KR20140101735A - 환원 기체에 의한 흑연 열적 정화 - Google Patents

환원 기체에 의한 흑연 열적 정화 Download PDF

Info

Publication number
KR20140101735A
KR20140101735A KR1020147013162A KR20147013162A KR20140101735A KR 20140101735 A KR20140101735 A KR 20140101735A KR 1020147013162 A KR1020147013162 A KR 1020147013162A KR 20147013162 A KR20147013162 A KR 20147013162A KR 20140101735 A KR20140101735 A KR 20140101735A
Authority
KR
South Korea
Prior art keywords
graphite
roaster
gas
injecting
carbon
Prior art date
Application number
KR1020147013162A
Other languages
English (en)
Other versions
KR101666138B1 (ko
Inventor
제이 브래들리 메이슨
토마스 브라운
사하 토랍자데
조나단 올랜더
Original Assignee
엘렉트리씨트 드 프랑스
Priority date (The priority date is an assumption and is not a legal conclusion. Google has not performed a legal analysis and makes no representation as to the accuracy of the date listed.)
Filing date
Publication date
Application filed by 엘렉트리씨트 드 프랑스 filed Critical 엘렉트리씨트 드 프랑스
Publication of KR20140101735A publication Critical patent/KR20140101735A/ko
Application granted granted Critical
Publication of KR101666138B1 publication Critical patent/KR101666138B1/ko

Links

Images

Classifications

    • G—PHYSICS
    • G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21F—PROTECTION AGAINST X-RADIATION, GAMMA RADIATION, CORPUSCULAR RADIATION OR PARTICLE BOMBARDMENT; TREATING RADIOACTIVELY CONTAMINATED MATERIAL; DECONTAMINATION ARRANGEMENTS THEREFOR
    • G21F9/00—Treating radioactively contaminated material; Decontamination arrangements therefor
    • G21F9/28—Treating solids
    • G21F9/30—Processing
    • G21F9/32—Processing by incineration
    • G—PHYSICS
    • G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21F—PROTECTION AGAINST X-RADIATION, GAMMA RADIATION, CORPUSCULAR RADIATION OR PARTICLE BOMBARDMENT; TREATING RADIOACTIVELY CONTAMINATED MATERIAL; DECONTAMINATION ARRANGEMENTS THEREFOR
    • G21F9/00—Treating radioactively contaminated material; Decontamination arrangements therefor
    • G21F9/04—Treating liquids
    • G21F9/06—Processing
    • G21F9/14—Processing by incineration; by calcination, e.g. desiccation

Landscapes

  • Engineering & Computer Science (AREA)
  • Physics & Mathematics (AREA)
  • General Engineering & Computer Science (AREA)
  • High Energy & Nuclear Physics (AREA)
  • Environmental & Geological Engineering (AREA)
  • Carbon And Carbon Compounds (AREA)
  • Furnace Details (AREA)
  • Manufacture And Refinement Of Metals (AREA)

Abstract

본 발명은 800℃ 내지 2000℃ 범위의 온도에서 불활성 기체, 선택적 산화 기체 및 환원 기체로 작동하는 로스터를 제공한다. 온도 및 기체의 조합은 벌크 흑연의 기체화를 제한하면서 흑연 내의 탄소-14의 대부분 내지 실질적으로 전부의 제거를 가능하게 한다.

Description

환원 기체에 의한 흑연 열적 정화{Graphite Thermal Decontamination with Reducing Gases}
본 발명은 일반적으로 환원 기체를 포함하는 정화 기체에 의한 열처리를 사용하여 삼중수소, 탄소-14 및 염소-36을 제거하기 위한 흑연의 정화 방법에 관한 것이다.
주로 원소 탄소로 이루어진 흑연은 영국의 MAGNOX 및 AGR 기체 냉각 반응기 및 러시아의 RBMK 디자인과 같은 여러 원자로 디자인에서 감속재로서 사용된다. 건축하는 동안, 반응기의 감속재는 흑연 블럭들의 상호연결 구조로서 주로 설치된다. 반응기 수명의 종료시에, 통상적으로 약 2,000톤 무게의 흑연 감속재는 안전한 폐기를 필요로 하는 방사성 폐기물 형태이다. 흑연은 비교적 안정한 화학적 형태의 탄소이며, 처리 없는 직접 폐기에 여러 방식으로 적합하다. 그러나, 중성자 조사 이후, 흑연은 축적된 위그너 에너지를 함유할 것이다. 이 에너지의 배출을 위한 포텐셜은 처리되지 않은 형태로 흑연의 폐기에 의존하는 임의의 전략에서 고려될 필요가 있다. 선택적으로, 폐기 전에 흑연을 처리하면 임의의 축적된 위그너 에너지의 안전한 배출을 허용할 수 있다.
흑연은 또한 흑연 자체 및 흑연이 함유하는 적은 불순물들 모두에 중성자 유도 반응에 의한 상당량의 방사선 핵종을 함유한다. 느슨하게 채워진 잎 모양 또는 층을 포함하는 흑연의 구조 때문에, 방사성 동위원소들은 흑연의 공간들 또는 작은 구멍들 내에 갇힐 수 있다. 방사성 동위원소 내용물은 두 항목 - 단수명 동위원소 및 장수명 동위원소로 편하게 나뉠 수 있다. (코발트-60과 같은) 단수명 동위원소는 반응기 운전중지 직후 흑연을 처리하기 어렵게 만드나, 수십 년 후 부패한다. (주로 탄소-14 및 염소-36) 장수명 동위원소는 생물권으로 이들의 배출 가능성 때문에 중요하다. 탄소-14는 두 방식 중 하나로 흑연에서 생산된다. 첫 번째 방식은 질소 기체의 활성화이며, 탄소-14는 이산화탄소 기체로서 흑연의 작은 구멍들에 존재한다. 두 번째 방식은 흑연에서 탄소의 단지 1% 이상을 차지하는 탄소의 자연적이며, 안정한 동위원소인 탄소-13의 중성자 활성화를 통한 것이다. 이런 방식으로 생산된 탄소-14는 흑연 매트릭스(matirx)의 일부일 것이다. 염소-36은 흑연 소결 공정 동안 흑연 매트릭스에 남은 염소의 조사에 의해 유사한 방식으로 형성된다. 흑연을 처리하면 장수명 방사성 동위원소로부터 흑연 덩어리(탄소)의 대부분을 분리할 기회를 제공한다. 이런 처리는 반응기 수명의 종료 직후 흑연 폐기물의 폐기를 수월하게 하며, 재활용을 가능하게 할 수 있다.
흑연 및 이의 덩어리의 특징 때문에, 흑연-감속 반응기를 퇴역시키기 위한 오늘날 가장 일반적인 절차는 반응기 운전중지 후 수십 년 동안 반응기 코어를 제자리에 보관하는 것이다. 이 기간 동안, 단수명 방사성 동위원소는 흑연 감소재의 최종적인 수동 해체를 가능하게 하도록 충분히 부패한다. 그런 후에 대부분의 계획은 장기간의 탄소-14 및 염소-36 부패 동안 분해 또는 배출을 막기 위한 적절한 추가 포장과 함께 흑연은 현존하는 화학적 형태로 폐기될 것을 생각한다.
저장은 다음과 같은 특정한 부정적인 결과들을 가진다: 1) 장기간 경제적 채무의 암시, 2) 생산적인 목적이 없는 시각적으로 거슬리는 저장 구조, 및 3) 최종적인 제거를 완성하는 미래 세대(원래 자산으로부터 이득을 얻지 못함)에 부과된 필요 조건. 만일 저장 대안이 더 짧은 기간 관리로 대체될 경우, 흑연이 안전하고 방사선학적으로 허용가능한 방식으로 처리되는 것이 필수적이다.
방사성 흑연을 처리하기 위한 특정 종래 기술들은 열과 산화 기체를 사용하여 흑연 내의 장수명 방사선 핵종들의 상당한 부분을 제거하기 위해 흑연을 처리한다. 이런 과정들은 가열 또는 질소 또는 아르곤과 같은 불활성 기체에 의한 "배소"(roasting)만으로 실질적으로 모든 수소-3(삼중수소)를 제거할 수 있으나 약 60% 이상의 탄소-14를 제거할 수 없다는 것을 입증하였다. 다른 과정들은 제한된 양의 산소 함유 기체를 불활성 기체에 첨가함으로써 탄소-14를 일산화탄소 또는 이산화탄소 기체로 우선적으로 변환할 수 있고, 그런 후에 흑연으로부터 제거될 수 있는 산소를 제공하여 탄소-14 제거를 개선하도록 실행되었다. 불활성 기체 및 산소 함유 기체(증기, 이산화탄소, 질소 산화물, 산소)에 의한 시험은 개선된 탄소-14 제거가 가능하나 산소의 존재는 벌크(bulk) 흑연의 기체화를 급격하게 증가시키는 경향이 있다는 것을 입증하였다. 산소 함유 기체가 불활성 기체와 결합될 때 기체화 효과를 감소하기 위해서, 배소 공정의 작업 온도는 과도한 벌크 흑연 기체화를 예방하도록 감소되거나 제한되어야 한다. 불행히도, 배소 온도를 감소하거나 제한함으로써, 탄소-14 제거의 양은 또한 크게 감소하거나 제한된다. 그 결과로서, 산소 함유 기체가 불활성 기체와 함께 주입될 때, 이런 산화 기체의 농도는 더 높은 온도가 사용될 수 있도록 더 낮아져야 한다. 또한, 배소 온도가 대략 1200℃를 초과할 때, 사용된 산소 함유 기체들의 감소된 농도와 무관하게 기체화된 벌크 흑연의 양은 과량이다.
이런 공정들의 시험 결과들은, 산소를 함유하는 기체들의 농도가 대략 1200℃보다 큰 온도에서 벌크 흑연 기체화를 감소시키는데 충분하게 제한되는 경우, 탄소-14 제거는 만족스럽지 못한 대략 60% 미만으로 크게 감소되는 것을 입증한다. 산소 함유 기체 농도가 증가하여 탄소-14 제거가 만족스러운 경우, 너무 많은 벌크 흑연이 기체화된다. 다른 경우에, 90% 이상의 탄소-14를 휘발시키면서 동시에 벌크 흑연 기체화를 5중량% 미만으로 감소시키는 목적은 이런 통상적인 방법들로 성취될 수 없다.
필요한 것은 벌크 흑연을 기체화하지 않고 방사선 핵종들을 휘발시키는 충분한 온도에 흑연을 노출시킬 수 있는 시스템과 방법 및 구체적으로 90% 초과의 탄소-14를 제거하면서 5% 미만의 벌크 흑연을 기체화할 수 있는 시스템과 방법이다.
본 발명의 예시적 실시태양들은 벌크 흑연을 현저하게 기체화하지 않고 방사선 핵종들을 휘발시키는 충분한 온도 범위에 흑연을 노출시킬 수 있는 방법들을 제공한다. 본 발명의 한 양태는 (1) 로스터를 800℃ 내지 2000℃ 사이의 온도로 가열하는 단계; (2) 방사선 핵종들로 오염된 흑연을 로스터 속에 주입하는 단계; (3) 불활성 기체를 로스터 속에 주입하는 단계; (4) 환원 기체를 로스터 속에 주입하는 단계; 및 (5) 로스터로부터 휘발된 방사선 핵종들을 제거하는 단계를 포함하는 방법을 제공한다. 이 방법은 또한 다음 추가 단계를 포함할 수 있다:
● 산화 기체를 로스터 속에 첨가하는 단계, 및/또는
● 흑연을 로스터 속에 주입하기 전에 흑연의 크기를 감소시키는 단계.
이 방법은 또한 다음을 특징으로 할 수 있다;
● 5% 미만의 흑연이 기체화된다;
● 공정의 온도는 1200℃ 내지 1500℃이다;
● 방사선 핵종들은 탄소-14를 포함하며 탄소-14의 적어도 70%가 흑연으로부터 제거된다;
● 방사선 핵종들은 탄소-14를 포함하며 탄소-14의 적어도 90%가 흑연으로부터 제거된다;
● 정화 기체는 질소, 헬륨 및 아르곤 중 적어도 하나를 포함하며 환원 기체는 수소, 하이드라진, 암모니아, 일산화탄소 및 탄화수소 증기 중 적어도 하나를 포함한다;
● 정화 기체는 유리 수소, 일산화탄소(CO), 암모늄 또는 유기 증기를 생산할 수 있는 하나 이상의 환원 기체를 포함한다;
● 산화 기체는 증기, 이산화탄소(CO2), 질소 산화물(N2O), 산소(O2), 공기, 알코올(OH기를 가짐) 또는 다른 산소화 증기 중 적어도 하나를 포함한다;
● 불활성 기체를 로스터 속에 주입하고 환원 기체를 로스터 속에 주입하는 단계는 반응기의 하부 근처 위치에 불활성 기체 및 환원 기체를 주입하는 단계를 포함하며 불활성 기체 및 환원 기체는 흑연을 통해 흐른다; 및/또는
● 로스터는 수직으로 배향된 이동층 반응기를 포함하며 방사선 핵종들로 오염된 흑연을 로스터 속에 주입하는 단계는 로스터의 상부 근처에 흑연을 주입하는 단계를 포함하며 불활성 기체를 로스터 속에 주입하고 환원 기체를 로스터 속에 주입하는 단계는 로스터의 하부 근처에 기체를 주입하는 단계를 포함한다.
본 발명의 내용 중에 포함되어 있다.
도 1은 본 발명의 예시적 실시태양에 따른 방사성 흑연을 처리하기 위한 시스템의 블럭도를 도시한다.
도 2는 본 발명의 예시적 실시태양에 따른 방사성 흑연을 처리하기 위한 방법의 흐름도를 도시한다.
도 3은 본 발명의 예시적 실시태양에 따른 방사성 흑연을 처리하기 위한 로스터의 개략도를 도시한다.
본 발명의 예시적 실시태양들은 원자로의 작동 동안 또는 다른 핵 과정 동안 발생된 삼중수소, 탄소-14 및 염소-36 및 다른 방사선 핵종들로 오염된 방사성 흑연을 처리하는 시스템 및 방법을 제공한다. 이 시스템 및 방법은 불활성이며, 선택적인 산화 및 환원 기체를 가진 800℃ 내지 2000℃ 범위의 온도에서 작동하는 로스터를 포함한다. 온도와 기체의 조합이 5% 미만의 벌크 흑연을 기체화면서 흑연 내의 90% 초과의 탄소-14 제거를 가능하게 한다.
도 1은 본 발명의 예시적 실시태양에 따라 방사성 흑연을 처리하기 위한 시스템(100)의 블럭도를 도시한다. 도 1을 참조하면, 재료 처리 구성요소(110)는 시스템(100)에서 처리될 흑연을 수용한다. 통상적으로, 흑연은 원자로 코어에서 감속재로서 사용되었다. 흑연의 다른 원료들은 연료 원소 슬리브, 브레이스 또는 반응기의 중성자 유입에 의해 조사된 다른 반응기 구성요소를 포함하나 이에 제한되지 않는다. 이 흑연은 통상적으로 수소-3(삼중수소), 탄소-14, 염소-36, 철-55 및 코발트-60와 같은 방사선 핵종들에 의해 오염될 것이며 다른 통상적인 핵분열 및 활성화 생성물을 포함할 수 있다.
재료 처리 구성요소(110)는 흑연을 로스터(120)에 주입하도록 준비하면서 흑연을 크기에 따라 분류하고 보유한다. 재료 처리 구성요소(110) 속에 수용된 흑연은 임의의 통상적인 공정에 의해 원자로로부터 제거되었을 것이다. 이런 공정들은 습식 공정, 건식 공정 또는 이 둘의 조합을 포함할 수 있다. 본 발명은 제거 공정으로부터 얻은 임의의 크기 또는 모양의 건식 또는 습식 흑연을 고려할 수 있다. 또한, 흑연은 재료 처리 구성요소(110) 속에 수용되기 전에 물 또는 다른 용액에 담길 수 있다.
흑연은 과립 또는 분말 형태로 처리될 수 있다. 재료 처리 구성요소(110)의 크기 감소기 서브구성요소(112)는 로스터(120) 속에 주입 전에 수용된 흑연의 크기를 감소시킨다. 이런 예시적 실시태양에서, 수용된 흑연은 20mm 미만의 크기로 감소된다. 이런 작은 크기가 흑연으로부터 방사성 핵종들의 휘발을 증가시킨다. 흑연의 크기를 감소시키기 위해서, 예시적인 크기 감소기 서브구성요소(112)는 턱(jaw) 또는 회전 분쇄기를 포함한다. 다른 크기 감소 장비가 사용될 수 있다. 재료 처리 구성요소(110)의 호퍼 서브구성요소(114)는 크기 감소된 흑연을 수용하고 로스터(120) 속에 주입을 기다리는 흑연을 보유한다. 예시적인 크기 감소기 서브구성요소(112) 및 호퍼 서브구성요소(114)의 내부 분위기는 아르곤, 질소, 이산화탄소 또는 다른 유사한 불활성 기체와 같은 불활성 기체 블랭킷을 포함한다. 예시적인 크기 감소기 서브구성요소(112) 및 호퍼 서브구성요소(114)의 내부 분위기는 일부 방사선 핵종이 크기 감소 공정 동안 흑연으로부터 배출될 수 있기 때문에 로스터(120)의 기체 배출 시스템에 연결된다. 다른 실시태양에서, 흑연은 크기 감소에 대한 필요 없이 로스터(120) 속에 주입하기에 적절한 크기 및 형태로 수용될 수 있다. 유사하게, 연속적인 공정은 호퍼 서브구성요소(114)를 생략할 수 있다.
로스터(120)는 크기에 따라 분류된 흑연을 처리하기 위해 사용된 용기를 포함한다. 로스터(120)는 800℃ 내지 2000℃ 범위의 온도에서 작동한다. 로스터(120)의 용량, 모양 및 크기는 응용분야에 따라 변할 수 있다. 로스터(120)는 내열 마감 강 용기와 같은 고온 작동에 적합한 재료로 제조된다. 작동 압력은 강한 진공으로부터 약하게 압축된 것까지 변할 수 있다. 유동층, 이동층, 배치 또는 정지층 로스터를 포함하는 임의의 형태의 로스터 또는 장치가 사용될 수 있다. 한 예시적인 로스터는 수직으로 배향된 이동층 로스터이며, 여기서 새로운 흑연이 원자로의 상부에 들어가고 처리된 흑연이 원자로의 하부으로부터 제거되면서 정화 기체가 흑연 원자로를 통해 위쪽으로 흐른다(반대 흐름)(도 3 참조, 아래 논의). 흑연의 배치 처리는 통상적으로 유동층 방법을 사용하여 제분된 흑연을 필요로 할 수 있다. 분말보다 큰 흑연의 경우, 연속 이동층 로스터가 바람직하다. 예시적 실시태양에서, 로스터(120)는 전기로 가열되나, 다른 형태의 가열도 사용될 수 있다. 전기 가열은 산화 기체를 용기 속에 주입할 필요를 감소시키기 때문에 바람직하며, 이것이 벌크 흑연을 기체화하고 온도 조절 및 에너지 효율을 촉진할 수 있다. 로스터(120)는 재료 입구(117)로부터 흑연을 수용한다. 다양한 기계적 기술이 재료 처리 구성요소(110)로부터 로스터(120)로 재료 입구(117)를 통해 흑연을 이동시키는데 사용될 수 있다. 한 예시적 시스템에서, 이중 밸브 공기 잠금 기술이 로스터 내부로부터 기체가 로스터를 빠져나오는 것을 막고 흑연을 가진 로스터 속에 불활성 기체 이외의 기체의 주입을 제한하도록 사용된다.
로스터(120)는 하나 이상의 불활성 정화 기체, 하나 이상의 환원 기체 및 선택적으로 하나 이상의 산화 기체를 수용하는 기체 입구(130, 140, 150)를 포함한다. 물론, 기체 입구(130, 140, 150)는 3개의 다른 기체 공급원인 불활성 정화 기체를 제공하는 제 1 공급원, 환원 기체를 제공하는 제 2 공급원 및 산화 기체를 제공하는 제 3 공급원에 연결된 단일 입구일 수 있다. 통상적으로, 기체 입구 또는 입구들은 로스터(120)의 하부 근처에 위치될 수 있어서, 기체들이 용기에 들어가서 로스터(120)에 머무르는 흑연을 통해 위로 이동할 수 있다. 기체는 흑연의 부피를 통해 기체를 분포하기 위해 흐름 분배기 또는 분포기를 통해 주입될 수 있으나, 이 구성요소는 필요하지 않다. 로스터는 불활성 정화 기체에 의해 출구(122)의 외부로 운반되는 휘발된 방사선 핵종들을 위한 출구(122)를 포함한다. 로스터(120)는 또한 처리된 흑연을 위한 출구(124)를 포함한다.
휘발성 방사성 핵종들은 정화 기체 흐름에 의해 로스터의 외부로 운반되며 방사선 핵종들을 처리하기 위해 적절한 기술을 사용하여 처리 서브시스템(160)에서 안정화된다. 처리된 흑연은 처리 서브시스템(170)에서 추가로 처리되며, 여기서 처리된 흑연은 "깨끗한"(비-방사성) 폐기물로서 최종 폐기를 위해 포장되거나 재활용된다.
탄소-14는 흑연 매트릭스에서 벌크 탄소-12보다 더욱 반응성이 있거나 유동성이 있다. 소량의 산소의 존재는 탄소-14를 일산화탄소로 전환하는데 필요한 산소를 제공한다. 환원 기체는 흑연 매트릭스에서 탄소-12의 산화를 억제한다. 환원 기체를 첨가하는 하나의 예시적 이득은 흑연에서 가능한 탄소-14 화합물들이 시안화물을 포함하는 것이다. 로스터로 수소의 주입은 휘발성인 시안화수소를 생산하는 시안화물과 결합하도록 수소 원자들을 제공할 것이며, 따라서 일부 탄소-14는 수소를 포함하는 환원 기체의 존재에 의해 제거될 수 있다.
도 2는 본 발명의 예시적 실시태양에 따른 방사성 흑연을 처리하기 위한 방법(200)의 흐름도를 도시한다. 도 1 및 2를 참조하면, 단계(210)에서, 흑연은 로스터 속으로 흑연의 기계적 이동에 의해 재료 처리 구성요소(110)의 호퍼 서브구성요소(114)로부터 로스터(120) 속으로 주입된다. 이 예시적 실시태양에서, 방법은 배치 방식(batch-wise)으로 실행된다. 선택적으로, 흑연은 흑연이 로스터(120)의 상부로 들어가고 로스터(120)의 하부로 나오며 반응 기체가 로스터(120)의 하부로 들어가고 로스터(120)의 상부로 나오는 것과 같은 연속된 방법으로 처리될 수 있다. 호퍼 서브구성요소(114)는 생략될 수 있다.
흑연을 로스터(120) 속에 주입하기 전에, 로스터(120)는 처리 온도에 도달된다. 이 온도는 800℃ 내지 2000℃ 범위이다. 이 예시적 실시태양에서, 환원 기체가 이 예시적 방법에 사용된 것과 같이, 바람직한 온도 범위는 1200℃ 내지 1500℃이다. 흑연으로부터 탄소-14를 제거하기 위한 이전 흑연 처리 방법은, 1200℃ 이상에서 기체를 함유하는 산소로 로스터를 작동시켜 발생된 흑연의 높은 기체화 때문에, 대략 1200℃의 온도로 제한되었다. 환원 기체를 처리 공정에 주입함으로써, 로스터(120)는 1200℃ 초과의 온도에서 작동할 수 있다. 이런 더 높은 작동 온도는 흑연으로부터 필수적으로 삼중수소의 전부, 실적으로 염소-36의 전부(90% 초과) 및 대부분의 탄소-14(70% 초과)의 배출을 가능하게 한다.
단계(220)에서, 반응 기체는 로스터(120)에 주입된다. 이런 기체는 가열된 흑연을 통해 흐르면서 가열된 흑연과 접촉한다. 이런 반응 기체는 적어도 불활성 정화 기체 및 환원 기체를 포함한다. 정화 기체는 하나 이상의 질소, 아르곤 또는 유사한 비-반응성 기체를 포함한다. 이산화탄소와 같은 불활성 기체는 이런 기체가 벌크 탄소를 기체화할 수 있는 산소 공급원을 제공할 것이기 때문에 사용되지 않아야 한다. 수소, 하이드라진, 암모니아, 일산화탄소, 탄화수소 증기와 같은 환원 기체 및 유리 수소, 일산화탄소 또는 암모늄 또는 유기 증기를 생산할 수 있는 다른 환원 기체가 또한 단계(220)에 주입된다. 주입된 환원 기체의 양은 주입된 전체 기체의 100ppm 내지 50%이며 바람직하게는 2 내지 20% 범위이며 더욱 바람직하게는 2 내지 10%이다. 불활성 정화 기체 및 환원 기체의 이런 혼합물은 로스터(120)의 하부 근처에서 로스터(120) 속에 주입된다. 기체는 흑연을 통해 위로 이동하며 출구(124)에서 로스터(120)의 외부로 휘발된 방사선 핵종들을 운반한다. 산화 기체의 포함에 의해서도, 환원 기체의 포함은 벌크 흑연의 기체화를 크게 감소시켜서, 5% 미만의 벌크 흑연이 기체화된다. 또한, 약 1200℃ 온도에서 작동하고 불활성 정화 기체, 산화 기체 및 환원 기체의 혼합물을 사용하면 대부분의 탄소-14 내지 실질적으로 탄소-14 전부의 제거를 초래한다. 다른 실시태양에서, 반응 기체는 또한 산화제를 포함한다. 산소의 존재는 단단한 탄소-14를 이산화탄소 또는 CO 기체로 전환하며, 이것이 흑연 매트릭스로부터 이의 확산을 촉진한다. 증기, 이산화탄소(CO2), 질소 산화물(N2O), 산소(O2), 공기, 알코올(OH기) 또는 다른 산소화 증기와 같은 산소 함유 기체 및 수소와 같은 환원 기체의 제한된 양과 불활성 정화 기체(바람직하게는 질소)의 조합은 모든 이전 기술들과 비교하여 벌크 흑연의 기체화를 제한하면서 증가된 탄소-14 방사선 핵종 제거를 제공한다. 바람직한 산화 기체는 전체 주입 반응 기체의 대략 1 내지 50%(바람직하게는 2 내지 10%)를 차지할 증기이다. 이산화탄소 또는 질소 산화물이 산화 기체로서 사용되는 경우, 이들은 전체 주입 반응 기체의 대략 1 내지 10%를 차지할 것이다. 환원 기체의 포함은 산화제의 존재하에서 벌크 흑연의 기체화를 크게 감소시켜서, 5% 미만의 벌크 흑연이 기체화된다. 환원 기체는 산소의 벌크 흑연과의 반응 평형을 이동시켜서 산소 함유 기체의 반응 속도는 실질적으로 억제되어 산화제가 벌크 흑연과 반응하는 것을 막는다.
단계(230)에서, 정화 기체는 처리 서브시스템(160)에 수집되며, 여기서 방사선 핵종들은 공지된 방법을 사용하여 안정화된다. 단계(240)에서, 흑연은 로스터(120)로부터 제거되며 처리 서브시스템(170)에서 처리된다. 통상적으로, 처리된 흑연은 쓰레기 매립지에 폐기되거나 재활용될 수 있고 중간 수준 방사성 폐기물 대신에 낮은 수준 방사성 폐기물로 처리될 수 있다. 이 방법은 단계(250)에서 종료된다. 필요한 경우 이 방법은 반복될 수 있다.
도 3은 예시적 로스터(300)의 개략도를 도시한다. 흑연은 불활성 기체의 블랭킷 하에서, 입구(310)에서, 호퍼와 같은 피더 시스템(도시되지 않음)을 통해 주입된다. 반응 기체는 입구(370)에 주입되어, 흑연이 용기(330) 아래로 이동함에 따라 반응 기체는 흑연을 통해 위로 흘러서 기체 배출구(320)로 나온다. 흑연이 세라믹 튜브일 수 있는 용기(330)를 통해 이동함에 따라, 흑연이 가열된다(가열된 흑연(340)으로 표현). 용기(330)는 전기 가열 코일과 같은 가열원(350)에 의해 둘러싸인다. 용기(330) 및 가열원(350)은 내열 마감 금속 덮개와 같은 외부 용기(360) 내에 포함된다. 처리된 흑연은 출구 구멍(380)을 통해 용기(330)로부터 제거된다.
당업자는 본 발명은 원자로의 작동 동안 또는 다른 핵 공정 동안 발생한 삼중수소, 탄소-14 및 염소-36 및 다른 방사선 핵종을 처리하는 방법을 제공한다. 이 방법은 800℃ 내지 2000℃ 범위의 온도에서 불활성 기체, 선택적 산화 기체 및 환원 기체로 작동하는 로스터를 포함한다. 온도 및 기체의 조합은 벌크 흑연의 기체화를 제한하면서 흑연 내의 탄소-14의 대부분 내지 실질적으로 전부의 제거를 가능하게 한다.

Claims (12)

  1. 로스터를 800℃ 내지 2000℃ 사이의 온도로 가열하는 단계;
    방사선 핵종들로 오염된 흑연을 로스터 속에 주입하는 단계;
    불활성 기체를 로스터 속에 주입하는 단계;
    환원 기체를 로스터 속에 주입하는 단계; 및
    로스터로부터 휘발된 방사선 핵종들을 제거하는 단계를 포함하는 방법.
  2. 제 1 항에 있어서,
    5% 미만의 흑연이 기체화되는 것인 방법.
  3. 제 1 항에 있어서,
    온도는 1200℃ 내지 1500℃인 방법.
  4. 제 1 항에 있어서,
    방사선 핵종들은 탄소-14를 포함하며 탄소-14의 적어도 70%가 흑연으로부터 제거되는 것인 방법.
  5. 제 1 항에 있어서,
    방사선 핵종들은 탄소-14를 포함하며 탄소-14의 적어도 90%가 흑연으로부터 제거되는 것인 방법.
  6. 제 1 항에 있어서,
    정화 기체는 질소, 헬륨 및 아르곤 중 적어도 하나를 포함하며 환원 기체는 수소, 하이드라진, 암모니아, 일산화탄소 및 탄화수소 증기 중 적어도 하나를 포함하는 것인 방법.
  7. 제 1 항에 있어서,
    유리 수소, 일산화탄소(CO), 암모늄 또는 유기 증기를 생산할 수 있는 하나 이상의 환원 기체를 포함하는 것인 방법.
  8. 제 1 항에 있어서,
    산화 기체를 로스터 속에 첨가하는 단계를 더 포함하는 것인 방법.
  9. 제 8 항에 있어서,
    산화 기체는 증기, 이산화탄소(CO2), 질소 산화물(N2O), 산소(O2), 공기, 알코올(OH기를 가짐) 또는 다른 산소화 증기 중 적어도 하나를 포함하는 것인 방법.
  10. 제 1 항에 있어서,
    불활성 기체를 로스터 속에 주입하고 환원 기체를 로스터 속에 주입하는 단계는 반응기의 하부 근처 위치에 불활성 기체 및 환원 기체를 주입하는 단계를 포함하며 불활성 기체 및 환원 기체는 흑연을 통해 흐르는 것인 방법.
  11. 제 1 항에 있어서,
    흑연을 로스터 속에 주입하기 전에 흑연의 크기를 감소시키는 단계를 더 포함하는 것인 방법.
  12. 제 1 항에 있어서,
    로스터는 수직으로 배향된 이동층 반응기를 포함하며 방사선 핵종들로 오염된 흑연을 로스터 속에 주입하는 단계는 로스터의 상부 근처에 흑연을 주입하는 단계를 포함하며 불활성 기체를 로스터 속에 주입하고 환원 기체를 로스터 속에 주입하는 단계는 로스터의 하부 근처에 기체를 주입하는 단계를 포함하는 것인 방법.
KR1020147013162A 2011-10-21 2011-10-21 환원 기체에 의한 흑연 열적 정화 KR101666138B1 (ko)

Applications Claiming Priority (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
PCT/US2011/057301 WO2013058772A1 (en) 2011-10-21 2011-10-21 Graphite thermal decontamination with reducing gases

Publications (2)

Publication Number Publication Date
KR20140101735A true KR20140101735A (ko) 2014-08-20
KR101666138B1 KR101666138B1 (ko) 2016-10-13

Family

ID=48141219

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
KR1020147013162A KR101666138B1 (ko) 2011-10-21 2011-10-21 환원 기체에 의한 흑연 열적 정화

Country Status (8)

Country Link
EP (1) EP2769384B1 (ko)
JP (1) JP5844474B2 (ko)
KR (1) KR101666138B1 (ko)
CN (1) CN104137189B (ko)
ES (1) ES2700787T3 (ko)
LT (1) LT2769384T (ko)
WO (1) WO2013058772A1 (ko)
ZA (1) ZA201402825B (ko)

Families Citing this family (7)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
FR2997543A1 (fr) * 2012-10-29 2014-05-02 Electricite De France Traitement thermique de dechets carbones, perfectionne par le choix des gaz injectes.
CN106024088B (zh) * 2016-05-23 2017-11-14 中国工程物理研究院材料研究所 一种放射性污染碳材料的液相氧化消解方法
CN106531277B (zh) * 2016-12-26 2018-10-23 西南科技大学 一种放射性石墨的处理方法
CN107051206B (zh) * 2017-02-16 2018-09-21 中国科学院上海应用物理研究所 一种石墨中氢或其同位素解吸反应釜
CN112489847B (zh) * 2020-12-01 2023-05-05 中国工程物理研究院核物理与化学研究所 一种活化石墨减容处理方法
CN113257450B (zh) * 2021-03-30 2023-11-10 北京交通大学 一种退役放射性核石墨的处理方法
CN113429224B (zh) * 2021-05-14 2022-10-04 中国工程物理研究院材料研究所 一种碳材料的表面刻蚀方法

Citations (3)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
JP2633000B2 (ja) * 1989-01-28 1997-07-23 動力炉・核燃料開発事業団 高放射性廃棄物の処理方法
US20080181835A1 (en) * 2006-12-01 2008-07-31 Mason J Bradley Steam reforming process system for graphite destruction and capture of radionuclides
US20100234664A1 (en) * 2009-03-11 2010-09-16 Electricite De France Carbonaceous radioactive waste treatment

Family Cites Families (3)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US5183541A (en) * 1990-04-09 1993-02-02 Westinghouse Electric Corp. Decontamination of radioactive metals
UA57884C2 (uk) * 1999-10-14 2003-07-15 Дейвід БРЕДБЕРІ Спосіб обробки радіоактивного графіту
GB2445420A (en) * 2007-01-05 2008-07-09 Tetronics Ltd Hazardous Waste Treatment Process

Patent Citations (3)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
JP2633000B2 (ja) * 1989-01-28 1997-07-23 動力炉・核燃料開発事業団 高放射性廃棄物の処理方法
US20080181835A1 (en) * 2006-12-01 2008-07-31 Mason J Bradley Steam reforming process system for graphite destruction and capture of radionuclides
US20100234664A1 (en) * 2009-03-11 2010-09-16 Electricite De France Carbonaceous radioactive waste treatment

Also Published As

Publication number Publication date
CN104137189A (zh) 2014-11-05
KR101666138B1 (ko) 2016-10-13
WO2013058772A1 (en) 2013-04-25
CN104137189B (zh) 2017-07-25
EP2769384A1 (en) 2014-08-27
JP5844474B2 (ja) 2016-01-20
ES2700787T3 (es) 2019-02-19
ZA201402825B (en) 2016-01-27
JP2014532855A (ja) 2014-12-08
RU2014120424A (ru) 2015-12-10
EP2769384A4 (en) 2015-07-22
LT2769384T (lt) 2018-12-27
EP2769384B1 (en) 2018-10-10

Similar Documents

Publication Publication Date Title
KR101666138B1 (ko) 환원 기체에 의한 흑연 열적 정화
EP1228513B1 (en) Process for the treatment of radioactive graphite
AU2015203131B2 (en) Methods and apparatus for selective gaseous extraction of molybdenum-99 and other fission product radioisotopes
Li et al. Recent advances in the treatment of irradiated graphite: A review
KR101671349B1 (ko) 주입 기체의 선택에 의해 향상된 탄소질 폐기물의 열처리
US9040014B2 (en) Graphite thermal decontamination with reducing gases
Mason et al. Pyrolysis and its potential use in nuclear graphite disposal
JP5745728B2 (ja) 焼結した水素化カルシウムを含有するクラッドを処理するための方法
JP3945757B2 (ja) 黒鉛構造材料に吸着した放射性核種炭素１４を分離・回収する方法
WO2003064712A1 (en) Metal alloy and metal alloy storage product for storing radioactive materials
RU2574435C2 (ru) Термическая дезактивация графита восстанавливающими газами
JP2016008878A (ja) 放射能汚染水の処理方法及び処理システム
RU2569998C2 (ru) Способ обработки металлических радиоактивных отходов, образованных при переработке ядерного топлива водо-водяных реакторов и реакторов рбмк
Bancroft et al. The Volatilization and Collection of Ruthenium and Cesium in a System for Incorporating Fission Products into Glass
US9147502B2 (en) Method of recycling spent nuclear fuel
Kitabata et al. Tritium handling experience in 165MWe power generating station, Fugen
JP2023138060A (ja) 高レベル放射性物質処理システム及び高レベル放射性物質処理方法
Shtynda et al. Problems of radioactive sodium removal and disposal from decommissioning LMFR equipment
Stevens et al. Treatment of irradiated graphite from French Bugey reactor
Schneider Radiolytic Water Splitting: Demonstration at the PM-3A Reactor

Legal Events

Date Code Title Description
A201 Request for examination
E902 Notification of reason for refusal
AMND Amendment
E601 Decision to refuse application
AMND Amendment
E902 Notification of reason for refusal
X701 Decision to grant (after re-examination)
GRNT Written decision to grant
FPAY Annual fee payment

Payment date: 20190925

Year of fee payment: 4