KR102568770B1 - A method of treating radioactive waste resin and an equipment therefor - Google Patents

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Abstract

본 발명은 방사성 폐수지로부터 방사성 핵종, 특히 C-14 및 트리튬을 분리하여 제거하기 위한 방법 및 이를 위한 장치에 관한 것이다. 본 발명의 방사성 폐수지 처리 방법은 응축부 내의 C-14 핵종이 제거된 응축수를 방사성 폐수지 처리부에 재순환시키는 단계를 포함한다.The present invention relates to a method for separating and removing radionuclides, particularly C-14 and tritium, from radioactive waste resin and an apparatus therefor. The radioactive waste resin treatment method of the present invention includes recycling the condensate from which the C-14 nuclide is removed in the condensation section to the radioactive waste resin treatment section.

Description

방사성 폐수지를 처리하는 방법 및 이를 위한 장치 {A method of treating radioactive waste resin and an equipment therefor}A method of treating radioactive waste resin and an equipment therefor}

본 발명은 방사성 폐수지, 특히 중수로형 원자력 발전소에서 발생하는 방사성 폐수지 처리 시 발생하는 배가스로부터 14C(이하, "C-14″ 또는 "C-14 핵종″이라고도 함) 및 트리튬(삼중수소, T 또는 3H)을 고효율로 분리 및 제거하기 위한 방법 및 이를 위한 장치에 관한 것이다.The present invention is directed to extracting 14 C (hereinafter also referred to as "C-14" or "C-14 nuclide") and tritium (tritium, It relates to a method for separating and removing T or 3 H) with high efficiency and an apparatus therefor.

중수로형 원자력발전소(원전)를 운영하면서 감속재계통, 열수송계통, 차폐냉각계통, 핵연료저장계통 등에서 발생되는 폐수지는, 원전 설계 당시에는 중저준위 방사성 폐기물로 분류되어 폐수지 저장탱크에 저장하여 관리하는데 별다른 어려움이 없었으며, 폐수지를 취급함에 있어서도 많은 비용이 필요치 않았으나, 최근 폐수지에 함유된 음이온 방사성 탄소 중, 14C의 위험성이 매우 높다는 것이 알려지면서 폐수지 내 14C 농도에 따른 폐기물 처분 제한치를 규정하기에 이르렀다.During the operation of a heavy water reactor nuclear power plant (nuclear power plant), the waste resin generated from the moderator system, heat transport system, shielded cooling system, and nuclear fuel storage system was classified as low- and intermediate-level radioactive waste at the time of nuclear power plant design, and it is stored in a waste resin storage tank for management. There was no difficulty, and the handling of the wastewater did not require a lot of cost, but recently, as it became known that the danger of 14C among the anionic radiocarbons contained in the wastewater was very high, it was necessary to regulate waste disposal limits according to the concentration of 14C in the wastewater. has reached

구체적으로, 폐수지는 일반적으로 원전의 여러 액체 폐기물 처리 계통에서 다양한 핵종을 제거하기 위한 공정에서 발생되는데, 특히 중수로 원전에서는 중수 사용에 따라 중수 내 함유된 17O에 의한 17O(η,α)14C 반응에 의해 감속재 계통에서 C-14 핵종이 상당량 생성되고 있다. 또한, 양이온 방사성 핵종인 Co-60, Cs-137 등을 제거하기 위한 양이온-음이온 혼상 이온교환수지(이하 '혼상 폐수지')를 사용할 때 이들에 의해 음이온 방사성 핵종인 C-14 또한 함께 제거되어서 양이온 폐수지에는 Co-60, Cs-137 등이 함유되는 반면 음이온 폐수지에는 탄산염(H14CO3) 형태로 C-14 핵종 또한 포함되며, 이러한 혼상 폐수지를 양이온 수지와 음이온 수지로 별도로 분리하지 않고 트리튬의 방사성 핵종이 함유된 수용액과 함께 대형 탱크(저장조)에 저장하여 보관하고 있다. 따라서, 대형 탱크에 저장된 혼상 폐수지로부터 방사성 핵종을 분리 및 제거하여 처리하는 기술로서 C-14와 트리튬을 분리하여 제거하는 기술 또한 필요하다.Specifically, wastewater is generally generated in a process for removing various nuclides in various liquid waste treatment systems of nuclear power plants . A significant amount of C-14 nuclide is produced in the moderator system by the C reaction. In addition, when cation-anion mixed bed ion exchange resins (hereinafter referred to as 'mixed bed waste resin') are used to remove cationic radionuclides such as Co-60 and Cs-137, they also remove C-14, an anionic radionuclide, Cationic waste resin contains Co-60, Cs-137, etc., while anionic waste resin also contains C-14 nuclide in the form of carbonate (H 14 CO 3 ). It is stored and stored in a large tank (reservoir) together with an aqueous solution containing radionuclides of tritium. Therefore, a technique for separating and removing C-14 and tritium is also required as a technique for separating and removing radionuclides from the multiphase waste resin stored in a large tank.

이러한 폐수지 저장 탱크의 용량 확보와 폐기물의 부피 감용을 위해 개발된 종래의 폐수지 처리 기술은 크게 고농도 염산, 질산 등의 산 용액을 이용하는 공정, 소각 열처리 공정, 습식 산화 공정, 초임계 CO2 기체를 이용한 공정 등을 들 수 있다. 다만, 이러한 기술에는 산 용액 및 고온에서 폐수지를 처리함에 따른 장치의 부식 문제가 따르고, 장치의 대형화 및 고온 고압의 공정 조건이 요구되는 문제가 있다. 또한, 대부분의 기술은 폐수지 내 C-14 핵종 뿐만 아니라 폐수지 구조물인 유기물의 분해에 의한 CO2 기체가 다량 발생하므로 고농도의 CO2를 부수적으로 처리하는 고비용의 추가 공정이 필요한 동시에 양이온 폐수지로부터 Co-60, Cs-137 등의 방사성 핵종이 대부분 탈착되어 기체상으로 휘발하므로 이차폐기물 처리의 큰 문제점을 발생시키고 있다.Conventional wastewater treatment technologies developed to secure the capacity of the wastewater storage tank and reduce the volume of waste include a process using acid solutions such as high concentration hydrochloric acid and nitric acid, an incineration heat treatment process, a wet oxidation process, and a supercritical CO 2 gas. A process using , etc. may be mentioned. However, this technique has a problem of corrosion of the device due to the treatment of waste resin in an acid solution and high temperature, and a problem in that the device is enlarged and high-temperature and high-pressure process conditions are required. In addition , most technologies generate a large amount of CO 2 gas due to the decomposition of not only C-14 nuclide in wastewater but also organic matter, which is the structure of wastewater. Since most of the radioactive nuclides such as Co-60 and Cs-137 are desorbed and volatilized in gaseous form, it causes a big problem in secondary waste treatment.

이러한 문제를 감소시키고자 마이크로웨이브 등을 사용한 직접 열처리 공정을 이용하여 처리 대상의 혼상 폐수지 내 C-14 핵종만을 효과적으로 제거하기 위한 기술이 고안되어 폐수지 내 C-14 핵종 제거의 효율성을 증대시키기는 하였으나, 이 기술 또한 C-14 핵종과 함께 폐수지 내 함유된 수분과 트리튬이 함유된 저장 용액{예컨대, T2O, HTO 및 DTO 등과 같이, 삼중수소(트리튬)이 함유된 삼중수소수}이 수증기 형태로 휘발되어 후처리 공정에 유입되므로, 후처리 공정에서 폐기물의 발생량을 저감하기 위해 C-14를 분리 및 제거할 필요가 있다. 또한, 후처리 공정에서 폐수지 처리 후 발생한 배가스 응축수 내 트리튬을 제거하는 기술에 있어서 배가스 응축수 내 C-14 핵종이 함유되는 경우 트리튬 제거 공정이 원활히 진행되지 않으므로 폐수지 처리에 의해 발생하는 배가스 및/또는 이의 응축수로부터 C-14 핵종을 고효율로 분리하는 기술이 필요한 실정이다.In order to reduce this problem, a technology for effectively removing only C-14 nuclide in the mixed-phase waste resin to be treated using a direct heat treatment process using microwaves was devised to increase the efficiency of removing C-14 nuclide in the waste resin. Although, this technology is also a storage solution containing water and tritium contained in waste resin together with C-14 nuclide {e.g., tritium water containing tritium (tritium) such as T 2 O, HTO and DTO) } is volatilized in the form of water vapor and introduced into the post-treatment process, it is necessary to separate and remove C-14 in order to reduce the amount of waste generated in the post-treatment process. In addition, in the post-treatment process, in the technology of removing tritium in flue gas condensate generated after wastewater treatment, if C-14 nuclide is contained in flue gas condensate, the tritium removal process does not proceed smoothly, so the flue gas and / Alternatively, a technology for separating C-14 nuclides with high efficiency from its condensate is required.

본 발명은 원전 가동에 의해 발생한 방사성 폐수지로부터 방사성 핵종을 분리하는 공정에서 필수적으로 발생되는 배가스 및/또는 이의 응축수 내 C-14 핵종을 고효율로 분리하여 제거하기 위한 방법 및 이를 위한 장치를 제공하고자 한다.The present invention is to provide a method for separating and removing C-14 nuclide in flue gas and/or its condensate with high efficiency, which is essentially generated in the process of separating radionuclides from radioactive wastewater generated by the operation of a nuclear power plant, and an apparatus therefor. do.

또한, 본 발명은 상기 배가스 및/또는 이의 응축수 내 C-14 핵종을 고효율로 제거하여 이후 트리튬 제거 공정의 공정 효율을 증대시키는 방법 및 이를 위한 장치를 제공하고자 한다.In addition, the present invention is to provide a method and apparatus for increasing the process efficiency of a subsequent tritium removal process by removing C-14 nuclides in the exhaust gas and/or its condensate with high efficiency.

나아가, 본 발명은 C-14 핵종이 제거된 응축수를 폐수지 처리 공정에 재순환하여 폐수지 처리 공정의 이차폐기물 발생량을 저감하기 위한 방법 및 이를 위한 장치를 제공하고자 한다.Furthermore, the present invention is to provide a method and apparatus for reducing the amount of secondary waste generated in the wastewater treatment process by recycling the condensate from which C-14 nuclides have been removed to the wastewater treatment process.

위와 같은 목적을 달성하기 위하여, In order to achieve the above purpose,

본 발명은 (S1) 방사성 폐수지 처리부 유래의 배가스 내의 삼중수소수(tritiated water) 함유 수증기를 응축부에서 응축시키는 단계; (S2) 상기 배가스 내의 C-14 핵종 함유 화합물(C-14 radionuclide-containing compound)을 포함하는 기체를 상기 응축부로부터 배출하고 제거하는 단계; 및 (S3) 상기 응축부 내의 삼중수소수 함유 응축수를 상기 방사성 폐수지 처리부에 재순환시키는 단계;를 포함하는 방사성 폐수지의 처리 방법을 제공한다.The present invention comprises the steps of (S1) condensing water vapor containing tritiated water in the flue gas from the radioactive wastewater treatment unit in the condensing unit; (S2) discharging and removing a gas containing a C-14 radionuclide-containing compound in the exhaust gas from the condensing unit; and (S3) recycling the condensed water containing tritiated water in the condensing unit to the radioactive waste resin processing unit.

또한, 본 발명은 방사성 폐수지 처리부; 상기 방사성 폐수지 처리부 유래의 배가스 내 삼중수소수 함유 수증기를 응축하기 위한 응축부; 상기 방사성 폐수지 처리부로부터 상기 응축부로 상기 배가스를 공급하기 위한 배가스 공급 라인; 상기 응축부로부터 분리되어 배출된 C-14 핵종 함유 화합물을 포함하는 기체를 제거하기 위한 C-14 핵종 제거부; 및 상기 응축부 내의 삼중수소수 함유 응축수를 상기 방사성 폐수지 처리부로 재순환하기 위한 응축수 재순환 라인;을 포함하는 방사성 폐수지의 처리 장치를 제공한다.In addition, the present invention is a radioactive waste resin processing unit; a condensing unit for condensing water vapor containing tritiated water in the flue gas from the radioactive waste resin processing unit; an exhaust gas supply line for supplying the exhaust gas from the radioactive waste resin processing unit to the condensing unit; a C-14 nuclide removal unit for removing gas containing a C-14 nuclide-containing compound separated and discharged from the condensation unit; and a condensed water recirculation line for recirculating the condensed water containing tritiated water in the condensing unit to the radioactive waste resin processing unit.

본 발명의 방사성 폐수지의 처리 방법을 이용하면, 방사성 폐수지 처리 시 발생하는 배가스 및/또는 방사성 폐수지의 처리 장치의 응축수로부터 C-14 핵종 함유 화합물을 고효율로 제거할 수 있는 효과가 있다.Using the method for treating radioactive waste resin of the present invention, there is an effect of removing a compound containing C-14 nuclide with high efficiency from flue gas generated during treatment of radioactive waste resin and/or condensate from a treatment device for radioactive waste resin.

또한, 본 발명의 방사성 폐수지의 처리 방법을 이용하면, C-14 핵종 함유 화합물이 제거된 응축수를 방사성 폐수지 처리 공정에 재사용함으로써 방사성 폐수지 처리 시 발생하는 이차폐기물의 양을 저감하는 효과를 나타낼 수 있다.In addition, when the radioactive waste resin treatment method of the present invention is used, the condensate from which the C-14 nuclide-containing compound is removed is reused in the radioactive waste resin treatment process, thereby reducing the amount of secondary waste generated during the treatment of the radioactive waste resin. can

나아가, 방사성 폐수지 처리 시 발생하는 배가스 및/또는 방사성 폐수지 처리 장치의 응축수로부터 C-14 핵종 함유 화합물을 모두 분리 및 회수하기 때문에 이로 인한 C-14 핵종의 재활용 증대 효과를 나타낼 수 있다.Furthermore, since all of the C-14 nuclide-containing compounds are separated and recovered from flue gas generated during radioactive wastewater treatment and/or condensate from a radioactive wastewater treatment device, an effect of increasing the recycling of C-14 nuclide can be exhibited.

뿐만 아니라, 응축수 내 C-14 핵종 함유 화합물을 고효율로 제거함으로써, 응축수 중 삼중수소수 제거 공정의 효율을 증대시키는 효과를 나타낼 수 있다.In addition, by removing the C-14 nuclide-containing compound in the condensate with high efficiency, it is possible to exhibit an effect of increasing the efficiency of the tritium water removal process in the condensate.

본 명세서에 첨부되는 도면들은 본 발명의 바람직한 실시예를 예시하는 것이며, 전술한 발명의 내용과 함께 본 발명의 기술사상을 더욱 이해시키는 역할을 하는 것이므로, 본 발명은 그러한 도면에 기재된 사항에만 한정되어 해석되어서는 아니 된다.
도 1은 본 발명의 일 실시형태에 따른 방사성 폐수지 처리 장치의 모식도이다.
도 2는 본 발명의 일 실시형태에 따른 방사성 폐수지 처리 장치의 모식도이다.
도 3은 본 발명의 일 실시형태에 따른 방사성 폐수지 처리 장치의 모식도이다.
도 4는 본 발명의 일 실시형태에 따른 방사성 폐수지 처리 장치 중의 C-14 핵종 제거부의 모식도이다.
도 5는 본 발명의 일 실시형태에 따른 방사성 폐수지 처리 장치의 모니터링부를 이용한 CO2 유량(GC 측정)의 모니터링 결과를 도시한 것이다.The drawings accompanying this specification illustrate preferred embodiments of the present invention, and serve to further understand the technical idea of the present invention together with the contents of the above-described invention, so the present invention is limited only to the matters described in the drawings should not be interpreted.
1 is a schematic diagram of a radioactive waste resin treatment apparatus according to an embodiment of the present invention.
2 is a schematic diagram of a radioactive waste resin treatment device according to an embodiment of the present invention.
3 is a schematic diagram of a radioactive waste resin treatment device according to an embodiment of the present invention.
4 is a schematic diagram of a C-14 nuclide removal unit in a radioactive waste resin treatment apparatus according to an embodiment of the present invention.
5 illustrates monitoring results of CO 2 flow rate (GC measurement) using the monitoring unit of the radioactive waste resin treatment apparatus according to an embodiment of the present invention.

이하, 본 발명을 도면을 참조하여 상세히 설명하기로 한다. 본 명세서 및 청구범위에 사용된 용어나 단어는 통상적이거나 사전적인 의미로 한정해서 해석되어서는 아니 되며, 발명자는 그 자신의 발명을 가장 최선의 방법으로 설명하기 위해 용어의 개념을 적절하게 정의할 수 있다는 원칙에 입각하여 본 발명의 기술적 사상에 부합하는 의미와 개념으로 해석되어야만 한다. 도 1에 도시된 방사성 폐수지 처리 장치는 방사성 폐수지 처리부(100), 응축부(200) 및 응축부 내의 응축수로부터 배출된 C-14 핵종 함유 화합물을 포함하는 기체를 제거하기 위한 C-14 핵종 제거부(300)를 포함한다. 또한, 방사성 폐수지 처리부(100)로부터 C-14 핵종 함유 화합물을 포함하는 기체를 응축부(200)로 배출하는 배가스 공급 라인(102), 응축부로부터 C-14 핵종 함유 화합물을 포함하는 기체가 배출되는 C-14 핵종 함유 화합물을 포함하는 기체 배출 라인(203), C-14 핵종 제거부(300)에서 C-14 핵종 함유 화합물을 포함하는 기체가 제거되고 분리된 수분을 응축부에 공급하여 재응축시키기 위한 재응축수 재순환 라인(302) 및 C-14 핵종 함유 화합물을 포함하는 기체가 제거된 응축수를 방사성 폐수지 처리부에 재순환시키기 위한 응축수 재순환 라인(201)을 포함한다.Hereinafter, the present invention will be described in detail with reference to the drawings. The terms or words used in this specification and claims should not be construed as being limited to ordinary or dictionary meanings, and the inventors may appropriately define the concept of terms in order to explain their invention in the best way. It should be interpreted as a meaning and concept consistent with the technical idea of the present invention based on the principle that there is. The radioactive waste resin treatment apparatus shown in FIG. 1 includes a radioactive waste resin treatment unit 100, a condensation unit 200, and C-14 nuclide for removing gas containing a C-14 nuclide-containing compound discharged from condensate in the condensation unit. A removal unit 300 is included. In addition, the exhaust gas supply line 102 for discharging the gas containing the C-14 nuclide-containing compound from the radioactive waste resin processing unit 100 to the condensation unit 200, the gas containing the C-14 nuclide-containing compound from the condensation unit In the gas discharge line 203 containing the discharged C-14 nuclide-containing compound and the C-14 nuclide-containing compound in the C-14 nuclide removal unit 300, the gas containing the C-14 nuclide-containing compound is removed and the separated water is supplied to the condensing unit to A re-condensed water recirculation line 302 for re-condensation and a condensed water re-circulation line 201 for re-circulating the degassed condensate containing the C-14 nuclide-containing compound to the radioactive wastewater treatment unit are included.

또한, 도 2에 도시된 방사성 폐수지 처리 장치는 응축부로부터 배출된 응축수 중의 삼중수소수를 제거하기 위한 삼중수소수 제거부(400)을 더 포함할 수 있다. 또한, 상기 응축부로부터 삼중수소수 제거부로 응축수를 배출하기 위한 응축수 배출 라인(204)을 더 포함할 수 있다.In addition, the radioactive waste resin treatment apparatus shown in FIG. 2 may further include a tritium water removal unit 400 for removing tritium water from the condensate discharged from the condensation unit. In addition, a condensed water discharge line 204 for discharging condensed water from the condensing unit to the tritiated water removal unit may be further included.

본 발명의 방사성 폐수지의 처리 방법은 (S1) 방사성 폐수지 처리부(100) 유래의 배가스 내의 삼중수소수 함유 수증기를 응축부(200)에서 응축시키는 단계; (S2) 상기 배가스 내의 C-14 핵종 함유 화합물을 포함하는 기체를 상기 응축부(200)로부터 배출하고 제거하는 단계; 및 (S3) 상기 응축부(200) 내의 삼중수소수 함유 응축수를 상기 방사성 폐수지 처리부(100)에 재순환시키는 단계;를 포함하는 것일 수 있다.The radioactive waste resin treatment method of the present invention includes (S1) condensing water vapor containing tritium water in the exhaust gas from the radioactive waste resin treatment unit 100 in the condensing unit 200; (S2) discharging and removing a gas containing a C-14 nuclide-containing compound in the exhaust gas from the condensing unit 200; and (S3) recycling the condensed water containing tritium water in the condensing unit 200 to the radioactive waste resin treatment unit 100.

본 발명에 있어서, 상기 "C-14 핵종 함유 화합물"은 방사성 폐수지의 처리부에서 배출되는 배가스 중에 존재하는, 14C 원소를 포함하는 모든 화합물을 의미할 수 있으며 구체적으로, 14CO2를 포함하는 것일 수 있다.In the present invention, the "C-14 nuclide-containing compound" may refer to all compounds containing 14 C elements present in flue gas discharged from the treatment unit of radioactive waste resin, and specifically, to include 14 CO 2 can

본 발명에 있어서, 상기 "삼중수소수"는 T2O, HTO 및 DTO로 이루어진 군으로부터 선택되는 적어도 하나를 포함하는 것일 수 있다.In the present invention, the "tritium number" may include at least one selected from the group consisting of T 2 O, HTO and DTO.

일 실시형태에서, 본 발명의 방사성 폐수지 처리 방법은 상기 (S1) 단계 이전에, (S0) 상기 방사성 폐수지 처리부(100) 내에서 삼중수소수 함유 수분의 존재 하에서 방사성 폐수지를 열처리 하여서 삼중수소수 함유 수증기 및 C-14 핵종 함유 화합물을 포함하는 배가스를 발생시키는 단계를 더 포함하는 것일 수 있다. 예컨대, 상기 삼중수소수 함유 수분의 존재 하에 마이크로웨이브를 이용한 열처리를 하면, 폐수지 주변의 물 분자의 진동에 의해 폐수지로부터 C-14 핵종 함유 화합물의 제거 효율이 증대될 수 있고, 후술하는 바와 같이 상기 응축부(200) 또는 상기 C-14 핵종 제거부(300) 유래의 응축수를 재사용함으로써 2차 폐기물의 양을 감소시킬 수도 있는 효과가 있다.In one embodiment, the radioactive waste resin treatment method of the present invention, prior to the step (S1), (S0) heat-treating the radioactive waste resin in the presence of water containing tritium water in the radioactive waste resin processing unit 100 to obtain triple water It may further include generating exhaust gas containing hydrophobic water vapor and a C-14 nuclide-containing compound. For example, when heat treatment using microwaves is performed in the presence of water containing tritiated water, the efficiency of removing C-14 nuclide-containing compounds from waste resin can be increased by vibration of water molecules around the waste resin, as will be described later. Likewise, by reusing the condensed water from the condensation unit 200 or the C-14 nuclide removal unit 300, there is an effect of reducing the amount of secondary waste.

일 실시형태에서, 상기 열처리는 60 내지 140 ℃의 온도 하에 2시간 이내로 이루어지는 것일 수 있고, 바람직하게는, 90 내지 110 ℃의 온도 하에 1시간 30분 내지 2시간 동안 이루어지는 것일 수 있다.In one embodiment, the heat treatment may be performed at a temperature of 60 to 140 ° C for less than 2 hours, preferably, at a temperature of 90 to 110 ° C for 1 hour 30 minutes to 2 hours.

일 실시형태에서, 본 발명의 방사성 폐수지의 처리 방법은 (S4) 상기 응축부(200) 내의 삼중수소수 함유 응축수를 배출하여서, 상기 응축수 중의 삼중수소수를 제거하는 단계를 더 포함할 수 있다. 원자력발전소에서 유래하는 방사성 폐수지, 구체적으로 중수로형 원자력발전소에서 유래하는 방사성 폐수지는 저장 용액(수용액)과 함께 보관되는데, 이때 저장 용액은 삼중수소수를 함유하게 되기 때문에, 상기 방사성 폐수지 처리부로부터 유래하는 배가스에 함유된 삼중수소수를 응축수 형태로 배출하여서 최종적으로 제거할 필요가 있다.In one embodiment, the radioactive waste resin treatment method of the present invention may further include (S4) removing the tritium water from the condensate by discharging the condensed water containing tritiated water in the condensing unit 200. Radioactive waste resin derived from nuclear power plants, specifically radioactive waste resin derived from heavy water reactor type nuclear power plants, is stored together with a storage solution (aqueous solution). At this time, since the storage solution contains tritium water, It is necessary to finally remove the tritium water contained in the resulting exhaust gas by discharging it in the form of condensate.

본 발명의 상기 방사성 폐수지의 처리 방법은 상기 방사성 폐수지 처리부(100)로부터 유래한 배가스로부터 C-14 핵종 함유 화합물을 제거한 후, C-14 핵종 함유 화합물이 제거된 응축수를 방사성 폐수지 처리부(100)에 재순환시킴으로써 응축수를 재순환시킴에 따라서 응축수 내 C-14 핵종 함유 화합물의 농도는 낮아지고 삼중수소수의 농도는 점차 높아질 수 있다.The radioactive waste resin treatment method of the present invention removes the C-14 nuclide-containing compound from the exhaust gas derived from the radioactive waste resin treatment unit 100, and then converts the condensate from which the C-14 nuclide-containing compound is removed to the radioactive waste resin treatment unit 100. ), as the condensate is recycled, the concentration of the C-14 nuclide-containing compound in the condensate may decrease and the concentration of the tritiated water may gradually increase.

상기 삼중수소수를 제거하는 단계는 1회 이상 재사용이 완료된 응축수를 회수하여, 이에 대하여 수행하는 것이 바람직할 수 있다. 구체적으로, 삼중수소수 처리 공정은 상기 응축수 내 삼중수소수의 농도가 2 mol% 정도까지 효과적이므로 응축수 재순환 횟수는 특별히 제한되지 않으나, 재순환되는 응축수 내 삼중수소수의 농도가 상기 수치를 넘어설 경우 응축수의 재순환을 중단하고 재사용된 응축수를 회수하여 삼중수소수 제거 단계로 공급하는 것이 바람직할 수 있다.It may be preferable to remove the tritiated water by recovering the condensed water that has been reused one or more times and performing the same. Specifically, the tritium water treatment process is effective until the concentration of tritium water in the condensate is about 2 mol%, so the number of times of condensate recirculation is not particularly limited, but if the concentration of tritium water in the recirculated condensate exceeds the above value It may be desirable to stop the recirculation of the condensed water and recover the reused condensed water and supply it to the tritiated water removal step.

상기 (S1) 단계는, 방사성 폐수지 처리부(100)에서 공급되는 배가스 내의 삼중수소수 함유 수증기를 응축하여 응축수를 형성하기 위함이다.The step (S1) is to form condensed water by condensing water vapor containing tritiated water in the exhaust gas supplied from the radioactive waste resin processing unit 100.

상기 방사성 폐수지 처리부(100)에서는 방사성 폐수지와 저장 용액으로부터 방사성 핵종을 분리하기 위한 공지의 공정이 수행될 수 있으며, 본 발명의 방사성 폐수지의 처리 방법은 방사성 폐수지의 처리부(100)에서의 구체적인 공정에 제한되는 것은 아니다. 상기 방사성 폐수지 처리부 내 공정은, 예를 들어 고농도의 염산, 질산 등의 산 용액 처리 공정, 소각 열처리 공정, 습식 산화 공정, 초임계 CO2 기체에 의한 분리 공정, 마이크로웨이브를 이용한 직접 열처리 공정 등을 들 수 있으며, 장치의 부식이나 포집된 방사성 핵종의 탈착 등의 문제를 고려하여 마이크로웨이브를 이용한 직접 열처리 공정을 단독으로 또는 상기의 나머지 공정과 병행하여 수행하는 것이 바람직할 수 있으나, 이에 제한되는 것은 아니다.In the radioactive waste resin processing unit 100, a known process for separating radionuclides from the radioactive waste resin and storage solution may be performed, and the radioactive waste resin processing method of the present invention is specific in the radioactive waste resin processing unit 100. It is not limited to the process. Processes in the radioactive waste resin treatment unit include, for example, acid solution treatment processes such as high concentration hydrochloric acid and nitric acid, incineration heat treatment processes, wet oxidation processes, supercritical CO 2 separation processes by gas, direct heat treatment processes using microwaves, etc. It may be preferable to perform the direct heat treatment process using microwaves alone or in parallel with the rest of the above processes in consideration of problems such as corrosion of the device or desorption of captured radionuclides, but is limited thereto It is not.

일 실시형태에서, 상기 방사성 폐수지는 중수로 유래의 방사성 폐수지일 수 있다. 상기 방사성 폐수지는 C-14, Co-60, Cs-137 등과 같은 다양한 방사성 핵종을 포함할 수 있으며, 또한 C-14, 트리튬 등을 포함하는 저장 용액과 함께 보관되는 것일 수 있다.In one embodiment, the radioactive waste resin may be a radioactive waste resin derived from a heavy water reactor. The radioactive waste resin may contain various radionuclides such as C-14, Co-60, and Cs-137, and may also be stored together with a storage solution containing C-14, tritium, and the like.

상기 방사성 폐수지 처리부(100)에서 방사성 폐수지 및 저장 용액으로부터 방사성 핵종을 분리하는 공정에 의해 C-14 핵종 함유 화합물과 삼중수소수 함유 수증기가 포함된 배가스가 발생할 수 있다. 이때, 발생한 배가스를 응축부(200)로 공급하여 응축부(200)에서 배가스 내의 삼중수소수 함유 수증기를 응축시킨다.By the process of separating radionuclides from the radioactive waste resin and the storage solution in the radioactive waste resin processing unit 100, flue gas containing a C-14 nuclide-containing compound and water vapor containing tritiated water may be generated. At this time, the generated exhaust gas is supplied to the condensing unit 200 to condense water vapor containing tritiated water in the exhaust gas in the condensing unit 200.

상기 배가스 내의 삼중수소수 함유 수증기를 응축하는 단계는, 공급되는 배가스에 고압을 가하는 것, 온도를 낮추는 것 등에 의해 수행될 수 있으며, 그 수단이 제한되는 것은 아니다.The step of condensing the water vapor containing tritiated water in the exhaust gas may be performed by applying a high pressure to the supplied exhaust gas, lowering the temperature, or the like, but the means is not limited.

일 실시형태에서, 상기 방사성 폐수지 처리부(100)에서 마이크로웨이브를 이용하여 C-14 핵종 함유 화합물을 분리하는 공정을 수행하는 경우, 방사성 폐수지 처리부로부터 유래한 배가스 내의 삼중수소수 함유 수증기를 응축하여 응축부(200)에서 회수된 응축수의 특성은 이에 제한되는 것은 아니나, 예를 들어 pH가 6.5 내지 9, 구체적으로 6.9 내지 8.5 일 수 있다. 또한, Cs+ 농도가 검출한계 미만일 수 있으며, SO4 2- 농도가 10 ppm 미만일 수 있는 반면, CO3 2-의 농도는 500 ppm 이상, 구체적으로 1,000 ppm 이상, 1,500 ppm 이상, 2,000 ppm 이상일 수 있다. 여기서 CO3 2-에서 탄소의 질량수는 표시하지 않은 것이다.In one embodiment, when the step of separating the C-14 nuclide-containing compound using microwaves is performed in the radioactive waste resin processing unit 100, water vapor containing tritium in the flue gas derived from the radioactive waste resin processing unit is condensed. The characteristics of the condensed water recovered from the condensing unit 200 are not limited thereto, but for example, the pH may be 6.5 to 9, specifically 6.9 to 8.5. In addition, the concentration of Cs + may be below the detection limit, the concentration of SO 4 2- may be less than 10 ppm, while the concentration of CO 3 2- may be 500 ppm or more, specifically 1,000 ppm or more, 1,500 ppm or more, 2,000 ppm or more. there is. Here, the mass number of carbon in CO 3 2- is not indicated.

상기 (S2) 단계는, 상기 응축부(200)로부터 C-14 핵종 함유 화합물을 포함하는 기체를 응축부(200) 외부로 배출하여서 C-14 핵종 함유 화합물을 제거하기 위함이다.The step (S2) is to discharge the gas containing the C-14 nuclide-containing compound from the condensing unit 200 to the outside of the condensing unit 200 to remove the C-14 nuclide-containing compound.

일 실시형태에서, 상기 응축부로부터 C-14 핵종 함유 화합물을 포함하는 기체를 배출하는 것은, 상기 응축부(200) 내의 응축수에 산 용액을 투입하여서 상기 C-14 핵종 함유 화합물을 포함하는 기체를 기상으로 배출하는 것을 포함할 수 있다. 상기 산 용액은 NH4H2PO4 및 H3PO4 중 적어도 하나의 버퍼 용액을 포함하는 것일 수 있다. 또한, 상기 산 용액은 응축수의 pH가 3 내지 5의 범위로 형성되도록 하는 것일 수 있다. 상기 응축수 내 C-14 핵종은 탄산염(H14CO3) 형태로 포함되어 있을 수 있으며, 상기 산 용액의 투입에 의해 상기 탄산염으로부터 14CO2 형태로 C-14 핵종이 배출되는 것일 수 있다.In one embodiment, the gas containing the C-14 nuclide-containing compound is discharged from the condensing unit by injecting an acid solution into the condensed water in the condensing unit 200 to release the gas containing the C-14 nuclide-containing compound. This may include venting into the atmosphere. The acid solution may include a buffer solution of at least one of NH 4 H 2 PO 4 and H 3 PO 4 . In addition, the acid solution may be such that the pH of the condensed water is formed in the range of 3 to 5. The C-14 nuclide in the condensate may be included in the form of carbonate (H 14 CO 3 ), and the acid C-14 nuclide may be discharged in the form of 14 CO 2 from the carbonate by the introduction of the solution.

일 실시형태에서, 상기 응축부(200)로부터 C-14 핵종 함유 화합물을 포함하는 기체를 배출하는 것은, 상기 응축부(200) 내의 응축수를 40℃ 내지 90℃로 가열하여 C-14 핵종 함유 화합물을 포함하는 기체를 휘발시켜 배출하는 것을 포함할 수 있다. 상기 응축수를 가열함으로써 C-14 핵종이 14CO2 형태로 C-14 핵종 함유 화합물을 포함하는 기체가 배출되는 것일 수 있다. 응축수 내 C-14 핵종 함유 화합물을 포함하는 기체는 CO2 용해도 만큼 존재하며 가열 온도로서 60℃일 경우 CO2 용해도가 0.5g-CO2/kg-응축수 미만이므로 상기 온도로 가열할 경우 99% 이상 C-14 핵종 함유 화합물을 포함하는 기체가 휘발되어 분리되는 효과를 나타낼 수 있으나, 본 발명의 효과가 이에 제한되는 것은 아니다.In one embodiment, the discharge of the gas containing the C-14 nuclide-containing compound from the condensation unit 200 is to heat the condensed water in the condensation unit 200 to 40 ℃ to 90 ℃ C-14 nuclide-containing compound It may include volatilizing and discharging a gas containing. By heating the condensed water, a gas containing a compound containing a C-14 nuclide in the form of 14 CO 2 may be discharged. The gas containing C-14 nuclide-containing compounds in the condensate exists as much as the CO 2 solubility, and when the heating temperature is 60°C, the CO 2 solubility is less than 0.5 g-CO 2 /kg-condensate, so when heated to the above temperature, the CO 2 solubility is 99% or more. An effect of volatilizing and separating a gas containing a C-14 nuclide-containing compound may be exhibited, but the effect of the present invention is not limited thereto.

일 실시형태에서, 상기 응축수로부터 C-14 핵종 함유 화합물을 포함하는 기체의 배출 효율을 개선하기 위해, 상기 응축부(200) 내 응축수를 교반하는 단계를 더 포함할 수 있다.In one embodiment, in order to improve the discharge efficiency of the gas containing the C-14 nuclide-containing compound from the condensed water, the step of stirring the condensed water in the condensing unit 200 may be further included.

일 실시형태에서, 상기 (S2) 단계는, 응축부(200)로부터 배출된 C-14 핵종 함유 화합물을 포함하는 기체를 C-14 핵종 제거부(300)로 이동시킨 후 흡착에 의해 C-14 핵종 함유 화합물을 제거하는 것을 포함할 수 있다. 구체적으로, 상기 C-14 핵종 함유 화합물을 C-14 핵종 함유 화합물에 대한 흡착제를 이용하여 제거하는 것일 수 있다.In one embodiment, in the step (S2), the gas containing the C-14 nuclide-containing compound discharged from the condensation unit 200 is moved to the C-14 nuclide removal unit 300, and then the C-14 nuclide is adsorbed. This may include removing nuclide-containing compounds. Specifically, the C-14 nuclide-containing compound may be removed using an adsorbent for the C-14 nuclide-containing compound.

일 실시형태에서, 상기 (S2) 단계는, 상기 흡착제의 가열에 의하여, 흡착제 중에 잔존하는 삼중수소수 함유 수증기를 상기 흡착제로부터 분리시키고 재응축시켜서, 상기 응축부(200)에 재순환시키는 단계를 더 포함할 수 있다.In one embodiment, the step (S2) further includes the steps of separating and re-condensing the water vapor containing tritium remaining in the adsorbent from the adsorbent by heating the adsorbent and recycling it to the condensation unit 200. can include

상기 C-14 핵종 함유 화합물을 포함하는 기체를 흡착제에 흡착시킬 때 마이크로웨이브를 이용하여 가열할 수 있으며, 상기 흡착제의 가열 시 상기 C-14 핵종 제거부에 에어(Air) 또는 불활성 가스(inert gas)를 공급할 수 있다.When the gas containing the C-14 nuclide-containing compound is adsorbed onto the adsorbent, it can be heated using microwaves, and when the adsorbent is heated, air or inert gas is applied to the C-14 nuclide removal unit. ) can be supplied.

상기 C-14 핵종 함유 화합물에 대한 흡착제를 이용함에 있어서, 상기 흡착제를 가열할 수 있는데, 그 온도는 100℃ 내지 850℃일 수 있으며, 구체적으로 600 내지 700℃일 수 있다. 상기 흡착제에는 C-14 핵종 함유 화합물 외에 삼중수소수 함유 수증기도 포함될 수 있는데, C-14 핵종 함유 화합물은 분해 온도가 850℃ 이상인 CaCO3 또는 BaCO3 과 같은 형태로서 흡착되기 때문에 상기 가열 온도에서는 C-14 핵종 함유 화합물은 분리되지 않고 삼중수소수 함유 수증기만 분리된다.In using the adsorbent for the C-14 nuclide-containing compound, the adsorbent may be heated, and the temperature may be 100 ° C to 850 ° C, specifically 600 to 700 ° C. In addition to the C-14 nuclide-containing compound, the adsorbent may also contain tritium-containing water vapor. Since the C-14 nuclide-containing compound is adsorbed in the form of CaCO 3 or BaCO 3 having a decomposition temperature of 850 ° C or higher, at the heating temperature, C Compounds containing -14 nuclides are not separated, only water vapor containing tritiated water is separated.

상기 흡착제로부터 분리된 삼중수소수 함유 수증기를 재응축시켜서 상기 응축부(200)에 재순환시킴으로써 방사성 폐수지 처리부로부터 유래한 응축수에 존재하는 C-14 핵종 함유 화합물을 포함하는 기체의 제거율을 높이고, 삼중수소수의 농도가 더욱 높아진 응축수를 폐수지 처리부(100)에 재순환시킬 수 있다.The vapor containing tritium water separated from the adsorbent is re-condensed and recycled to the condensation unit 200 to increase the removal rate of gas containing compounds containing C-14 nuclide present in the condensate from the radioactive wastewater treatment unit, The condensed water having a higher concentration of hydrogen water may be recycled to the waste water treatment unit 100 .

일 실시형태에서, 상기 (S2) 단계는, 상기 배가스 내의 삼중수소수 함유 수증기를 추가적으로 응축시키는 단계를 더 포함하는 것일 수 있다. 상기 응축부(200)에서 응축수를 충분히 가열하지 않으면 응축부(200)로부터 배출되는 C-14 핵종 함유 화합물을 포함하는 기체가 수분을 과도하게 함유하게 되어 상기 C-14 핵종 제거부(300)에 전달될 경우 상기 흡착제를 붕괴시킬 수 있다. 따라서 보조 응축 처리부(500)에서 C-14 핵종 함유 화합물을 포함하는 기체 내 잔여 수분을 추가적으로 응축시켜 제거하는 것이다.In one embodiment, the step (S2) may further include the step of additionally condensing the water vapor containing tritiated water in the exhaust gas. If the condensate is not sufficiently heated in the condensing unit 200, the gas containing the C-14 nuclide-containing compound discharged from the condensing unit 200 contains excessive moisture, and the C-14 nuclide removal unit 300 When delivered, it can disrupt the adsorbent. Therefore, the residual moisture in the gas containing the C-14 nuclide-containing compound is additionally condensed and removed in the auxiliary condensation unit 500 .

일 실시형태에서, 상기 (S1) 단계와 상기 (S2) 단계의 사이 및 상기 (S2) 단계의 이후의 적어도 하나의 구간에서, 상기 C-14 핵종 함유 화합물을 포함하는 기체 유량(특히, 이산화탄소 기체의 유량)을 감지하는 모니터링부(600) 또는 그 단계를 더 포함하는 것일 수 있다. 도 5를 참고할 때, 상기 (S1) 단계와 상기 (S2) 단계의 사이에서 상기 기체 유량을 측정한 결과, 방사성 폐수지 처리부(100)에서 발생하는 상기 기체의 양이 약 100분까지는 감소하였으나, 그 이후에는 상기 기체의 양이 계속 증가하는 것을 알 수 있는데, 이는 폐수지의 산화로 인한 이산화탄소 등의 기체의 발생량이 증가하는 것이므로, 이러한 경향이 감지되면 방사성 폐수지 처리부(100)에서의 공정을 중단하는 단계(시스템)을 추가적으로 구비할 수도 있다. 또한, 상기 (S2) 단계의 이후(후단)에서는 상기 C-14 핵종 제거부(300)를 통과한 전후로 기체의 양이 감소하는 것이 관찰되어야 하는데, 그 양이 감소하지 않는다면 흡착제의 성능을 점검해서 교체를 할 필요가 있다.In one embodiment, in at least one interval between the step (S1) and the step (S2) and after the step (S2), the gas flow rate (in particular, carbon dioxide gas) containing the C-14 nuclide-containing compound It may further include the monitoring unit 600 or the step of detecting the flow rate of). Referring to FIG. 5, as a result of measuring the gas flow rate between the (S1) step and the (S2) step, the amount of the gas generated in the radioactive waste resin processing unit 100 decreased until about 100 minutes, After that, it can be seen that the amount of the gas continues to increase, which is because the amount of gas such as carbon dioxide is increased due to the oxidation of the waste resin. A step (system) may be additionally provided. In addition, it should be observed that the amount of gas decreases before and after passing through the C-14 nuclide removal unit 300 after the step (S2). If the amount does not decrease, the performance of the adsorbent is checked need to make a replacement

상기 (S2) 단계는, 상기 방사성 폐수지 처리부(100)로부터 상기 응축부(200)로 반응물이 유출되는 것을 방지하는 단계를 더 포함하는 것일 수 있다.The step (S2) may further include preventing a reactant from flowing out from the radioactive waste resin processing unit 100 to the condensing unit 200.

상기 (S3) 단계는, 상기와 같이 C-14 핵종 함유 화합물이 포함된 기체가 제거된 응축수를 방사성 폐수지 처리부(100)에서 재사용하기 위함이다.The step (S3) is to reuse the degassed condensate containing the C-14 nuclide-containing compound in the radioactive waste resin treatment unit 100 as described above.

본 발명에 따른 방사성 폐수지의 처리 방법은 상기 방사성 폐수지 처리부로부터 유래하는 배가스 내의 삼중수소수 함유 수증기를 응축하여 형성되는 응축수로부터 C-14 핵종 함유 화합물을 포함하는 기체를 분리, 제거한 후 C-14 핵종 함유 화합물을 포함하는 기체가 제거된 응축수를 방사성 폐수지 처리부(100)에 저장 용액과 함께 재순환시킴으로써 추가의 저장 용액의 공급 없이, 또는 적어도 외부로부터 새로운 저장 용액이 공급되는 양을 저감한 채로 방사성 폐수지 처리 공정을 수행할 수 있으므로 방사성 폐수지 처리의 전체 공정에서 발생하는 폐기물 발생량을 저감하는 효과를 나타낼 수 있다.The radioactive waste resin treatment method according to the present invention separates and removes the gas containing the C-14 nuclide-containing compound from the condensate formed by condensing the water vapor containing tritiated water in the flue gas derived from the radioactive waste resin processing unit, and then removing the C-14 water vapor. By recirculating the degassed condensate containing the nuclide-containing compound together with the storage solution in the radioactive wastewater treatment unit 100, the radioactivity is released without supplying an additional storage solution, or at least while reducing the amount of new storage solution supplied from the outside. Since the waste resin treatment process can be performed, the amount of waste generated in the entire process of radioactive waste resin treatment can be reduced.

상기 (S3) 단계는, 상기 방사성 폐수지 처리부(100) 내 방사성 폐수지의 총 부피를 기준으로 저장 용액의 부피가 10 부피% 내지 30 부피%를 유지하도록 응축수 공급 속도를 조절하는 단계를 포함하는 것일 수 있다.The step (S3) includes adjusting the condensate supply rate so that the volume of the storage solution is maintained at 10 vol% to 30 vol% based on the total volume of the radioactive waste resin in the radioactive waste resin processing unit 100. can

일 실시형태에서, 상기 방사성 폐수지 처리부(100)의 폐수지 부피를 약 60 부피%로 고정하였을 때, 폐수지 처리부(100) 내 처리 공정의 운전 초기에는 응축수 30 부피%와 저장 용액 10 부피%를 공급하되, 1회 이상 재사용된 응축수가 공급됨으로써 농축되는 삼중수소수의 농도가 최대 허용치의 50%에 도달하였을 때 응축수 20 부피%와 저장 용액 20 부피%가 공급되도록 응축수의 공급 속도를 조절하는 것일 수 있다.In one embodiment, when the waste resin volume of the radioactive waste resin processing unit 100 is fixed at about 60% by volume, at the beginning of the operation of the treatment process in the waste resin processing unit 100, 30% by volume of condensate and 10% by volume of the stock solution while supplying condensate that has been reused once or more so that when the concentration of concentrated tritium water reaches 50% of the maximum allowable value, 20% by volume of condensate and 20% by volume of storage solution are supplied to control the supply rate of condensate it could be

본 발명의 방사성 폐수지의 처리 방법은, 각 단계가 회분식, 반회분식 또는 연속식으로 수행되는 것일 수 있으며, 이에 제한되는 것은 아니다.In the radioactive waste resin treatment method of the present invention, each step may be performed in a batch, semi-batch or continuous manner, but is not limited thereto.

상기 방사성 폐수지의 처리 방법은 응축수를 재순환시킴으로써 외부에서 새롭게 공급되는 용액의 양을 저감시켜 전체 폐기물 발생량을 저감할 수 있으며, 연속식으로 수행될 수 있어 대용량의 폐수지 처리에 매우 유용하게 활용될 수 있다.The radioactive waste resin treatment method can reduce the total amount of waste by reducing the amount of solution newly supplied from the outside by recycling condensate, and can be performed continuously, so it can be very useful for treating large-capacity waste resin. there is.

본 발명의 방사성 폐수지의 처리 장치는 방사성 폐수지 처리부(100); 상기 방사성 폐수지 처리부 유래의 배가스 내 삼중수소수 함유 수증기를 응축하기 위한 응축부(200); 상기 방사성 폐수지의 처리부로부터 상기 응축부로 상기 배가스를 공급하기 위한 배가스 공급 라인(102); 상기 응축부로부터 분리되어 배출된 C-14 핵종 함유 화합물을 포함하는 기체를 제거하기 위한 C-14 핵종 제거부(300); 및 상기 응축부 내의 삼중수소수 함유 응축수를 상기 방사성 폐수지 처리부로 재순환하기 위한 응축수 재순환 라인(201);을 포함한다.The radioactive waste resin processing device of the present invention includes a radioactive waste resin processing unit 100; A condensing unit 200 for condensing water vapor containing tritiated water in the flue gas from the radioactive waste resin processing unit; an exhaust gas supply line 102 for supplying the exhaust gas from the radioactive waste resin processing unit to the condensing unit; a C-14 nuclide removal unit 300 for removing gas containing a C-14 nuclide-containing compound separated and discharged from the condensation unit; and a condensed water recirculation line 201 for recirculating the condensed water containing tritium water in the condensation unit to the radioactive waste resin treatment unit.

상기 C-14 핵종 제거부(300)는 상기 C-14 핵종 함유 화합물을 흡착시키기 위한 흡착제를 포함하는 것일 수 있다.The C-14 nuclide removal unit 300 may include an adsorbent for adsorbing the C-14 nuclide-containing compound.

일 실시형태에서, 도 4에서와 같이, 상기 C-14 핵종 제거부(300)는 상기 흡착제를 가열시키기 위한 가열 처리부(310)를 포함하는 것일 수 있다. 상기 가열 처리부에서 상기 흡착제를 선택적으로 가온하여 상기 흡착제로부터 삼중수소수 함유 수증기를 제거할 수 있다. 상기 가열 처리부(310)는 마이크로웨이브 시스템을 포함할 수 있다. 또한, 도 4에서와 같이, 가열 처리부(310)는 발열체(320)와 흡착제 트레이(330)를 더 포함할 수 있다. 상기 발열체(320)의 형상에는 제한이 없으며, 예를 들어 판상일 수 있으며, 흡착제 트레이의 형상으로 변형될 수도 있다. 상기 발열체의 재질에도 제한이 없으며, 예를 들어 SiC로 이루어진 것일 수 있다. 상기 흡착제 트레이는 흡착제의 이동경로를 따라 복수로 구비될 수 있으며, 그 형상에는 제한이 없으며, 예를 들어 판상일 수 있다.In one embodiment, as shown in FIG. 4 , the C-14 nuclide removal unit 300 may include a heat treatment unit 310 for heating the adsorbent. The heat treatment unit may selectively heat the adsorbent to remove water vapor containing tritiated water from the adsorbent. The heat treatment unit 310 may include a microwave system. Also, as shown in FIG. 4 , the heat treatment unit 310 may further include a heating element 320 and an adsorbent tray 330 . The shape of the heating element 320 is not limited, and may be, for example, a plate shape, or may be deformed into the shape of an adsorbent tray. There is no limitation on the material of the heating element, and it may be made of, for example, SiC. The adsorbent tray may be provided in plurality along the moving path of the adsorbent, and the shape thereof is not limited, and may be, for example, a plate shape.

일 실시형태에서, 도 1에서와 같이, 상기 방사성 폐수지의 처리 장치는 상기 C-14 핵종 제거부(300)에서 분리된 수분, 구체적으로 삼중수소수 함유 수분을 응축부(200)로 재순환시키기 위한 재응축수 재순환 라인(302)을 더 포함할 수 있다.In one embodiment, as shown in FIG. 1, the radioactive waste resin treatment device is used to recirculate the water separated from the C-14 nuclide removal unit 300, specifically, the water containing tritium water to the condensing unit 200. A re-condensate recirculation line 302 may be further included.

일 실시형태에서, 도 2에서와 같이, 상기 방사성 폐수지의 처리 장치는 응축부(200)로부터 배출된 응축수 중의 삼중수소수를 제거하기 위한 삼중수소수 제거부(400)를 더 포함할 수 있다. 또한, 상기 응축부로부터 상기 삼중수소수 제거부(400)로 응축수를 배출하기 위한 응축수 배출 라인(204)을 더 포함할 수 있다.In one embodiment, as shown in FIG. 2, the radioactive waste resin treatment apparatus may further include a tritium water removal unit 400 for removing tritium water from the condensate discharged from the condensation unit 200. In addition, a condensed water discharge line 204 for discharging condensed water from the condensing unit to the tritiated water removal unit 400 may be further included.

일 실시형태에서, 도 3에서와 같이, 응축부(200)는 방사성 폐수지 처리부(100)로부터 배출되는 배가스가 배가스 공급 라인(102)을 통해 응축기(210)로 투입되고, 응축기에 의해 형성된 응축수가 응축수 저장부(220)로 투입되도록 응축기(210) 및 응축수 저장부(220)를 포함하는 것일 수 있다. 상기 응축부(200)는 응축기에 연결된 냉각수 유입 라인(211)과 냉각수 배출 라인(212)을 더 포함할 수 있다. 또한, 상기 응축부(200)는 산 용액의 투입에 의해 C-14 핵종 함유 화합물을 포함하는 기체를 배출시키기 위하여 산 용액의 투입구(221)를 더 포함하는 것일 수 있다. 또한, 상기 응축부(200)는 C-14 핵종 함유 화합물을 포함하는 기체의 배출 효율을 증가시키기 위하여 응축수를 교반하기 위한 교반기(213)를 더 포함할 수 있다. 또한, 상기 응축수 저장부(220)는 응축수를 소정의 온도로 가열하여 C-14 핵종 함유 화합물을 포함하는 기체를 휘발시켜 배출하기 위한 가열 수단을 더 포함할 수 있다.In one embodiment, as shown in FIG. 3, in the condensing unit 200, the exhaust gas discharged from the radioactive waste resin processing unit 100 is introduced into the condenser 210 through the exhaust gas supply line 102, and the condensed water formed by the condenser It may include a condenser 210 and a condensate storage unit 220 so that the condensed water storage unit 220 is input. The condenser 200 may further include a cooling water inlet line 211 and a cooling water outlet line 212 connected to the condenser. In addition, the condensing unit 200 may further include an acid solution inlet 221 to discharge gas containing a C-14 nuclide-containing compound by inputting the acid solution. In addition, the condensing unit 200 may further include an agitator 213 for agitating the condensed water in order to increase the discharge efficiency of the gas containing the C-14 nuclide-containing compound. In addition, the condensed water storage unit 220 may further include a heating means for heating the condensed water to a predetermined temperature to volatilize and discharge gas containing a C-14 nuclide-containing compound.

일 실시형태에서, 상기 응축부(200)와 상기 C-14 핵종 제거부(300) 사이에 구비된 보조 응축 처리부(500)를 더 포함하는 것일 수 있다.In one embodiment, it may further include an auxiliary condensation processing unit 500 provided between the condensing unit 200 and the C-14 nuclide removal unit 300.

일 실시형태에서, 상기 응축부(200)와 상기 C-14 핵종 제거부(300)의 사이, 및 상기 C-14 핵종 제거부(300) 후단의 적어도 하나의 구간에, C-14 핵종 함유 화합물을 포함하는 기체의 유량을 감지하는 적어도 하나의 모니터링부(600)를 더 포함하는 것일 수 있고, 상기 모니터링부는 이산화탄소 검출부를 포함하는 것일 수 있다. 또한, 상기 이산화탄소 검출부는 IR 센서 또는 가스 크로마토그래피(gas chromatography)를 포함할 수 있다.In one embodiment, in at least one section between the condensation unit 200 and the C-14 nuclide removal unit 300 and at the rear end of the C-14 nuclide removal unit 300, a C-14 nuclide-containing compound It may further include at least one monitoring unit 600 for detecting a flow rate of gas including, and the monitoring unit may include a carbon dioxide detector. In addition, the carbon dioxide detector may include an IR sensor or gas chromatography.

일 실시형태에서, 상기 방사성 폐수지 처리부(100)와 상기 응축부(200) 사이에 구비되어 상기 폐수지 처리부로부터 상기 응축부로 반응물이 유출되는 것을 방지하는 반응물 차단부(700)를 더 포함하는 것일 수 있다. 상기 반응물 차단부(700)는 압력계 및 메쉬 필터를 포함할 수 있는데, 메쉬 필터의 전단과 후단에 압력계를 설치하여 전단 및 후단의 압력 변화에 따라 메쉬 필터에 반응물이 포집되는지 여부를 파악할 수 있음과 동시에, 상기 방사성 폐수지 처리부에서 과도한 반응이 진행됨에 따라 반응물이 상기 응축부로 유출되는 것을 방지할 수 있다.In one embodiment, it is provided between the radioactive waste resin processing unit 100 and the condensing unit 200 to further include a reactant blocking unit 700 to prevent the outflow of the reactant from the waste resin processing unit to the condensing unit. can The reactant blocking unit 700 may include a pressure gauge and a mesh filter. By installing pressure gauges at the front and rear ends of the mesh filter, it is possible to determine whether or not the reactant is collected in the mesh filter according to the pressure change at the front and rear ends. At the same time, as an excessive reaction proceeds in the radioactive waste resin processing unit, it is possible to prevent a reactant from flowing into the condensing unit.

도 1 내지 도 3 각각에서 상기 방사성 폐수지 처리 장치가 더 포함할 수 있는 구성 각각을 하나의 도면에 표기하고 있으나, 상기 더 포함될 수 있는 구성은 하나의 장치에 포함되는 것으로 한정되는 것은 아니다.In each of FIGS. 1 to 3, each of the components that the radioactive waste resin treatment device may further include is shown in one drawing, but the components that may be further included are not limited to being included in one device.

이하 본 발명의 이해를 돕기 위하여 도 3 내지 도 5를 참조하여, 실시예를 제시한다. 그러나 하기의 실시예는 본 발명을 보다 쉽게 이해하기 위하여 제공되는 것이며, 하기 실시예에 의해 본 발명의 내용이 한정되는 것은 아니다.Hereinafter, an embodiment is presented with reference to FIGS. 3 to 5 to aid understanding of the present invention. However, the following examples are provided to more easily understand the present invention, and the content of the present invention is not limited by the following examples.

<실시예 1><Example 1>

a) 중수로 원자력발전소에 저장 중인 C-14 핵종이 함유된 IRN-150 혼상 폐수지 10 g을 방사성 폐수지 처리부(100)에 투입한 후, 100 ℃의 온도 하에서 마이크로웨이브의 가동 40분 후에 응축수 재순환 라인(210)을 통하여 응축수를 방사성 폐수지 처리부(100)에 공급하여 120분 동안 열처리를 함으로써, 삼중수소수 및 C-14 핵종 함유 화합물을 포함하는 배가스를 생성한다. 이 때, 응축수는 방사성 폐수지 처리부(100) 내 방사성 폐수지의 총 부피를 기준으로 저장 용액의 부피가 약 15 부피%를 유지하도록 공급하였다.a) After putting 10 g of IRN-150 mixed bed waste resin containing C-14 nuclide stored in a nuclear power plant with heavy water into the radioactive waste resin processing unit 100, 100 After 40 minutes of operation of the microwave at a temperature of ° C., the condensate is supplied to the radioactive waste resin treatment unit 100 through the condensate recirculation line 210 and subjected to heat treatment for 120 minutes, including tritiated water and C-14 nuclide-containing compounds. generate exhaust gas that At this time, the condensed water was supplied so that the volume of the storage solution was maintained at about 15% by volume based on the total volume of the radioactive waste resin in the radioactive waste resin processing unit 100.

b) 상기 a) 단계의 열처리에 의해서 생성되어 배출된 배가스를 응축부(200)에 투입하여서, 삼중수소수 함유 수증기를 응축시켜 응축수 500 mL를 얻은 후, 응축부(200) 하단의 응축수 저장부(220) 중의 응축수의 pH를 6.9로 유지한 채 70 ℃로 30분 동안 가열한다.b) The flue gas generated and discharged by the heat treatment of step a) is put into the condensation unit 200 to condense steam containing tritiated water to obtain 500 mL of condensed water, and then the condensate storage unit at the bottom of the condensation unit 200 The pH of the condensed water in (220) is maintained at 6.9 and heated to 70 ° C. for 30 minutes.

c) 상기 b) 단계의 가열에 의해서 상기 응축부(200)로부터 생성되어 배출된 C-14 핵종 함유 화합물이 포함된 기체를 C-14 함유 기체 배출 라인(203)을 통해 C-14 핵종 제거부(300)로 투입하여 흡착제에 흡착시킨다. 이 때 흡착제(CaO 소재) 내 잔여 삼중수소수 함유 수증기를 제거하기 위해 가열 처리부(310)를 이용하여 질소 분위기 하에 600 ℃의 온도에서 2시간 동안 가열한다. 상기 b) 단계의 가열에 의해서 응축부(200)의 응축수 저장부(220)로부터 C-14 핵종 함유 14CO-3 2-이 제거되어서 그 후단의 C-14 핵종 제거부(300)로 이송되는 비율이 약 95%까지 되는 것으로 나타났다.c) The gas containing the C-14 nuclide-containing compound generated and discharged from the condensation unit 200 by the heating in step b) passes through the C-14-containing gas discharge line 203 to the C-14 nuclide removal unit. (300) and adsorbed on the adsorbent. At this time, the adsorbent (CaO material) is heated at a temperature of 600 ° C. for 2 hours in a nitrogen atmosphere using the heat treatment unit 310 to remove residual tritium water vapor. By heating in step b), 14 CO -3 2- containing C-14 nuclide is removed from the condensate storage unit 220 of the condensation unit 200 and transferred to the subsequent C-14 nuclide removal unit 300 The ratio was found to be about 95%.

또한, 상기 b) 단계에 있어서, 응축수에 인산을 첨가하여 pH를 3~5로 조절한 경우, 또는 pH가 약 7.2인 조건으로 조절한 경우에도 C-14 핵종 함유 14CO-3 2- 제거 및 이송 비율은 상기 비율과 유사하게 나타났다.In addition, in step b), when the pH is adjusted to 3 to 5 by adding phosphoric acid to the condensate, or when the pH is adjusted to about 7.2, 14 CO -3 2- containing C-14 nuclide is removed, and The transfer rate appeared similar to the above rate.

<비교예 1><Comparative Example 1>

상기 실시예 1의 a) 단계에서 응축수를 방사성 폐수지 처리부(100)에 공급(재순환)하지 않은 것을 제외하고, 상기 실시예 1과 동일하게 실시하였다.In the step a) of Example 1, the same procedure as in Example 1 was carried out, except that the condensed water was not supplied (recirculated) to the radioactive waste resin processing unit 100.

<실험예 1> (응축수 재순환에 의한 방사성 폐수지 처리부의 C-14 핵종 제거율의 향상)<Experimental Example 1> (Improvement of C-14 nuclide removal rate of radioactive waste resin treatment unit by condensate recirculation)

상기 실시예 1 및 비교예 1의 a) 단계에서 방사성 폐수지 처리부(100)에 열처리를 하기 전후로 IRN-150 혼상 폐수지를 채취하여 폐수지 상에 존재하는 C-14 핵종의 양을 측정하여 C-14 핵종 제거율을 계산한다. 시료 내 C-14 핵종의 양은 시료의 위치 별로 측정한 것의 평균값을 내어 사용하였다.In step a) of Example 1 and Comparative Example 1, IRN-150 mixed-phase waste resin was collected before and after heat treatment in the radioactive waste resin processing unit 100, and the amount of C-14 nuclide present in the waste resin was measured to measure the amount of C-14 nuclide present in the waste resin. 14 Calculate the nuclide removal rate. The amount of C-14 nuclide in the sample was used by taking the average value measured for each location of the sample.

온도
(℃)temperature
(℃) 열처리 시간
(분)heat treatment time
(minute) 응축수 투입Condensate injection C-14 핵종 제거율 (%)C-14 nuclide removal rate (%) 열처리 전 C-14 핵종의 양
(Bq/g)Amount of C-14 nuclide before heat treatment
(Bq/g) 열처리 후 C-14 핵종의 양
(Bq/g)Amount of C-14 nuclide after heat treatment
(Bq/g) 제거율
(%)removal rate
(%) 실시예 1 Example 1 100100 120120 투입input 7.86*106 7.86*10 6 1.77*105 1.77*10 5 97.797.7 비교예 1Comparative Example 1 100100 120120 미투입not input 7.86*106 7.86*10 6 1.42*106 1.42*10 6 81.981.9

응축수를 공급(재순환)시킨 경우(실시예 1)의 방사성 폐수지 내 C-14 핵종의 제거율은 약 97.7% 로, 응축수를 공급(재순환)시키지 않는 경우(비교예 1)와 비교하여 C-14 핵종의 제거율이 효과적인 것으로 나타났다. 또한, 실시예 1에서는, 본원의 방사성 폐수지 처리 장치로부터 재순환시킨 응축수를 재사용하는 것이므로 외부에서 수분을 별도로 공급할 필요가 없는 장점이 있다.When condensate was supplied (recirculated) (Example 1), the removal rate of C-14 nuclides in the radioactive waste resin was about 97.7%, compared to the case where condensate was not supplied (recirculated) (Comparative Example 1). The removal rate of nuclides was found to be effective. In addition, in Example 1, since the condensed water recycled from the radioactive wastewater treatment apparatus of the present application is reused, there is an advantage in that there is no need to separately supply moisture from the outside.

<실험예 2> (C-14 핵종 제거부의 가열 처리부에 의한 흡착제 가열을 통한 삼중수소수 함유 수증기 제거율의 향상)<Experimental Example 2> (Improvement of water vapor removal rate containing tritium water through adsorbent heating by heat treatment unit of C-14 nuclide removal unit)

상기 실시예 1의 c) 단계에서 가열 처리부(310)에 의한 열처리 전후로 흡착제의 무게 및 수분 함유량을 열중량 분석기(TG 209 F1 Libra, Netzsch 사 제)로 측정하여, 삼중수소수 함유 수증기의 제거율을 계산하였다.In step c) of Example 1, before and after the heat treatment by the heat treatment unit 310, the weight and moisture content of the adsorbent were measured with a thermogravimetric analyzer (TG 209 F1 Libra, manufactured by Netzsch) to determine the removal rate of water vapor containing tritiated water. Calculated.

온도 (℃)Temperature (℃) 가열 시간
(분)heating time
(minute) 무게변화 및 수분 제거율Weight change and water removal rate 수분 함유량/
열처리 전 무게(g)Moisture content/
Weight before heat treatment (g) 수분 함유량/
열처리 후 무게(g)Moisture content/
Weight after heat treatment (g) 수분
제거율
(%)moisture
removal rate
(%) 실시예 1 Example 1 600600 120120 8.06/15.58.06/15.5 0.15/7.60.15/7.6 98.298.2

실시예 1의 흡착제로부터 수분(삼중수소수 함유 수증기)은 98% 이상 제거되었으며, 흡착제에 흡착된 C-14 핵종 함유 화합물은 분해 온도가 850℃ 이상인 CaCO3 또는 BaCO3과 같은 형태로서 존재하기 때문에 실시예 1의 가열 온도에서는 C-14 핵종 함유 화합물이 분해되어서 C-14 핵종이 분리/유출되지 않고 삼중수소수 함유 수증기만 분리될 수 있다.More than 98% of moisture (water vapor containing tritiated water) was removed from the adsorbent of Example 1, and the C-14 nuclide-containing compound adsorbed on the adsorbent exists in the form of CaCO 3 or BaCO 3 having a decomposition temperature of 850 ° C or higher. At the heating temperature of Example 1, compounds containing C-14 nuclides are decomposed so that C-14 nuclides are not separated/extracted, and only water vapor containing tritiated water can be separated.

따라서, 이러한 실시예 1에서와 같이 흡착제 내 삼중수소수 함유 수증기만을 선택적/효과적으로 제거할 수 있고, 동시에 흡착제 내 포집된 C-14 방사성 동위원소의 순도를 높일 수도 있다.Therefore, as in Example 1, only water vapor containing tritiated water in the adsorbent can be selectively/effectively removed, and at the same time, the purity of C-14 radioactive isotope captured in the adsorbent can be increased.

100: 방사성 폐수지 처리부 102: 배가스 공급 라인
110: 방사성 폐수지 배출 라인 200: 응축부
201: 응축수 재순환 라인 203: C-14 함유 기체 배출 라인
204: 응축수 배출 라인 210: 응축기
211: 냉각수 유입 라인 212: 냉각수 배출 라인
213: 교반기 220: 응축수 저장부
221: 산 용액의 투입구 300: C-14 핵종 제거부
302: 재응축수 재순환 라인 310: 가열 처리부
320: 발열체 330: 흡착제 트레이
400: 삼중수소수 제거부 500: 보조 응축 처리부
600: 모니터링부 700: 반응물 차단부100: radioactive wastewater treatment unit 102: exhaust gas supply line
110: radioactive waste resin discharge line 200: condensation unit
201: condensate recirculation line 203: C-14 containing gas discharge line
204: condensate discharge line 210: condenser
211: cooling water inlet line 212: cooling water discharge line
213: agitator 220: condensate storage unit
221: acid solution inlet 300: C-14 nuclide removal unit
302: re-condensate recirculation line 310: heat treatment unit
320: heating element 330: adsorbent tray
400: tritium water removal unit 500: auxiliary condensation processing unit
600: monitoring unit 700: reactant blocking unit

Claims (19)

(S0) 방사성 폐수지 처리부 내에서 삼중수소수 함유 수분의 존재 하에서 방사성 폐수지를 열처리 하여서 삼중수소수 함유 수증기 및 C-14 핵종 함유 화합물을 포함하는 배가스를 발생시키는 단계;
(S1) 상기 방사성 폐수지 처리부 유래의 배가스 내의 삼중수소수(tritiated water) 함유 수증기를 응축부에서 응축시키는 단계;
(S2) 상기 배가스 내의 C-14 핵종 함유 화합물(C-14 radionuclide-containing compound)을 포함하는 기체를 상기 응축부로부터 배출하고 제거하는 단계; 및
(S3) 상기 응축부 내의 삼중수소수 함유 응축수를 상기 방사성 폐수지 처리부에 재순환시키는 단계;를 포함하고,
상기 열처리는 마이크로웨이브를 이용하여 60 내지 140 ℃의 온도 하에서 이루어지는 것인, 방사성 폐수지의 처리 방법.(S0) heat-treating the radioactive waste resin in the presence of water containing tritiated water in a radioactive waste resin treatment unit to generate exhaust gas containing water vapor containing tritiated water and a compound containing C-14 nuclide;
(S1) condensing water vapor containing tritiated water in the flue gas from the radioactive waste resin processing unit in a condensing unit;
(S2) discharging and removing a gas containing a C-14 radionuclide-containing compound in the exhaust gas from the condensing unit; and
(S3) recycling the condensed water containing tritium in the condensation unit to the radioactive waste resin treatment unit;
The heat treatment is performed at a temperature of 60 to 140 ° C using microwaves, a method for treating radioactive waste resin. (S1) 방사성 폐수지 처리부 유래의 배가스 내의 삼중수소수(tritiated water) 함유 수증기를 응축부에서 응축시키는 단계;
(S2) 상기 배가스 내의 C-14 핵종 함유 화합물(C-14 radionuclide-containing compound)을 포함하는 기체를 상기 응축부로부터 배출하고 제거하는 단계; 및
(S3) 상기 응축부 내의 삼중수소수 함유 응축수를 상기 방사성 폐수지 처리부에 재순환시키는 단계;를 포함하고,
상기 (S1) 단계와 상기 (S2) 단계의 사이 및 상기 (S2) 단계의 이후의 적어도 하나의 구간에서, 상기 C-14 핵종 함유 화합물을 포함하는 기체 유량을 감지하는 단계를 더 포함하는 것인, 방사성 폐수지의 처리 방법.(S1) condensing water vapor containing tritiated water in the flue gas from the radioactive wastewater treatment unit in a condensing unit;
(S2) discharging and removing a gas containing a C-14 radionuclide-containing compound in the exhaust gas from the condensing unit; and
(S3) recycling the condensed water containing tritium in the condensation unit to the radioactive waste resin treatment unit;
In at least one interval between the step (S1) and the step (S2) and after the step (S2), detecting the gas flow rate containing the C-14 nuclide-containing compound further comprising , The treatment method of radioactive waste resin. 청구항 2에 있어서,
상기 (S1) 단계 이전에, (S0) 상기 방사성 폐수지 처리부 내에서 삼중수소수 함유 수분의 존재 하에서 방사성 폐수지를 열처리 하여서 삼중수소수 함유 수증기 및 C-14 핵종 함유 화합물을 포함하는 배가스를 발생시키는 단계를 더 포함하는, 방사성 폐수지의 처리 방법.The method of claim 2,
Prior to the step (S1), (S0) heat-treating the radioactive waste resin in the presence of water containing tritiated water in the radioactive waste resin processing unit to generate exhaust gas containing water vapor containing tritiated water and a compound containing C-14 nuclide A method for treating radioactive waste resin, further comprising the step. 청구항 3에 있어서,
상기 열처리는 마이크로웨이브를 이용한 것인, 방사성 폐수지의 처리 방법.The method of claim 3,
The heat treatment is a method of treating radioactive waste resin using microwaves. 청구항 1 또는 청구항 2에 있어서,
상기 (S2) 단계에서는, 상기 응축부 내의 응축수에 산 용액을 투입하여서 상기 C-14 핵종 함유 화합물을 함유하는 기체를 기상으로 배출하는 것인, 방사성 폐수지의 처리 방법.According to claim 1 or claim 2,
In the step (S2), the acid solution is introduced into the condensate in the condensation unit to discharge the gas containing the C-14 nuclide-containing compound into the gas phase. 청구항 1 또는 청구항 2에 있어서,
상기 (S2) 단계에서는, 상기 응축부로부터 배출된 상기 C-14 핵종 함유 화합물을 흡착제에 의해서 제거하는 것인, 방사성 폐수지의 처리 방법.According to claim 1 or claim 2,
In the step (S2), the C-14 nuclide-containing compound discharged from the condensation unit is removed by an adsorbent. 청구항 1 또는 청구항 2에 있어서,
상기 (S3) 단계는, 상기 방사성 폐수지 처리부 내 방사성 폐수지의 총 부피를 기준으로 저장 용액의 부피가 10 부피% 내지 30 부피%를 유지하도록 응축수 공급 속도를 조절하는 단계를 포함하는 것인, 방사성 폐수지의 처리 방법.According to claim 1 or claim 2,
The step (S3) includes adjusting the condensate supply rate so that the volume of the storage solution is maintained at 10 vol% to 30 vol% based on the total volume of the radioactive waste resin in the radioactive waste resin processing unit. Wastewater treatment method. 청구항 1 또는 청구항 2에 있어서,
상기 (S2) 단계는, 상기 배가스 내의 삼중수소수 함유 수증기를 추가적으로 응축시키는 단계를 더 포함하는 것인, 방사성 폐수지의 처리 방법.According to claim 1 or claim 2,
The (S2) step further comprises the step of additionally condensing the water vapor containing tritiated water in the exhaust gas, the radioactive waste resin treatment method. 청구항 1에 있어서,
상기 (S1) 단계와 상기 (S2) 단계의 사이 및 상기 (S2) 단계의 이후의 적어도 하나의 구간에서, 상기 C-14 핵종 함유 화합물을 포함하는 기체 유량을 감지하는 단계를 더 포함하는 것인, 방사성 폐수지의 처리 방법.The method of claim 1,
In at least one interval between the step (S1) and the step (S2) and after the step (S2), detecting the gas flow rate containing the C-14 nuclide-containing compound further comprising , The treatment method of radioactive waste resin. 청구항 1 또는 청구항 2에 있어서,
(S4) 상기 응축부 내의 삼중수소수 함유 응축수를 배출하여서, 상기 응축수 중의 삼중수소수를 제거하는 단계를 더 포함하는 것인, 방사성 폐수지의 처리 방법.According to claim 1 or claim 2,
(S4) discharging the condensed water containing tritium in the condensing unit to remove the tritiated water in the condensed water, further comprising the step of treating radioactive waste resin. 청구항 1 또는 청구항 2에 있어서,
상기 삼중수소수는 T2O, HTO 및 DTO로 이루어진 군으로부터 선택되는 적어도 하나를 포함하는, 방사성 폐수지의 처리 방법.According to claim 1 or claim 2,
Wherein the tritiated water includes at least one selected from the group consisting of T 2 O, HTO and DTO. 청구항 1 또는 청구항 2에 있어서,
상기 C-14 핵종 함유 화합물은 14CO2를 포함하는, 방사성 폐수지의 처리 방법.According to claim 1 or claim 2,
Wherein the C-14 nuclide-containing compound comprises 14 CO 2 , radioactive wastewater treatment method. 방사성 폐수지 처리부;
상기 방사성 폐수지 처리부 유래의 배가스 내 삼중수소수 함유 수증기를 응축하기 위한 응축부;
상기 방사성 폐수지 처리부로부터 상기 응축부로 상기 배가스를 공급하기 위한 배가스 공급 라인;
상기 응축부로부터 분리되어 배출된 C-14 핵종 함유 화합물을 포함하는 기체를 제거하기 위한 C-14 핵종 제거부; 및
상기 응축부 내의 삼중수소수 함유 응축수를 상기 방사성 폐수지 처리부로 재순환하기 위한 응축수 재순환 라인;을 포함하고,
상기 방사성 폐수지 처리부는 삼중수소수 함유 수분의 존재 하에서 방사성 폐수지를 열처리 하여서 삼중수소수 함유 수증기 및 C-14 핵종 함유 화합물을 포함하는 배가스를 발생시키는 것이며,
상기 열처리는 마이크로웨이브를 이용하여 60 내지 140 ℃의 온도 하에서 이루어지는 것인, 방사성 폐수지의 처리 장치.radioactive waste resin processing unit;
a condensing unit for condensing water vapor containing tritiated water in the flue gas from the radioactive waste resin processing unit;
an exhaust gas supply line for supplying the exhaust gas from the radioactive waste resin processing unit to the condensing unit;
a C-14 nuclide removal unit for removing gas containing a C-14 nuclide-containing compound separated and discharged from the condensation unit; and
A condensed water recirculation line for recycling the condensed water containing tritium water in the condensation unit to the radioactive waste resin treatment unit;
The radioactive waste resin processing unit heat-treats the radioactive waste resin in the presence of tritiated water-containing water to generate exhaust gas containing water vapor containing tritiated water and a compound containing C-14 nuclides,
The heat treatment is performed at a temperature of 60 to 140 ° C using microwaves, a radioactive waste resin processing apparatus. 방사성 폐수지 처리부;
상기 방사성 폐수지 처리부 유래의 배가스 내 삼중수소수 함유 수증기를 응축하기 위한 응축부;
상기 방사성 폐수지 처리부로부터 상기 응축부로 상기 배가스를 공급하기 위한 배가스 공급 라인;
상기 응축부로부터 분리되어 배출된 C-14 핵종 함유 화합물을 포함하는 기체를 제거하기 위한 C-14 핵종 제거부; 및
상기 응축부 내의 삼중수소수 함유 응축수를 상기 방사성 폐수지 처리부로 재순환하기 위한 응축수 재순환 라인;을 포함하고,
상기 방사성 폐수지 처리부와 상기 응축부의 사이, 및 상기 응축부와 상기 C-14 핵종 제거부 사이의 적어도 하나의 구간에, C-14 핵종 함유 화합물을 포함하는 기체의 유량을 감지하는 적어도 하나의 모니터링부를 더 포함하는 것인, 방사성 폐수지의 처리 장치.radioactive waste resin processing unit;
a condensing unit for condensing water vapor containing tritiated water in the flue gas from the radioactive waste resin processing unit;
an exhaust gas supply line for supplying the exhaust gas from the radioactive waste resin processing unit to the condensing unit;
a C-14 nuclide removal unit for removing gas containing a C-14 nuclide-containing compound separated and discharged from the condensation unit; and
A condensed water recirculation line for recycling the condensed water containing tritium water in the condensation unit to the radioactive waste resin treatment unit;
At least one monitoring unit for detecting a flow rate of a gas containing a C-14 nuclide-containing compound in at least one section between the radioactive waste resin processing unit and the condensation unit and between the condensation unit and the C-14 nuclide removal unit. A processing device for radioactive waste resin, further comprising a part. 청구항 14에 있어서,
상기 방사성 폐수지 처리부는 삼중수소수 함유 수분의 존재 하에서 방사성 폐수지를 열처리 하여서 삼중수소수 함유 수증기 및 C-14 핵종 함유 화합물을 포함하는 배가스를 발생시키는 것인, 방사성 폐수지의 처리 장치.The method of claim 14,
The radioactive waste resin processing unit heat-treats the radioactive waste resin in the presence of water containing tritiated water to generate exhaust gas containing water vapor containing tritiated water and a compound containing C-14 nuclides. 청구항 13 또는 청구항 14에 있어서,
상기 C-14 핵종 제거부는 상기 C-14 핵종 함유 화합물을 흡착시키기 위한 흡착제를 포함하는 것인, 방사성 폐수지의 처리 장치.According to claim 13 or claim 14,
Wherein the C-14 nuclide removal unit includes an adsorbent for adsorbing the C-14 nuclide-containing compound. 청구항 13 또는 청구항 14에 있어서,
상기 응축부와 상기 C-14 핵종 제거부 사이에, 상기 배가스 내의 삼중수소수 함유 수증기를 추가적으로 응축시키기 위한 보조 응축 처리부를 더 포함하는 것인, 방사성 폐수지의 처리 장치.According to claim 13 or claim 14,
Between the condensing unit and the C-14 nuclide removal unit, further comprising an auxiliary condensation processing unit for additionally condensing water vapor containing tritiated water in the exhaust gas. 청구항 13에 있어서,
상기 방사성 폐수지 처리부와 상기 응축부의 사이, 및 상기 응축부와 상기 C-14 핵종 제거부 사이의 적어도 하나의 구간에, C-14 핵종 함유 화합물을 포함하는 기체의 유량을 감지하는 적어도 하나의 모니터링부를 더 포함하는 것인, 방사성 폐수지의 처리 장치.The method of claim 13,
At least one monitoring unit for detecting a flow rate of a gas containing a C-14 nuclide-containing compound in at least one section between the radioactive waste resin processing unit and the condensation unit and between the condensation unit and the C-14 nuclide removal unit. A processing device for radioactive waste resin, further comprising a part. 청구항 13 또는 청구항 14에 있어서,
상기 응축부로부터 배출된 응축수 중의 삼중수소수를 제거하기 위한 삼중수소수 제거부를 더 포함하는 것인 방사성 폐수지의 처리 장치.According to claim 13 or claim 14,
Radioactive waste resin treatment apparatus further comprising a tritium water removal unit for removing tritium water from the condensate discharged from the condensation unit.
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