KR101431375B1 - Decontamination method of radioactive concrete waste coated with polymer - Google Patents
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Abstract
Description
본 발명은 방사성 콘크리트 폐기물의 제염 방법에 관한 것으로서, 보다 구체적으로는 방사성 콘크리트의 표면에 중합체가 부착된 방사성 콘크리트 폐기물을 제염하는 방법에 관한 것이다.
The present invention relates to a method for decontaminating radioactive concrete waste, and more particularly, to a method for decontaminating radioactive concrete waste with a polymer attached to the surface of radioactive concrete.
일반적으로, 원자력 발전소와 같은 방사성 물질 취급 시설물은 벽체 또는 바닥을 콘크리트로 타설하여 건축하고 있으며, 이러한 콘크리트 벽체 또는 바닥은 방사성 관련 시설물이 가동되는 기간 동안 지속적으로 방사능 혹은 방사성 물질에 노출되어 표면이 오염될 수 있다.Generally, radioactive material handling facilities such as nuclear power plants are constructed by pouring walls or floors into concrete, and these concrete walls or floors are continuously exposed to radioactive or radioactive materials during the period of operation of the radioactive facilities, .
한편, 경우에 따라서는 이러한 방사성 관련 시설물의 해체 또는 보수를 위해 콘크리트가 제거되는 경우가 발생하고, 이 과정에서 다량의 방사성 콘크리트 폐기물이 발생될 수 있는바, 이를 안전하게 격리시키거나 제염 처리하여 안정하게 처분하는 것은 매우 중요하다. 더욱이, 원자력시설의 해체 시 발생되는 방사성 물질로 오염된 해체폐기물의 관리비용이 전체 해체 사업비용의 30% 이상을 웃도는 점을 고려할 때 해체폐기물 중 80% 이상을 차지하는 방사성 콘크리트 폐기물의 효과적인 관리가 해체사업의 경제성에 중요한 인자로 작용하고 있다.On the other hand, in some cases, the concrete may be removed for dismantling or repairing such radioactive facilities, and a large amount of radioactive concrete waste may be generated during the process. The radioactive concrete waste may be safely isolated or decontaminated Disposal is very important. Moreover, considering that the cost of dismantling wastes contaminated with radioactive materials generated during dismantling of nuclear facilities exceeds 30% of total dismantling costs, effective management of radioactive concrete wastes, which accounts for more than 80% of wasted wastes, It is an important factor for the economic efficiency of business.
하지만 방사성 콘크리트 폐기물의 제염을 위한 종래의 기술은 방사성 콘크리트 폐기물을 방사능 세기에 따라 물리적으로 분리하는 수준에 머물고 있으며, 일부 연구된 생화학적 방법이나 동전기기술 등을 이용한 제염방법은 시간이나 에너지가 많이 소요되는 문제점이 있다(대한민국 등록특허공보 제10-1064662호 참조). 또한, 기존에 많이 연구된 토양에 대한 화학적 제염방법을 방사성 콘크리트 폐기물의 제염에 적용하려는 시도도 이루어지고 있으나, 콘크리트는 용액 중 pH가 매우 높아 토양 제염기술을 바로 적용하기에는 곤란한 문제점이 있다.However, conventional techniques for the decontamination of radioactive concrete waste remain at a level of physically separating the radioactive concrete waste according to the radioactivity, and some of the biochemical methods or the decontamination methods using the electrochemical techniques have been used (See Korean Patent Registration No. 10-1064662). In addition, attempts have been made to apply a chemical decontamination method for soil to the decontamination of radioactive concrete waste. However, since the pH of the concrete is very high in the solution, it is difficult to apply the soil decontamination technique directly.
특히, 방사성 관련 시설물의 바닥에 타설된 미장 콘크리트는 대부분 해당 콘크리트 표면에 에폭시나 우레탄과 같은 중합체로 덧씌우는데, 이러한 중합체가 부착된 시설 바닥면의 방사성 콘크리트는 중합체가 부착되지 않은 콘크리트 구조물 내부의 방사성 콘크리트보다 방사능 농도가 높을 뿐만 아니라, 중합체를 분리/처리하지 않고는 콘크리트 폐기물 전체의 제염이 매우 어렵다. 따라서 이러한 중합체가 부착된 방사성 콘크리트 폐기물의 제염 방법에 대한 연구가 중요한 과제로 인식되고 있으나, 아직 구체적인 제염방법은 미비한 실정이다.
Particularly, the plastered concrete placed on the bottom of radioactive facilities is mostly covered with a polymer such as epoxy or urethane on the surface of the concrete. The radioactive concrete on the bottom of the facility with such polymer attached to the surface of the concrete, Not only is the radioactivity concentration higher than concrete, but it is very difficult to decontaminate the entire concrete waste without separating / treating the polymer. Therefore, research on the decontamination method of radioactive concrete wastes with such a polymer is recognized as an important task, but a concrete decontamination method is not yet available.
본 발명은 상기와 같은 종래 기술상의 문제점을 해결하기 위해 안출된 것으로, (a) 상기 방사성 콘크리트 폐기물을 400~600℃ 온도에서 가열하는 단계; (b) 상기 가열된 방사성 콘크리트 폐기물을 분쇄하는 단계; 및 (c) 상기 분쇄된 방사성 콘크리트 폐기물을 물과 질산용액으로 순차적으로 세척하는 단계를 포함하여, 방사성 콘크리트 폐기물의 제염을 방해하는 중합체를 제거함으로서, 제염효율을 높여 콘크리트 폐기물의 양을 감소시키는 중합체가 부착된 방사성 콘크리트 폐기물 제염 방법을 제공하는 것을 그 목적으로 한다.Disclosure of Invention Technical Problem [8] Accordingly, the present invention has been made keeping in mind the above problems occurring in the prior art, and an object of the present invention is to provide a radioactive waste- (b) pulverizing the heated radioactive concrete waste; And (c) sequentially washing the pulverized radioactive concrete waste with water and a nitric acid solution to remove the polymer that interferes with the decontamination of the radioactive concrete waste, thereby reducing the amount of concrete waste by increasing the decontamination efficiency And a method for decontaminating radioactive concrete waste.
그러나 본 발명이 이루고자 하는 기술적 과제는 이상에서 언급한 과제에 제한되지 않으며, 언급되지 않은 또 다른 과제들은 아래의 기재로부터 당업자에게 명확하게 이해될 수 있을 것이다.
However, the technical problem to be solved by the present invention is not limited to the above-mentioned problems, and other matters not mentioned can be clearly understood by those skilled in the art from the following description.
본 발명은 하기의 단계를 포함하는 중합체가 부착된 방사성 콘크리트 폐기물 제염 방법을 제공한다:The present invention provides a method of decontaminating radioactive concrete waste with a polymer comprising the steps of:
(a) 상기 방사성 콘크리트 폐기물을 400~600℃ 온도에서 가열하는 단계;(a) heating the radioactive concrete waste at a temperature of 400 to 600 ° C;
(b) 상기 가열된 방사성 콘크리트 폐기물을 분쇄하는 단계; 및(b) pulverizing the heated radioactive concrete waste; And
(c) 상기 분쇄된 방사성 콘크리트 폐기물을 물과 질산용액으로 순차적으로 세척하는 단계.(c) sequentially washing the pulverized radioactive concrete waste with water and a nitric acid solution.
본 발명의 일 구현예로, 상기 단계 (c) 이후, 발생되는 탁한 용액(murky solution)을 침전 처리하는 단계를 추가로 수행하는 것을 특징으로 한다.In one embodiment of the present invention, a step of precipitating a murky solution generated after step (c) is further performed.
본 발명의 다른 구현예로, 상기 단계 (a)의 가열은 1~2시간 동안 이루어지는 것을 특징으로 한다.In another embodiment of the present invention, the heating of step (a) is performed for 1 to 2 hours.
본 발명의 또 다른 구현예로, 상기 단계 (c)의 세척은 상기 물로 1-3시간 동안 세척 한 후, 0.5-2.0M 질산용액으로 한 두 차례 1-3 시간 동안 세척하는 순서로 이루어지는 것을 특징으로 한다.In another embodiment of the present invention, the washing of step (c) is performed in the order of 1 to 3 hours of washing with the water, followed by washing with 0.5 to 2.0 M of nitric acid solution twice or 3 to 1 hour .
본 발명의 또 다른 구현예로, 상기 중합체는 에폭시 또는 우레탄인 것을 특징으로 한다.
In another embodiment of the present invention, the polymer is characterized by being an epoxy or urethane.
본 발명에 따른 중합체가 부착된 방사성 콘크리트 폐기물 제염 방법은 방사성 콘크리트 폐기물을 가열하고, 분쇄한 후 물과 질산용액으로 순차적으로 세척함으로써, 방사성 콘크리트 표면으로부터의 중합체 제거효과 및 제염 효과가 우수하며, 방사성 콘크리트 폐기물의 양을 감축시킬 수 있어, 환경오염을 방지할 수 있을 뿐만 아니라 방사성 관련 시설물의 해체 시 발생하는 폐기물의 처분비용도 절감시켜 경제성을 향상시킬 수도 있다
The polymer-attached radioactive concrete waste decontamination method according to the present invention is excellent in the polymer removal effect and decontamination effect from the surface of the radioactive concrete by heating the radioactive concrete waste, crushing it, and sequentially washing it with water and a nitric acid solution, It is possible to reduce the amount of concrete waste, thereby preventing environmental pollution, and also reducing the disposal cost of waste generated in the dismantling of radioactive facilities, thereby improving the economic efficiency
도 1은 본 발명에 따른 중합체가 부착된 콘크리트를 포함한 전체 방사성 콘크리트의 제염 순서를 개략적으로 나타낸 도면이다.
도 2는 본 발명에 따른 중합체가 부착된 방사성 콘크리트 폐기물 제염 방법의 순서도이다.
도 3은 중합체가 부착된 콘크리트 시편의 깊이에 따른 방사능 분포 측정 결과를 나타낸 도면이다.
도 4는 가열온도에 따른 중합체가 부착된 콘크리트에서의 표면 변화를 관찰한 결과를 나타낸 도면이다.
도 5는 가열시간에 따른 중합체가 부착된 콘크리트에서의 표면 변화를 관찰한 결과를 나타낸 도면이다.BRIEF DESCRIPTION OF THE DRAWINGS FIG. 1 is a schematic view showing a decontamination procedure of an entire radioactive concrete including a concrete with a polymer according to the present invention. FIG.
2 is a flow chart of a method of decontaminating radioactive concrete waste with a polymer according to the present invention.
3 is a view showing a measurement result of the radiation distribution according to the depth of the concrete specimen with the polymer attached thereto.
4 is a view showing the result of observing the surface change in the concrete with the polymer attached according to the heating temperature.
5 is a view showing the result of observing the surface change in the concrete adhered to the polymer according to the heating time.
본 발명자들은 중합체가 부착된 방사성 콘크리트를 제염하는 방법에 대하여 연구한 결과, 중합체가 부착된 방사성 콘크리트를 가열하고 분쇄한 후, 물과 질산용액을 순차적으로 사용하여 세척하는 경우에 콘크리트의 방사능이 자체처분 기준치(Pa-234m이 0.45 Bq/g이하) 이하로 감소됨을 확인하고, 이에 기초하여 본 발명을 완성하게 되었다.
The present inventors have studied a method of decontaminating a radioactive concrete with a polymer attached thereto. As a result, it has been found that when the radioactive concrete with a polymer is heated and pulverized and then washed with water and a nitric acid solution sequentially, (Pa-234m is less than or equal to 0.45 Bq / g), and the present invention has been completed on the basis thereof.
이하, 본 발명을 상세히 설명한다.Hereinafter, the present invention will be described in detail.
도 1은 본 발명에 따른 중합체가 부착된 콘크리트를 포함한 전체 방사성 콘크리트 폐기물에 대한 제염 방법의 순서를 개략적으로 나타낸 도면이고, 도 2는 본 발명에 따른 중합체가 부착된 방사성 콘크리트 폐기물 제염 방법의 순서도이다.1 is a schematic view showing a procedure of a decontamination method for an entire radioactive concrete waste including a concrete with a polymer according to the present invention, and FIG. 2 is a flowchart of a method for decontaminating radioactive concrete waste with a polymer according to the present invention .
도 1 및 도 2에 도시된 바와 같이, 본 발명은 하기 단계를 포함하는 중합체가 부착된 방사성 콘크리트 폐기물 제염 방법을 제공한다:As shown in Figs. 1 and 2, the present invention provides a method of decontaminating radioactive concrete waste with a polymer comprising the steps of:
(a) 상기 방사성 콘크리트 폐기물을 400~600℃ 온도에서 가열하는 단계;(a) heating the radioactive concrete waste at a temperature of 400 to 600 ° C;
(b) 상기 가열된 방사성 콘크리트 폐기물을 분쇄하는 단계; 및(b) pulverizing the heated radioactive concrete waste; And
(c) 상기 분쇄된 방사성 콘크리트 폐기물을 물과 질산용액으로 순차적으로 세척하는 단계.(c) sequentially washing the pulverized radioactive concrete waste with water and a nitric acid solution.
단계 (a)에서는, 중합체가 부착된 방사성 콘크리트 폐기물을 가열한다. 이때, 중합체는 방사성 용액을 바닥에 흘렸을 경우 제염지 등으로 쉽게 제거함으로서 콘크리트 바닥 내부로 방사성 물질의 침투를 막기 위하여 이음매가 없으며 콘크리트 표면에 강력하게 접착하여 코팅되는 물질로서 흔히 에폭시 혹은 우레탄을 사용한다. 그러나 방사성 용액에 장기간 노출되었거나, 시설의 장기 사용으로 인해 중합체의 성능이 저하되었을 경우 그 내부로 방사성 물질이 침투할 수 있다. 이 경우 바닥표면의 중합체가 부착된 콘크리트는 중합체가 부착되지 않은 콘크리트에 비해서 방사능이 수십 배 높으며(실시예 1 참조), 중합체가 부착된 콘크리트의 경우 중합체 바로 밑의 미장 콘크리트 층에서 특히 방사능 농도가 높은 바(실시예 2 참조), 방사성 물질 제염을 위하여 콘크리트 표면으로부터 중합체를 제거하는 것이 중요하다. 이를 위해, 중합체가 부착된 방사성 콘크리트 폐기물을 400~600℃ 온도에서 1~2시간 동안 가열하는 것이 바람직하며, 보다 바람직하게는 400℃에서 2시간 동안 가열할 수 있다.In step (a), the polymer-adhered radioactive concrete waste is heated. In this case, when the radioactive solution is spilled on the floor, the polymer can be easily removed with a dirt-repellent or the like, so there is no seam to prevent penetration of radioactive material into the concrete floor, and epoxy or urethane is used as a material to be strongly adhered to the concrete surface. . However, if the radioactive solution is exposed for a long period of time or if the performance of the polymer deteriorates due to long-term use of the facility, radioactive materials may penetrate into the radioactive material. In this case, the concrete with the polymer on the bottom surface is tens of times higher in radioactivity than the polymer without the polymer (see Example 1), and in the case of the concrete with the polymer attached, in the concrete concrete layer directly below the polymer, Higher bars (see Example 2), it is important to remove the polymer from the concrete surface in order to decontaminate the radioactive material. For this purpose, it is preferable to heat the polymer-adhered radioactive concrete waste at a temperature of 400 to 600 ° C for 1 to 2 hours, more preferably at 400 ° C for 2 hours.
본 발명의 일실시예에 따르면, 중합체가 부착된 방사성 콘크리트 폐기물을 400℃에서 1.5시간 이상 동안 가열한 경우 콘크리트 표면에서 중합체가 제거되는 효과가 우수함을 확인하였다(실시예 3 참조).According to one embodiment of the present invention, it was confirmed that when the polymer-attached radioactive concrete waste was heated at 400 ° C. for 1.5 hours or more, the effect of removing the polymer from the concrete surface was excellent (see Example 3).
단계 (b)에서는, 단계 (a)에 의해 가열된 방사성 콘크리트 폐기물을 분쇄한다. 즉, 단계 (b)는 중합체가 부착된 방사성 콘크리트 폐기물의 제염효율을 증가시키기 위한 단계로서, 본 발명의 다른 실시예에 따르면, 콘크리트 시편과 콘크리트 시편에서 떨어져 나온 분말의 방사능을 비교한 결과, 콘크리트 시편에서 떨어져 나온 분말의 방사능 농도가 매우 낮음을 확인하였다(실시예 4 참조). 한편, 단계 (b)의 분쇄는 전기, 유압 등의 기계장치에 의해 이루질 수 있으며, 죠크루셔 등을 사용하여 이루어질 수도 있으나, 이에 제한되는 것은 아니고, 물리적 또는 기계적으로 분쇄되는 방법이라면 어떠한 방법이라도 사용할 수 있으며, 이때 콘크리트의 입자크기는 5 mm 이하로 분쇄한다.In step (b), the radioactive concrete waste heated by step (a) is pulverized. That is, step (b) is a step for increasing the decontamination efficiency of the radioactive concrete waste to which the polymer is attached. According to another embodiment of the present invention, as a result of comparing the radioactivity of the powder separated from the concrete specimen with the concrete specimen, It was confirmed that the radioactive concentration of the powder separated from the specimen was very low (see Example 4). Meanwhile, the pulverization of step (b) may be performed by a mechanical device such as electric or hydraulic pressure, and may be performed using a jaw crusher or the like, but not limited thereto, and any method of pulverizing the material physically or mechanically , Where the particle size of the concrete is less than 5 mm.
단계 (c)에서는, 단계 (b)에 의해 분쇄된 방사성 콘크리트 폐기물을 물과 질산용액으로 세척한다. 보다 구체적으로, 단계 (c)의 세척은, 물로 방사성 콘크리트 폐기물을 세척하는 과정과 질산용액으로 방사성 콘크리트 폐기물을 세척하는 과정이 순차적으로 이루어지는 것이 바람직하며, 보다 바람직하게는, 물로 1-3시간 동안 세척 한 후, 0.5-2.0M 질산용액으로 한 두 차례 1-3 시간 동안 세척하는 순서로 이루어 질 수 있다.In step (c), the radioactive concrete waste ground by step (b) is washed with a water and nitric acid solution. More specifically, it is preferable that washing of the step (c) is performed sequentially in the washing process of the radioactive concrete waste with water and the washing process of the radioactive concrete waste with the nitric acid solution. More preferably, Followed by washing with 0.5-2.0 M nitric acid solution twice or 1-3 hours.
본 발명의 또 다른 실시예에 따르면, 질산용액만을 사용하는 경우 과량의 산과 많은 시간이 소요되는 문제가 있고, 황산용액을 사용하는 경우에는 많은 양의 슬러지가 발생하는 문제가 있는 반면, 물 및 서로 다른 농도를 갖는 두 질산용액을 순차적으로 세척하는 경우, 중합체가 부착된 방사성 콘크리트를 제염하는데 매우 효과적임을 확인하였다(실시예 5 참조).According to another embodiment of the present invention, there is a problem in that when only nitric acid solution is used, excessive amount of acid and a long time are required. In the case of using sulfuric acid solution, a large amount of sludge is generated, It was found that when sequentially washing the two nitric acid solutions having different concentrations, it is very effective in decontaminating the radioactive concrete with the polymer attached thereto (see Example 5).
한편, 단계 (c)의 세척이 이루어지는 과정에서 탁한 용액(murky solution)이 발생할 수 있는바, 이러한 탁한 용액은 분리하여 침전 처리(pH 8~10)하는 단계를 추가로 수행하는 것이 바람직하다.
On the other hand, since a murky solution may occur during the washing of step (c), it is preferable to further perform a step of separating and precipitating the solution (
이하, 본 발명의 이해를 돕기 위하여 바람직한 실시예를 제시한다. 그러나 하기의 실시예는 본 발명을 보다 쉽게 이해하기 위하여 제공되는 것일 뿐, 하기 실시예에 의해 본 발명의 내용이 한정되는 것은 아니다.
Hereinafter, preferred embodiments of the present invention will be described in order to facilitate understanding of the present invention. However, the following examples are provided only for the purpose of easier understanding of the present invention, and the present invention is not limited by the following examples.
[실시예][Example]
실시예Example 1.중합체 부착 유무에 따른 콘크리트 시편의 방사능 비교 1. Comparison of radioactivity of concrete specimens with and without polymer adhesion
에폭시가 부착되어 있거나 부착되어 있지 않은 콘크리트 시편을 포함하는 폐기물 드럼으로부터 무작위로 채취한 콘크리트 시편의 방사능을 측정하였고, 그 결과를 표 1에 나타내었다.The radioactivity of concrete specimens randomly sampled from waste drums containing concrete specimens with or without epoxy was measured and the results are shown in Table 1.
또한, 다른 콘크리트 시편을 산세척 후, 파쇄하여 에폭시가 부착된 콘크리트와 에폭시가 부착되지 않은 콘크리트 각각의 방사능을 측정하였고, 그 결과를 표 1에 나타내었다.In addition, the other concrete specimens were pickled and crushed, and the radioactivity of the epoxy-adhered concrete and the epoxy-adhered concrete were measured. The results are shown in Table 1.
표 1에 나타낸 바와 같이, 폐기물 드럼으로부터 무작위로 채취한 콘크리트 시편 중 에폭시가 붙어있는 시편과 붙어있지 않는 시편의 경우 U-238의 딸핵종인 Pa-234m의 방사능이 각각 9.2와 0.57 Bq/g로 나타남을 확인할 수 있었다. 또한, 콘크리트 시편을 산 세척 후 에폭시가 붙어있는 시편과 붙어있지 않는 시편의 경우 Pa-234m의 방사능이 각각 43.2와 0.75 Bq/g로 나타남을 확인할 수 있었다. As shown in Table 1, among the concrete specimens randomly sampled from waste drums, the radioactivity of Pa-234m, which is epoxy type U-238 and U-238, was 9.2 and 0.57 Bq / g, respectively. . In addition, it was confirmed that the radioactivity of Pa-234m was 43.2 and 0.75 Bq / g, respectively, for specimens with epoxy attached after pickling of concrete specimens.
상기 결과로부터, 중합체인 에폭시가 붙어있는 시편이 붙어있지 않는 시편보다 방사능이 수십 배 높음을 알 수 있었다.
From the above results, it was found that the radioactivity was tens of times higher than that of the specimen without the epoxy attached to the polymer.
실시예Example 2. 중합체-부착 콘크리트 시편의 깊이에 따른 방사능 분포 측정 2. Measurement of radioactivity distribution according to depth of polymer-attached concrete specimen
에폭시가 부착된 콘크리트 시편 조각을 연마한 후, 에폭시 표면으로부터 콘크리트 시편의 깊이에 따른 우라늄 농도를 EPMA (Electron Probe Micro-Analyzer)로 측정하였고, 그 결과를 도 3에 나타내었다.After the epoxy specimens were polished, the concentration of uranium was measured by EPMA (Electron Probe Micro-Analyzer) according to the depth of the concrete specimen from the epoxy surface. The results are shown in FIG.
보다 구체적으로, 도 3의 (a)는 에폭시가 부착된 콘크리트 시편 조각에서 우라늄 농도를 측정한 각각의 위치를 나타낸 것이고, (b)는 해당 위치에서의 우라늄 농도 측정 결과를 나타낸 것이다. 도 3에 나타낸 바와 같이, 에폭시 바로 밑의 미장 콘크리트층에서 높은 농도의 우라늄이 발견됨을 확인할 수 있었다.
More specifically, FIG. 3 (a) shows the positions of the uranium concentrations measured in the epoxy specimen pieces, and FIG. 3 (b) shows the uranium concentration measurement results at the corresponding positions. As shown in FIG. 3, it was confirmed that a high concentration of uranium was found in the plastered concrete layer immediately below the epoxy.
실시예Example 3. 가열온도 및 가열시간에 따른 중합체 제거 효과 확인 3. Determination of polymer removal effect by heating temperature and heating time
가열온도에 따른 중합체 제거 효과를 확인하기 위해, 에폭시가 부착된 콘크리트 시편을 용광로에서 270-600℃로 가열한 후 콘크리트 시편의 표면 변화를 관찰하였고, 그 결과를 도 4에 나타내었다.In order to confirm the effect of removing the polymer according to the heating temperature, the concrete specimen with epoxy was heated at 270-600 ℃ in the furnace, and the surface change of the concrete specimen was observed. The result is shown in FIG.
보다 구체적으로, 도 4의 (a) 내지 (e)는 각각 가열 전, 270℃, 330℃, 415℃ 및 600℃에서의 콘크리트 표면 변화를 관찰한 결과를 나타낸 것이다. 도 4에 나타낸 바와 같이, 400℃ 이상의 온도에서 가열하는 것이 중합체를 제거하는데 효과적임을 확인할 수 있었다.More specifically, FIGS. 4 (a) to 4 (e) show the results of observation of changes in concrete surface at 270 ° C., 330 ° C., 415 ° C. and 600 ° C. before heating, respectively. As shown in Fig. 4, it was confirmed that heating at a temperature of 400 DEG C or more is effective in removing the polymer.
또한, 가열시간에 따른 중합체 제거 효과를 확인하기 위해, 에폭시가 부착된 콘크리트 시편을 400℃에서 각각 0.5, 1.5 및 2시간 동안 가열한 후 콘크리트 시편의 표면 변화를 관찰하였고, 그 결과를 도 5에 나타내었다. 도 5에 나타낸 바와 같이, 1.5시간 이상 가열하는 것이 중합체를 제거하는데 효과적임을 확인할 수 있었다.Also, in order to confirm the effect of removing the polymer with heating time, the concrete specimen with epoxy was heated at 400 ℃ for 0.5, 1.5 and 2 hours, respectively, and the surface changes of the concrete specimen were observed. Respectively. As shown in FIG. 5, it was confirmed that heating for 1.5 hours or more is effective for removing the polymer.
상기 결과로부터, 중합체를 제거하기 위해서는 400℃에서 1.5시간 이상 가열하는 것이 매우 효과적임을 알 수 있었다.
From the above results, it was found that heating at 400 DEG C for 1.5 hours or more is very effective for removing the polymer.
실시예Example 4. 콘크리트 분쇄에 따른 제염 효과 확인 4. Confirmation of Decontamination Effect by Concrete Crushing
에폭시가 부착된 콘크리트 시편을 400℃에서 2시간 가열한 후, 12% (약 2.0 M) 질산용액에서 140 rpm으로 2시간 동안 세척(용액/콘크리트 = 1 mL/g)한 후, 콘크리트 시편과 상기 콘크리트 시편에서 떨어져 나온 분말(모래)의 방사능을 측정하였다. 그 결과, 시편의 Pa-234m 방사능은 2.3 Bq/g으로, 아직 방사능 농도가 높은 반면, 콘크리트 시편에서 떨어져 나온 분말(모래)의 Pa-234m 방사능은 0.29 Bq/g으로 방사능 농도가 매우 낮음을 확인할 수 있었다.The concrete specimen with epoxy was heated at 400 ° C for 2 hours, washed with a 12% (2.0 M) nitric acid solution at 140 rpm for 2 hours (solution / concrete = 1 mL / g) The radioactivity of powders (sand) separated from the concrete specimens was measured. As a result, the Pa-234m radioactivity of the specimen is 2.3 Bq / g, while the radioactivity concentration is still high, while the Pa-234m radioactivity of the powder (sand) detached from the concrete specimen is 0.29 Bq / g I could.
상기 결과로부터, 방사성 콘크리트를 분쇄할 경우 제염효율이 증가할 수 있음을 알 수 있었다.From the above results, it can be seen that the decontamination efficiency can be increased when the radioactive concrete is pulverized.
한편, 에폭시가 부착된 콘크리트 시편 중, 하나는 분쇄 없이 600℃에서 가열하고, 다른 하나는 가열 없이 분쇄한 후, 모두 물 및 2.0과 1.0 M 질산을 사용하여 연속적으로 세척하고 탁한 용액을 모아 슬러지로 처리한 후 방사능을 측정한 결과, 분쇄하지 않은 시료와 가열하지 않고 세척한 시료의 경우 각각 Pa-234m이 1.2, 1.4 Bq/g로서 모두 콘크리트 방사능이 자체처분 기준치(Pa-234m이 0.45 Bq/g이하) 이하로 감소하지 않음을 확인할 수 있었다.On the other hand, one of the epoxy-coated concrete specimens was heated at 600 ° C without grinding, and the other was crushed without heating. Subsequently, all of the concrete specimens were washed successively with water and 2.0 and 1.0 M nitric acid, As a result of measuring the radioactivity after the treatment, the concrete radioactivity was measured as self-disposal standard value (Pa-234m was 0.45 Bq / g, ) Or less.
상기 결과로부터, 방사성 콘크리트를 가열하고 분쇄하는 공정을 모두 실시하는 경우에 제염효과가 매우 우수함을 알 수 있었다.
From the above results, it can be seen that the decontamination effect is excellent when both the steps of heating and pulverizing the radioactive concrete are carried out.
실시예Example 5. 방사성 콘크리트 제염을 위한 최적의 세척 조건 검증 5. Optimal cleaning conditions for radioactive concrete decontamination
방사능 수치, 세척시간 및 세척 과정 중 발생되는 슬러지의 양 등을 종합적으로 고려한 최적의 세척 조건을 검증하기 위해 하기와 같이 세 가지의 실험을 수행하였다.In order to verify optimal cleaning conditions considering radiation level, washing time and amount of sludge generated during washing process, three experiments were conducted as follows.
먼저, 에폭시가 붙어있는 콘크리트를 400℃에서 2시간 동안 가열한 후, 12% (약 2.0 M) 질산용액으로 2시간마다 용액을 바꾸면서 방사능이 자체처분 기준(Pa-234m이 0.45 Bq/g이하)에 도달할 때까지 연속해서 세척하였다. 그 결과, 우라늄을 완전히 용출시키기 위하여 3번 추가로 세척하였을 경우 고체의 방사능이 0.25 Bq/g로서 자체처분 기준 이하 값에 도달하였으나, 과량의 산과 많은 시간이 소요되는 것을 확인할 수 있었다.First, the concrete with epoxy was heated at 400 ° C for 2 hours, and then the solution was changed every 2 hours with a 12% (about 2.0 M) nitric acid solution. The radioactivity was measured based on self-disposal criteria (Pa-234m was 0.45 Bq / g or less) Lt; RTI ID = 0.0 >% < / RTI > As a result, it was confirmed that when the uranium was further washed three times to completely elute the uranium, the radioactivity of the solid reached 0.25 Bq / g or less, which is below its own disposal standard value, but it takes a long time with excessive acid.
두 번째로, 에폭시가 붙어있는 콘크리트를 400℃에서 2시간 동안 가열한 후, 이를 분쇄하여 20% 황산용액으로 2시간 세척한 다음 원심분리하였다. 이후 원심분리에서 얻어진 고체를 증류수로 세척하고 탁한 용액을 제거한 후 남아있는 고체의 방사능을 측정하였다. 또한, 원심분리한 후 얻은 용액과 탁한 용액을 건조하여 슬러지의 양을 측정하였다. 그 결과, 황산이 질산에 비해 값이 싸서 경제적이며 pH가 낮아 세척이 잘되는 장점이 있는 반면, 많은 양의 슬러지가 발생(100 g의 콘크리트 처리 시 65 g(100 mL) 슬러지 발생)하는 것을 확인할 수 있었고, 이는 시멘트의 주성분인 칼슘과 황산기가 반응하여 용해도가 낮은 CaSO4를 과량 형성하기 때문인 것으로 사료된다. Second, the concrete with epoxy was heated at 400 ° C for 2 hours, pulverized, washed with 20% sulfuric acid solution for 2 hours, and then centrifuged. Then, the solid obtained in the centrifugation was washed with distilled water, and the radioactivity of the remaining solid was measured after removing the turbid solution. In addition, the solution obtained after centrifugal separation and the turbid solution were dried to determine the amount of sludge. As a result, Sulfuric acid is economical compared with nitric acid, and it is economical and has a good pH to be washed, but it is found that a large amount of sludge is generated (65 g (100 mL) of sludge is generated when 100 g of concrete is treated) This is probably due to the excess of CaSO 4 with low solubility due to the reaction of calcium and sulfate groups, which are the main components of cement.
세 번째로, 콘크리트를 400℃에서 2시간 동안 가열 후 분쇄한 다음, 물 및 2.0과 1.0 M 질산을 사용하여 연속적으로 세척하고 탁한 용액을 모아 슬러지로 처리하면서 각 단계에서 방사능을 측정하였고, 그 결과를 하기의 표 2에 나타내었다.Third, the concrete was heated at 400 ° C for 2 hours and then pulverized. Then, the concrete was continuously washed with water and 2.0 and 1.0 M nitric acid. The cloudy solution was collected and treated with sludge, and the radioactivity was measured at each step. Are shown in Table 2 below.
순서
order
세척조건
Washing condition
Sludge
(g)weight
(g)
(Bq/g)Pa-234m radioactivity
(Bq / g)
(g)weight
(g)
(mL)volume
(mL)
(Bq/g) Pa-234m radioactivity
(Bq / g)
2시간 세척With distilled water
2 hours wash
2시간 세척2.0 M nitric acid
2 hours wash
28
28
28
28
38.4±2.5
38.4 ± 2.5
1시간 세척With 1.0 M nitric acid
1 hour wash
표 2에 나타낸 바와 같이, 물과 2.0과 1.0 M 질산을 사용하여 순차적으로 세척하는 경우에 콘크리트의 방사능을 자체처분 기준치 이하로 감소시킴을 확인할 수 있었다.As shown in Table 2, it was confirmed that when the concrete was sequentially washed using water and 2.0 and 1.0 M nitric acid, the radioactivity of the concrete was reduced below the self-disposal standard value.
상기 세 가지의 실험 결과로부터, 탁한 용액을 분리하여 슬러지화하는 콘크리트 제염 방법에는 질산이 더 효과적이며, 물과 2.0과 1.0 M 질산을 사용하여 순차적으로 세척하는 것이 중합체가 부착된 방사성 콘크리트를 제염하는데 매우 효과적임을 알 수 있었다.
From the above three experimental results, nitric acid is more effective for concrete decontamination method which separates and sludges a turbid solution, and sequential washing with water and 2.0 and 1.0 M nitric acid is used to decontaminate radioactive concrete with polymer attached It is very effective.
전술한 본 발명의 설명은 예시를 위한 것이며, 본 발명이 속하는 기술분야의 통상의 지식을 가진 자는 본 발명의 기술적 사상이나 필수적인 특징을 변경하지 않고서 다른 구체적인 형태로 쉽게 변형이 가능하다는 것을 이해할 수 있을 것이다. 그러므로 이상에서 기술한 실시예들은 모든 면에서 예시적인 것이며 한정적이 아닌 것으로 이해해야만 한다.It will be understood by those skilled in the art that the foregoing description of the present invention is for illustrative purposes only and that those of ordinary skill in the art can readily understand that various changes and modifications may be made without departing from the spirit or essential characteristics of the present invention. will be. It is therefore to be understood that the above-described embodiments are illustrative in all aspects and not restrictive.
Claims (5)
(a) 상기 방사성 콘크리트 폐기물을 400~600℃ 온도에서 1.5~2시간 동안 가열하여 중합체를 제거하는 단계;
(b) 상기 가열된 방사성 콘크리트 폐기물을 분쇄하는 단계; 및
(c) 상기 분쇄된 방사성 콘크리트 폐기물을 물과 질산용액으로 순차적으로 세척하여 제염하는 단계를 포함하되,
상기 단계 (c)의 세척은 상기 물로 2시간 동안 세척, 2.0M 질산용액으로 2 시간 동안 세척, 및 1.0M 질산용액으로 1시간 동안 세척하는 순서로 이루어지는 것을 특징으로 하는, 제염 방법.
A method for decontaminating radioactive concrete waste with a polymer attached thereto,
(a) heating the radioactive concrete waste at a temperature of 400 to 600 ° C. for 1.5 to 2 hours to remove the polymer;
(b) pulverizing the heated radioactive concrete waste; And
(c) sequentially washing the pulverized radioactive concrete waste with water and a nitric acid solution to decontaminate the pulverized radioactive concrete waste,
Wherein the washing of step (c) comprises washing in the water for 2 hours, washing in 2.0 M nitric acid solution for 2 hours, and washing in 1.0 M nitric acid solution for 1 hour.
The decontamination method according to claim 1, further comprising the step of precipitating a murky solution generated after step (c).
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Cited By (1)
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| US9896744B2 (en) | 2015-06-01 | 2018-02-20 | Her Majesty The Queen In Right Of Canada As Represented By The Minister Of Natural Resources Canada | Process for metals leaching and recovery from radioactive wastes |
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