환수지를 수납하고, 저면에는 다공이 형성된 다공용기; 상기 다공용기를 수납하여 상기 다공용기를 보호하는 중간용기; 및 상기 중간용기를 수납하고, 상기 방사성 폐이온 교환수지로부터 나오는 방사선을 차폐하는 차폐용기;를 포함하는 방사성 폐이온 교환수지의 탈수장치를 개시하고 있다.
*하지만 상기의 발명의 경우, 사용 후 방사성 폐 수지의 부피를 감소화시킬 수 있으나, 공정과정에서 SO2 및 SO3가 포함된 배기가스 및 지구온난화가스인 CO2가 발생하는 문제점을 가지고 있다.
한편, 종래의 폐이온 교환수지를 처리하는 또 다른 방법으로, 소각 등의 방법으로 가연성 유기성분을 열분해나 산화하여 가스화하여 처리하고 잔류하는 핵종을 포함하는 무기성분, 즉 회분(소각재)는 유리고화 등의 방법으로 안정화하여 처리할 수 있다.
상기와 같은 소각 및 유리화하여 처리하는 방법을 사용하여 폐이온 교환수지를 처리한 일례로, 대한민국 등록특허 제10-2002-0031822호에서는 방사성 폐기물을 소각 용융처리하기 위한 장치와 공정을 개시하고 있으며, 상세하게는 가연성 중저준위 방사성폐기물을 소각 용융시켜 유리고화(vitrification)시키는 과정에서 생성되는 배기체의 처리장치 및 공정을 개시하고 있다.
하지만, 상기와 같은 소각 및 유리화하여 처리하는 방법은, 방사성 핵종을 다른 무기물, 즉, 유기성분 내 미량의 회분 성분과 함께 잔류시킴으로써 최대한의 감용 효과를 제공한다는 장점을 가지고 있다. 그러나, 모든 유기성분을 가스화하여 지구 온난화가스인 CO2를 많은 양 배출할 뿐만 아니라 이 과정에서 아황산가스와 미연소 탄화수소나, 다이옥신, 질소산화물(NOx) 등의 유해성 가스는 물론 고온 휘발성 방사성 핵종인 방사성세슘 (Cs-137, Cs-134)등을 가스화하여 배출한다는 문제점을 가지고 있다.
즉, 종래와 같은 소각 및 유리화하여 처리하는 방법은, 원자력 관련시설에서 발생되는 상기 폐이온 교환수지는 대부분 유기성분 즉, 가연성 성분으로 구성되어 있어 소각 또는 열분해를 통해 효과적으로 부피를 감량시킬 수 있으나 이러한 공정과정에서 폐이온 교환수지 내에 고정된 방사성 핵종이 배기가스와 함께 배출될 수 있는 문제점이 발생한다.
따라서, 폐이온 교환수지 처리 시 발생하는 황산화물과 이산화탄소의 발생문제를 해결하는 동시에 방사성 핵종을 효과적으로 포집하여 감용효과를 주는 폐이온교환수지 처리방법에 대한 개발이 절실히 요구된다.
이에, 본 발명자들은 방사성 핵종을 포함하는 폐이온 교환수지를 처리하는 방법으로, 단계적 열처리 방법을 통해, 폐이온 교환수지의 주 성분인 탄소를 가스화하지 않으면서 방사성 핵종만을 휘발하여 분리 회수하는 방법을 통해, 방사성 핵종을 포함하는 폐이온 교환수지를 처리함으로써, 종래의 소각 및 유리화 처리시 나타났던 문제인, 방사성 세슘(Cs) 또는 스트론튬(Sr) 과 같은 휘발성 방사성 핵종이 휘발되어 발생하는 배기가스 공정 내 침적되어 나타나는 오염 또는 대기로 배출되는 문제, 이온교환기 분리시 발생되는 고농도(수천 ppm 이상)의 SO2 및 SO3가 포함된 배기가스의 발생문제 및 지구온난화가스인 CO2가 발생되는 문제를 방지하고, 동시에 방사성 핵종을 휘발시켜 고정화처리를 통해 분리회수함으로써 최대한의 감용 효과를 얻을 수 있는 방법을 개발하고, 본 발명을 완성하였다.
본 발명의 목적은 방사성 핵종을 포함하는 폐이온 교환수지를 처리하는 방법을 제공하는 데 있다.
상기 목적을 달성하기 위하여
본 발명은
방사성 핵종을 포함하는 폐이온 교환수지를 건조하는 단계(단계 1);
상기 건조된 폐이온 교환수지 내 방사성 핵종을 포함하는 이온교환기를 분리하는 단계(단계 2);
상기 분리된 이온교환기로부터 생성되는 휘발성의 방사성 핵종을 포함하는 화합물을 비휘발성의 방사성 핵종을 포함하는 황산화물로 전환하는 단계(단계 3);
상기 방사성 핵종을 포함하는 황산화물을 방사성 핵종을 포함하는 염화물로 전환하는 단계(단계 4); 및
상기 방사성 핵종을 포함하는 염화물로부터 방사성 핵종을 휘발 및 응축하여 분리 및 회수하는 단계(단계 5);
를 포함하는 방사성 핵종을 포함하는 폐이온 교환수지 처리방법을 제공한다.
본 발명은 방사성 핵종을 포함하는 폐이온 교환수지의 처리방법으로, 상세하게는 단계적 열처리 방법을 통해, 폐이온 교환수지의 주성분인 탄소를 가스화하지 않으면서 방사성 핵종을 휘발하여 분리 및 회수하는 방법이다. 상기와 같은 단계적 열처리 방법을 통해 방사성 핵종을 포함하는 폐이온 교환수지를 처리함으로써, 종래의 소각 및 유리화 처리시 나타났던 문제인, 방사성 세슘(Cs) 또는 스트론튬(Sr) 과 같은 휘발성 방사성 핵종이 휘발되어 발생하는 배기가스 공정 내 침적되어 나타나는 오염 또는 대기로 배출되는 문제, 이온교환기 분리시 방생되는 고농도(수천 ppm 이상)의 SO2 및 SO3가 포함된 배기가스의 발생문제 및 지구온난화가스인 CO2가 발생되는 문제를 방지하고, 동시에 방사성 핵종을 휘발시켜 고정화처리를 통해 분리회수함으로써 최대한의 감용 효과를 얻을 수 있다.
도 1은 본 발명에 따른 방사능 핵종을 포함하는 폐이온 교환수지를 처리하는 공정을 모식적으로 나타낸 공정도이고,
도 2는 폐이온 교환수지 내 술폰산기(SO3H+) 및 Cs 및 Sr 방사성 핵종을 포함하는 기능기인의 분리가 일어나는 것을 나타낸 모식도이고,
도 3은 Cs-O-S계에서 온도 및 산소 분압에 따라 형성될 수 있는 화합물의 형태를 나타낸 그래프이고,
도 4는 본 발명의 실시예 1의 단계 4에 따른, Cs2SO4의 염화물 전환이 이뤄지기 위한 온도 및 열역학적 평형농도를 나타낸 그래프이고,
도 5는 본 발명의 실시예 1의 단계 4에 따른, SrSO4의 염화물 전환이 이뤄지기 위한 온도 및 열역학적 평형농도를 나타낸 그래프이고,
도 6은 본 발명의 실시예 1의 단계 4에 따른, BaSO4의 염화물 전환이 이뤄지기 위한 온도 및 열역학적 평형농도를 나타낸 그래프이다.
도 2는 폐이온 교환수지 내 술폰산기(SO3H+) 및 Cs 및 Sr 방사성 핵종을 포함하는 기능기인의 분리가 일어나는 것을 나타낸 모식도이고,
도 3은 Cs-O-S계에서 온도 및 산소 분압에 따라 형성될 수 있는 화합물의 형태를 나타낸 그래프이고,
도 4는 본 발명의 실시예 1의 단계 4에 따른, Cs2SO4의 염화물 전환이 이뤄지기 위한 온도 및 열역학적 평형농도를 나타낸 그래프이고,
도 5는 본 발명의 실시예 1의 단계 4에 따른, SrSO4의 염화물 전환이 이뤄지기 위한 온도 및 열역학적 평형농도를 나타낸 그래프이고,
도 6은 본 발명의 실시예 1의 단계 4에 따른, BaSO4의 염화물 전환이 이뤄지기 위한 온도 및 열역학적 평형농도를 나타낸 그래프이다.
본 발명은,
방사성 핵종을 포함하는 폐이온 교환수지를 건조하는 단계(단계 1);
상기 건조된 폐이온 교환수지 내 방사성 핵종을 포함하는 이온교환기를 분리하는 단계(단계 2);
상기 분리된 이온교환기로부터 생성되는 휘발성의 방사성 핵종을 포함하는 화합물을 비휘발성의 방사성 핵종을 포함하는 황산화물로 전환하는 단계(단계 3);
상기 방사성 핵종을 포함하는 황산화물을 방사성 핵종을 포함하는 염화물로 전환하는 단계(단계 4); 및
상기 방사성 핵종을 포함하는 염화물로부터 방사성 핵종을 휘발 및 응축하여 분리 및 회수하는 단계(단계 5);
를 포함하는 방사성 핵종을 포함하는 폐이온 교환수지 처리방법을 제공한다.
이하, 본 발명에 따른 방사성 핵종을 포함하는 폐이온 교환수지 처리방법을 각 단계별로 상세히 설명한다.
본 발명에 따른 방사성 핵종을 포함하는 폐이온 교환수지 처리방법에 있어, 단계 1은 방사성 핵종을 포함하는 폐이온 교환수지를 건조하는 단계이다.
이는, 가열할 경우, 폐이온 교환수지 H2O 및 CO2가 가스화하여 제거하기 위한 단계로, 상기 폐이온 교환수지에 함유되어 있는 용해 고체 및 부유 고체를 농축시킬 수도 있다.
상기 폐이온 교환수지는 원자력산업을 포함한 다양한 수처리 공정에서 분리 및 정화의 목적으로 이온교환수지가 오랜 시간 사용되어 발생된 것일 수 있다. 즉, 상기 폐이온 교환수지는 순수한 물, 고순도 물의 제조, 폐수처리, 가치가 높은 물질의 회수, 의약, 식품의 정제 등 다양한 분야에서 사용된 이온교환수지일 수 있으며, 특히 원자력 발전소에서 노수정화 분야에 방사성 핵종을 포함하는 폐수를 정제하기 위해 사용되어 생성된, 방사성 핵종을 포함하는 폐이온 교환수지일 수 있다.
상기 폐이온 교환수지는 이온교환수지가 고분자 기체에 화학적으로 결합되어 이온화할 수 있는 관용기(functional group)를 포함하고 있어, 상기 관용기에 포함되어 있는 이온과 폐액 내 방사성 핵종을 서로 치환함으로써 생성된 폐이온 교환수지일 수 있다. 예를 들어, 상기 이온교환수지는 스티렌 디비닐벤젠 공중합체 기체에 술폰산기(SO3H+)를 포함하는 기능기(functional group)가 포함될 수 있으며, 상기 이온교환수지 내 양이온과 폐액 내 방사성 핵종이 서로 치환되어 방사성 핵종을 포함하는 폐이온 교환수지가 형성될 수 있다.
예를 들어, 상기 이온교환수지는 원자력 폐수 중의 Cs를 포함하는 방사성 핵종을 제거하기 위해 수소이온과 같은 양이온을 포함할 수 있으며, 이때 주위 용액으로부터 2+의 하전을 띄는 한 개의 Cs 이온이 존재한다면, 이것은 +1의 전하를 띤 수소이온 두 개와 치환되어 폐이온 교환수지가 될 수도 있다.
이때. 상기 폐이온 교환수지를 건조하는 단계는, 상기 폐이온 교환수지 내 포함되어 있는 수분을 제거하는 단계로, 100 내지 150 ℃ 온도범위에서 수행될 수 있다. 이때, 상기 단계 1의 폐이온 교환수지의 건조를 수행하기 위한 온도가 100 ℃ 미만인 경우, 수분의 기화가 이루어 지지 않으며, 또한, 상기 온도가 150 ℃를 초과하는 경우, 이온교환기의 분리가 일어나, 수분뿐만 아닌 SO2를 포함하는 가스가 동시에 배출되는 문제가 발생될 수도 있다.
본 발명에 따른 방사성 핵종을 포함하는 폐이온 교환수지 처리방법에 있어서, 단계 2는 상기 건조된 폐이온 교환수지 내 방사성 핵종을 포함하는 이온교환기를 분리하는 단계이다.
이는, 상기 이온교환기의 분리는 폐이온 교환수지로부터 방사성 핵종을 분리하기 위한 것으로, 상기 단계 2에서 분리된 방사성 핵종은 휘발성의 산화물 또는 수산화물 형태로 잔류될 수 있다.
이하, 본 발명에 따른 단계 2의 이온교환기를 분리하는 과정을 도 2를 통해 상세히 나타내었다.
도 2에 나타낸 바와 같이, 상기 방사성 핵종이 포함되어 있는 폐이온 교환수지에는, 스티렌 디비닐벤젠 중합체와, 슬폰산기(SO3H+) 및 방사성 핵종 양이온(M+)을 포함하는 기능기(functional group)(SO3M+)를 포함할 수 있으며, 이때, 상기 이온교환기는 술폰산기(SO3H+) 또는 방사성 핵종 양이온(M+)을 포함하는 기능기(functional group)인 SO3M+일 수 있다.
상기 폐이온 교환수지 내 이온교환기는 상기 단계 2를 통해 분리되며, 분리 후, 스티렌 디비닐벤젠 공중합체, 방사능 핵종을 포함하는 산화물 및 아황산가스(SO2)를 포함하는 가스가 발생될 수 있다.
이때, 상기 단계 2의 이온교환기 분리는 150 내지 400 ℃ 온도범위에서 수행될 수 있다.
상기 단계 2의 이온교환기의 분리를 수행하기 위한 온도가 150 ℃ 미만인 경우, 폐이온 교환수지 내 이온교환기의 분리가 적절히 이뤄지지 않는 문제가 발생할 수도 있다. 또한, 단계 2의 이온교환기의 분리를 수행하기 위한 온도가 400 ℃를 초과하는 경우, 아황산가스(SO2) 발생 속도가 빨라 반응기 내 체류시간이 짧아지므로, 상기 아황산가스(SO2)와 방사성 핵종과의 접촉이 원활히 이루어 지지 않아 반응하지 않은 방사성 핵종 및 SO2 가스가 발생될 수도 있는 문제가 발생할 수도 있다.
한편, 이때 상기 발생되는 아황산가스(SO2)를 반응기 내에 충분히 잔류시키면서 폐이온 교환수지 내 방사성 핵종 성분과 반응하여 방사성 핵종을 포함하는 황산화물로 전환시킬 수 있도록 하는 것을 특징으로 한다. 또한 상기 단계 2에서는 유기성분의 분해는 일어나지 않고 방사성 핵종과의 반응하지 않은 적은 부피의 아황산가스(SO2)만 배출되므로 종래의 폐이온 교환수지의 소각 또는 유리화 공정과는 다르게 SO2 및 SO3 포함된 대용량의 배기가스의 발생이 없을 수 있어, 대용량의 배기가스 처리장치가 필요하지 않을 수 있다.
*
또한, 아황산가스(SO2)가 기체 상에 미량이라도 존재할 경우, 방사성 핵종은 황산화물로 전환될 수 있으므로, 상기 단계 2에서 발생된 아황산가스(SO2)를 외부로 배출시키지 않고 잔류시킴으로써, 휘발성 방사성 핵종을 비휘발성의 방사성 핵종을 포함하는 황산화물로 전환시킬 수도 있다.
이에 대한 예로, 도 3을 통해, Cs-O-S계에서 온도 및 산소 분압에 따라 형성될 수 있는 화합물의 형태를 나타내었다. 이는 방사능 핵종을 포함하는 산화물 중 CsO4는 아황산가스(SO2)가 존재하는 분위기 내에서의 화합물 형태를 나타낸 것으로, 도 3에서 나타낸 바와 같이, 방사성 세슘(Cs)의 경우, 온도나 산소(O2)의 분압에 관계없이 기체 상에 아황산가스(SO2)의 분압이 10-15 atm 이상일 경우, 비휘발성의 황산화물 형태인 Cs2SO4로 전환될 수 있음을 알 수 있다.
본 발명에 따른 방사성 핵종을 포함하는 폐이온 교환수지 처리방법에 있어서, 단계 3은 상기 분리된 이온교환기로부터 생성되는 휘발성의 방사성 핵종을 포함하는 화합물을 비휘발성의 방사성 핵종을 포함하는 황산화물로 전환하는 단계이다.
이때, 상기 단계 3에서의 황산화물로의 전환은 400 내지 550 ℃ 온도범위에서 수행될 수 있다.
상기 단계 3의 황산물로의 전환이 수행하기 위한 온도가 400 ℃ 미만인 경우, 방사성 핵종을 포함하는 화합물의 황산화물로의 전환이 느려, 상기 방사성 핵종들이 완전히 황산화물로 전환되지 않을 수 있는 문제가 발생할 수도 있다. 또한, 상기 단계 3의 황산물로의 전환을 수행하기 위한 온도가 550 ℃를 초과하는 경우, 방사성 핵종을 포함하는 화합물이 황산화물로 전환되기 전에 가스화하여 배출될 수 있는 문제가 발생할 수도 있다.
예를 들어, 세슘의 경우, 550 ℃를 초과하는 경우, Cs2O, CsOH 및 Cs2O2H2 등의 형태 로가스화하여 배출될 수도 있다.
이때 상기 폐이온 교환수지 내 치환된 방사성 핵종은 Cs, Sr, Mn, Fe, Ba, Ni 및 Co를 포함하는 군으로부터 선택되는 1종 이상일 수 있으며, 상기 전환된 방사성 핵종을 포함하는 황산화물은 Cs2SO4 , SrSO4 , BaSO4 , NiSO4 , FeSO4 , MnSO4 및 CoSO4를 포함하는 군으로부터 선택되는 1종 이상일 수 있다. 이때, 상기 방사성 핵종을 포함하는 황산화물은 비휘발성으로, 700 ℃ 이하의 온도에서는 방사성 핵종을 가스화하지 않게된다.
한편, 상기 단계 2의 이온교환기가 분리된 폐이온 교환수지로부터 발생되는 잔류 유기물을 탄화물로 형성하는 단계를 더 포함할 수도 있다. 이때 상기 잔류 유기물의 탄화는 550 내지 700 ℃에서 더욱 잘 진행될 수 있으나, 이에 제한된 것은 아니다.
이때, 상기 잔류 유기성분에는 탄소, 산소, 수소 및 질소 성분이 포함될 수 있으며, 상기 550 내지 700 ℃의 온도 범위에서 산소, 수소 및 질소를 포함하는 잔류유기 성분은 기화될 수 있고, 잔류 탄소성분은 탄화물로 형성될 수도 있다.
상기 단계 3 및 탄화물을 형성하는 단계를 통해, 휘발성인 방사성 핵종을 포함하는 화합물은 비휘발성의 방사성 핵종을 포함하는 황산화물로 전환될 수 있고, 디비닐 벤젠 공중합체와 같은 폐이온 교환수지 기체에 포함된 잔류 유기성분 내 미량의 수소, 질소 및 산소 성분은 가스화 될 수 있으며, 탄소성분은 탄화될 수 있다. 이때, 상기 가스화되는 성분 내에는 방사성 핵종 및 아황산가스(SO2)를 포함하지 않아, 종래의 휘발로 방사성 핵종이 배기가스 공정 내 침적되는 문제 및 배기가스와 함께 대기로의 배출되는 문제, 및 아황산가스(SO2)가 포함된 배기가스 발생문제를 배제시킬 수 있다.
본 발명에 따른 방사성 핵종을 포함하는 폐이온 교환수지 처리방법에 있어서, 단계 4는 상기 방사성 핵종을 포함하는 황산화물을 방사성 핵종을 포함하는 염화물로 전환하는 단계이다.
이때, 방사성 핵종을 포함하는 염화물로의 전환은 800 내지 900 ℃에서 수행되는 것이 바람직하다.
상기 단계 4의 염화물로의 전환이 수행하기 위한 온도가 800 ℃ 미만인 경우, 염화물 화의 속도가 느려지는 문제가 발생할 수도 있다. 또한, 단계 4의 염화물로의 전환이 수행하기 위한 온도가 900 ℃를 초과하는 경우, 염화물화 장치의 부식 문제가 발생할 수도 있다.
상기 방사성 핵종을 포함하는 황산화물은 고온에서 안정한 물질이지만, 염소가스가 존재할 경우, 염소가스와 반응하여 염화물로 전환될 수 있다.
이에 대한 예로, 도 4 내지 도 6은 산소가스(O2)와 염소가스(Cl2)가 불활성 가스인 질소(N2)나 알곤(Ar) 내에 각각 약 100 ppm씩 존재하게 하고, 미량의 Cs2SO4, SrSO4 및 BaSO4를 포함하는 군으로부터 선택되는 1종 이상을 각 1 ppm씩 혼합할 경우, 형성될 수 있는 화합물의 형태를 나타낸 그래프이다.
도 4 내지 도 6에서 나타나 있는 바와 같이, 산소가스(O2)와 염소가스(Cl2)가 불활성 가스인 질소(N2)나 알곤(Ar) 내에 각각 약 100 ppm씩 존재하게 하고, 미량의 Cs2SO4, SrSO4 및 BaSO4 가 각 1 ppm 씩 혼합할 경우, 약 800 ℃ 이상의 온도에서 방사성 핵종을 포함하는 황산화물은 염화물로 전환될 수도 있음을 알 수 있다.
한편, 이때, 단계 4에서 탄소성분은 염소가스(Cl2)에 의해 염화되거나 가스화하지 않는다. 이를 통해, 하기 단계 5의 1400 ℃ 이상의 고온 열처리에서 탄소성분은 휘발되지 않고 탄화물 형태로 존재할 수 있다.
본 발명에 따른 방사성 핵종을 포함하는 폐이온 교환수지 처리방법에 있어서, 단계 5는 상기 방사성 핵종을 포함하는 염화물로부터 방사성 핵종을 휘발 및 응축하여 분리 및 회수하는 단계이다.
상기 단계 5를 통해, 방사성 핵종은 휘발 후 응축하여 고정화 처리할 수 있고, 탄소성분은 탄화물로 분리해냄으로써, 방사성 핵종의 폐기시 최대한의 감용 효과를 얻을 수 있는 동시에 이산화탄소의 발생을 최소로 줄여, 폐이온 교환수지를 친환경적이면서 효율적으로 처리할 수 있다.
이때, 단계 5의 방사성 핵종의 휘발은 약 1 Torr 이하의 감압조건에서 1400 내지 1500 ℃에서 수행될 수도 있다. 이는 염화물화된 방사성 핵종을 휘발 분리시키기 위한 것으로, 상기 단계 5의 방사성 핵종을 휘발하기 위한 온도가 1400 ℃ 미만인 경우, 방사성 핵종 염화물의 휘발이 빠르게 이뤄지지 않아 처리시간이 길어진다는 문제를 발생할 수 있으며, 상기 온도가 1500 ℃를 초과하는 경우, 불필요한 에너지의 소모가 발생되는 문제가 발생할 수도 있다.
한편, 상기 휘발 분리된 방사성 핵종은 이후 응축시켜 고정화처리 될 수 있으며, 탄화물의 경우, 단계 5에서 휘발되지 않으므로, 방사성 핵종이 휘발된 후 잔류하게 되어, 상기 잔류한 탄화물은 방사성 물질을 포함하지 않으므로, 재활용되거나, 일반 폐기물로 처리될 수 있다.
100: 건조기
200: 수분응축회수장치
300: 이산화탄소 회수장치
400: 스크류 컨베이어 반응기
401: 이온교환기 분리영역
402: 황산화물로의 전환영역
403: 탄화물 형성영역
500: SO2 흡착/흡수기
600: 무기물 염화반응기
700: 습식세정탑
800: 헤파(high efficiency particulate air filter, HEPA) 필터시스템.
200: 수분응축회수장치
300: 이산화탄소 회수장치
400: 스크류 컨베이어 반응기
401: 이온교환기 분리영역
402: 황산화물로의 전환영역
403: 탄화물 형성영역
500: SO2 흡착/흡수기
600: 무기물 염화반응기
700: 습식세정탑
800: 헤파(high efficiency particulate air filter, HEPA) 필터시스템.
Claims (11)
- 방사성 핵종을 포함하는 폐이온 교환수지를 건조하는 단계(단계 1);
상기 건조된 폐이온 교환수지 내 방사성 핵종을 포함하는 이온교환기를 분리하는 단계(단계 2);
상기 분리된 이온교환기로부터 생성되는 휘발성의 방사성 핵종을 포함하는 화합물을 비휘발성의 방사성 핵종을 포함하는 황산화물로 전환하는 단계(단계 3);
상기 방사성 핵종을 포함하는 황산화물을 방사성 핵종을 포함하는 염화물로 전환하는 단계(단계 4); 및
상기 방사성 핵종을 포함하는 염화물로부터 방사성 핵종을 휘발 및 응축하여 분리 및 회수하는 단계(단계 5);
를 포함하는 방사성 핵종을 포함하는 폐이온 교환수지 처리방법.
- 제1항에 있어서, 상기 단계 2의 이온교환기가 분리된 폐이온 교환수지로부터 발생되는 잔류 유기물을 탄화물로 형성하는 단계를 더 포함하는 것을 특징으로 하는 방사성 핵종을 포함하는 폐이온 교환수지 처리방법.
- 제2항에 있어서, 상기 탄화물을 형성하는 단계는 550 내지 700 ℃에서 수행되는 것을 특징으로 하는 방사성 핵종을 포함하는 폐이온 교환수지 처리방법.
- 제1항에 있어서, 상기 단계 1의 건조는 100 내지 150 ℃에서 수행되는 것을 특징으로 하는 방사성 핵종을 포함하는 폐이온 교환수지 처리방법.
- 제1항에 있어서, 상기 단계 2의 이온교환기의 분리는 150 내지 400 ℃에서 수행되는 것을 특징으로 하는 방사성 핵종을 포함하는 폐이온 교환수지 처리방법.
- 제1항에 있어서, 상기 단계 3의 방사성 핵종을 포함하는 황산화물로의 전환은 400 내지 550 ℃에서 수행되는 것을 특징으로 하는 방사성 핵종을 포함하는 폐이온 교환수지 처리방법.
- 제1항에 있어서, 상기 단계 4의 방사성 핵종을 포함하는 염화물로의 전환은 800 내지 900 ℃에서 수행되는 것을 특징으로 하는 방사성 핵종을 포함하는 폐이온 교환수지 처리방법.
- 제1항에 있어서, 상기 단계 5의 방사성 핵종의 휘발은 1400 내지 1500 ℃에서 수행되는 것을 특징으로 하는 방사성 핵종을 포함하는 폐이온 교환수지 처리방법.
- 제1항에 있어서, 상기 방사성 핵종은 Cs, Sr, Mn, Fe, Ba, Ni 및 Co를 포함하는 군으로부터 선택되는 1종 이상인 것을 특징으로 하는 방사성 핵종을 포함하는 폐이온 교환수지 처리방법.
- 제1항에 있어서, 상기 단계 3의 비휘발성 방사성 핵종을 포함하는 황산화물은 Cs2SO4 , SrSO4 , BaSO4 , NiSO4 , FeSO4 , MnSO4 및 CoSO4를 포함하는 군으로부터 선택되는 1종 이상인 것을 특징으로 하는 방사성 핵종을 포함하는 폐이온 교환수지 처리방법.
- 제1항에 있어서, 상기 단계 5의 분리 및 회수된 방사성 핵종을 고정화 처리하는 단계를 더 포함하는 것을 특징으로 하는 방사성 핵종을 포함하는 폐이온 교환수지 처리방법.
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|---|---|---|---|
| KR1020160109052A KR101707533B1 (ko) | 2016-08-26 | 2016-08-26 | 방사성 핵종을 포함하는 폐이온 교환수지 처리방법 |
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| KR1020150165723A Division KR101668727B1 (ko) | 2015-11-25 | 2015-11-25 | 방사성 핵종을 포함하는 폐이온 교환수지 처리방법 및 장치 |
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| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| KR101707533B1 true KR101707533B1 (ko) | 2017-02-17 |
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| KR (1) | KR101707533B1 (ko) |
Cited By (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| US11810684B2 (en) | 2020-08-25 | 2023-11-07 | Korea Atomic Energy Research Institute | Method of treating radioactive waste resin and an equipment therefor |
Citations (4)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| KR20020031822A (ko) | 2000-10-24 | 2002-05-03 | 백병룡 | 컴퓨터 키보드용 스티커 |
| JP2002521701A (ja) * | 1998-07-28 | 2002-07-16 | スタッズビク インコーポレイテッド | 有機廃棄物の熱分解 |
| KR20080087360A (ko) | 2007-03-26 | 2008-10-01 | 한국원자력연구원 | 방사성 폐이온 교환수지 탈수장치 |
| KR101474146B1 (ko) * | 2013-06-21 | 2014-12-24 | 한국원자력연구원 | 염폐기물 내 방사성 핵종 분리 및 정제염 회수를 위한 장치 및 방법 |
-
2016
- 2016-08-26 KR KR1020160109052A patent/KR101707533B1/ko active IP Right Grant
Patent Citations (4)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JP2002521701A (ja) * | 1998-07-28 | 2002-07-16 | スタッズビク インコーポレイテッド | 有機廃棄物の熱分解 |
| KR20020031822A (ko) | 2000-10-24 | 2002-05-03 | 백병룡 | 컴퓨터 키보드용 스티커 |
| KR20080087360A (ko) | 2007-03-26 | 2008-10-01 | 한국원자력연구원 | 방사성 폐이온 교환수지 탈수장치 |
| KR101474146B1 (ko) * | 2013-06-21 | 2014-12-24 | 한국원자력연구원 | 염폐기물 내 방사성 핵종 분리 및 정제염 회수를 위한 장치 및 방법 |
Cited By (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| US11810684B2 (en) | 2020-08-25 | 2023-11-07 | Korea Atomic Energy Research Institute | Method of treating radioactive waste resin and an equipment therefor |
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