KR20140133500A - 염소 함유 탄소계 방사성 폐기물의 처리 - Google Patents

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Abstract

본 발명은 적어도: a) 산성 용액에 침지하는 단계(S2, S3), 및 b) 열충격 형태의 열처리 단계(S4, S5)를 포함하며, 상기 산성 용액은 적어도 단계 b)의 수행 이후 상기 폐기물로부터 기인한 방사성 물질을 회수하는 것인 탄소계 방사성 폐기물의 처리에 관한 것이다.

Description

염소 함유 탄소계 방사성 폐기물의 처리{Processing of chlorine-containing carbon-based radioactive waste}
본 발명은 전적으로는 아니지만 특히 흑연에 기반한 방사성 폐기물의 처리에 관한 것이다.
방사능에 노출된 흑연 매트릭스의 오염 제거는 특히 US-6,625,248 문헌에 정의된 "수증기 개질"로 불리는 기술을 이용하여 수행될 수 있다. 하지만, 그 문헌에 제시된 기술은 용인되는 방사성 폐기물을 제공하지 않는다.
이러한 문제를 위한 해결책이, 충분히 높은 온도에서 처리된 흑연에서 탄소의 단지 제 1 부분이 방사성이며, 처리 시간의 함수로서 처리 동안 흑연에 남아있는 탄소는 훨씬 덜 방사성이거나 또는 방사성이 아니어서 이의 연소로부터 기인한 이산화탄소는 자유롭게 대기중으로 방출될 수 있다는 것을 발견한 WO-2010/103210 문헌에서 제안되었다.
이들 두 문헌들에서의 교시는 탄소 14, 염소 36 및 삼중 수소에 대한 충분한 오염 제거를 허용해야만 한다. 다른 방사성 핵종들은 비휘발성이기 때문에 수증기 개질 단계의 마지막에서 존재하는 고체 잔여물에서 회수될 수 있다.
하지만, 염소 36의 오염 제거는 탄소의 경우보다 더 어려운 것으로 나타날 수 있는데 이는 이러한 방사성 핵종이 두 가지 형태인
- 미네랄 형태 및
- 유기인 다른 형태로 존재할 수 있기 때문이다.
(특히 C-Cl 형태의 "방향족(aromatic)" 결합에 의해) 흑연에 강하게 결합되는 이러한 마지막에 언급된 형태는 수증기 개질에 의한 처리 동안 완전하게 방출되지 않을 수 있다.
실제 X-선 광전자 분광법(X-ray photoelectron spectrometry)에 의한 방사능에 노출된 흑연의 분석은 흑연에서 염소의 두 개의 다른 화학 형태:
- (특히 고에너지 이중결합 형태의) "방향족 탄소"의 C-Cl 결합 특성에 의해 정의되고 대게 흑연을 형성하는 탄소 매트릭스의 탄소에 직접 결합하는 "유기" 염소로 기술되는 염소 형태, 및
- ("아염소산염 (ClO2-) 및 염소산염 (ClO3-) 화합물로"로 불리는) 아마도 흑연 물질의 공극률에 국한되는 쉽게 규정할 수 없는 조성물의 산염화물 형태인 "미네랄 염소"로 불리는 염소 형태의 존재를 보여주었다:
"유기" 염소는 흑연에 강하게 결합하며, 심지어 WO-2010/103210 문헌의 교시에 의해 변형된 수증기 개질에 의한 처리 동안에도 완전하게 방출되지 않을 것이다.
본 발명은 이러한 상황을 개선하는 것을 목적으로 한다.
이러한 목적을 위하여, 본 발명은 적어도
a) 산성 용액에 침지하는 단계, 및
b) 열충격 형태의 열처리 단계를 포함하며
상기 산성 용액은 적어도 b) 단계를 수행한 이후 상기 폐기물로부터 방사성 물질을 회수하는 탄소계 방사성 폐기물의 처리 방법을 제안한다.
이 방법의 가능한 실시태양이 아래에서 간략하게 제시된다.
예를 들어, 산성 용액은 황산(H2SO4)을 포함할 수 있다. 이러한 산 형태를 이용한 테스트는 우수한 결과들을 나타내었다.
만약 산성 용액이 산성 용액에 산소를 공급하는 성분, 예를 들어, 대표적으로 0.1% 내지 20% 비율(아래에 나타난 바와 같이, 5% 비율이 우수한 결과를 나타내었다)의 과산화수소(H2O2)를 추가로 포함하는 경우 유리할 수 있다.
산성 용액에 침지하는 단계는 15 내지 20 시간, 예를 들어, 약 18시간 동안 수행될 수 있다.
위에서 언급한 예를 들어, 로스팅에 의해 수행되는 열충격은 800 내지 1200℃ 온도(예를 들어, 약 1000 ℃)에서 15 내지 30 분(예를 들어, 약 20 분) 동안 수행될 수 있다.
수행된 테스트에 따라, (흑연 형태의) 탄소계 폐기물로부터 단계 b) 이후 빠져나온 방사성 물질이 적어도 염소 36을 포함한다는 것이 확인되었다. 이는 사실상 위에서 정의된 모든 "유기" 염소를 포함할 가능성이 매우 높으며, 이는 수행된 테스트들이 열충격 이후 사실상 모든 염소 36이 용액에 있음을 보여주었기 때문이며, 따라서, 염소 36은 사실상 탄소계 폐기물로부터 완전하게 추출되었다.
따라서 본 발명은 아래에서 상세하게 나타난 실시태양에서 증명된 바와 같이 유기 형태의 염소 36을 추출하는 것을 가능하게 해준다.
본 발명은 이러한 형태의 방사성 물질("유기" 염소 36)을 회수하는 것을 가능하게 해주기 때문에 위에서 설명된 수증기 개질에 의한 처리와 조합하여 유리하게 사용될 수 있다. 따라서, 본 발명에서의 방법의 단계 a) 및 b)의 적용에 의한 폐기물의 처리는 수증기 개질 형태의 처리보다 나중에 또는 먼저 이루어질 수 있다.
따라서, 방사능에 노출된 흑연으로부터의 방사성 핵종들의 침출(lixiviation)은 높은 산성 및 산화 용액에 침지(soaking)한 이후 열충격에 의해 얻어질 수 있다.
본 발명은 또한 상기한 청구항들 중 어느 한 항에 청구된 방법을 수행하기 위한 탄소계 방사성 폐기물을 처리하기 위한 플랜트(plant)로서,
- 산성 용액에 상기 폐기물을 저장하기 위한 탱크, 및
- 상기 산성 용액에 침지한 후 상기 폐기물에 열충격을 가하기 위해 구성된 가열 수단(MC)을 포함하는 것을 특징으로 한다.
예로써 제시된 실시태양의 상세한 설명들을 읽고 첨부된 도면들을 살펴봄으로써 다른 이점들 및 특징들이 명확해질 것이다.
본 발명의 내용 중에 포함되어 있다.
도 1은 본 발명의 방법의 주요 단계들을 개략적으로 도시한다.
도 2는 본 발명의 방법을 수행하기 위한 플랜트를 개략적으로 도시한다.
이하의 실시예들에서, 흑연 매트릭스로부터 염소 36을 방출하는 황산과 과산화수소의 능력을 결정하기 위하여 (이하에서 주어진 실시예에서 상세하게 기술된) 적절한 비율로 황산(H2SO4) 및 과산화수소(H2O2)를 혼합하는 것이 제안되었다.
실시예들
산소를 공급하는 물질로 과산화수소(H2O2) 및 산 매체로 황산(H2SO4) 및 과산화수소(30%)의 1 부피에 대하여 산(95%)의 약 4 내지 20 부피의 배분을 사용하는 4개의 테스트들이 아래의 표에 나타나있다.
H 2 SO 4 (95%) H 2 O 2 (30%)
19　mL 1　mL
18　mL 2　mL
17　mL 3　mL
16　mL 4　mL
상기 표의 샘플들을 구성하기 위해 탄소계 방사성 폐기물을 분말로 분쇄하였다.
분쇄 후 5 그램의 질량 및 일반적으로 2380 내지 4000 마이크론의 분포된 관찰된 입자 크기를 갖는 각 샘플을
- 상기에서 언급한 형태의 용액(H2SO4 및 H2O2)에 18시간 동안 침지하고,
- 그런 다음 5% 소다(NaOH)를 이용하여 중성 pH로 조절되기 전에 세척하고,
- 이후,
o 빠른 가열에 의해(5 내지 60분, 예를 들어 20분 동안), 및
o 고온(900 내지 1200℃, 예를 들어, 1000℃)에서 로스팅하였다.
이러한 처리 이후, 90%의 염소 36이 방출된 것을 관찰되었으며(특히, 첫 번째 샘플 - 1　mL의 H2O2에 대하여 19　mL의 산의 경우), 특히 산의 농도가 증가할수록 향상된 수율을 가졌다.
다른 관찰들
또한, 공정 동안, 거동의 일부 특색있는 특징들이 관찰되었다. 예를 들어, 각 테스트의 경우, 5 그램의 탄소계 방사성 폐기물을 (상기 표에 따른) 해당량의 용액에 첨가하고 18 시간 동안 침지하였다. 이 단계 동안, 흑연 입자의 표면 위에서 거품의 형성이 관찰되었다.
또한 침지 용액에서 가장 높은 농도의 H2SO4(즉, 상기 첫 번째 샘플)가 흑연을 팽윤시키는 효과를 가졌다는 것이 주목되었다. 후자의 공극들은 용액의 질량의 대부분을 흡수하였다.
하지만, 상기 표의 네 번째 샘플의 경우, 첫 번째 샘플과 비교하여 팽윤 및 침투가 매우 적다는 것을 나타내었다. 수집된 용액들은 매우 산성이었으며 침출에 의해 용액이 얻은 방사능(Cl-36)의 양을 측정하기 위한 분석 전에 5% NaOH를 이용한 중성화를 필요로 하였다.
용액이 흑연의 공극 내로 침투하였고 흑연이 부풀도록 효과적으로 야기하였기 때문에 침지 후 흑연 질량이 현저하게 증가된 것이 확인되었다.
그런 다음 흑연의 공극에 존재하는 임의의 용액을 추출하여 모든 방사능을 추출하기 위해 샘플들을 1000℃의 온도에서 20분간 유지하였다. 20분 후, 침지 및 노(furnace)에서 로스팅한 이후 여전히 현저한 양이 존재하는지를 테스트하고 측정하기 위해 각 샘플을 제거하고 수집하였다.
이러한 열처리 이후 침지 및 연이은 1000℃의 전기로에서의 로스팅 이후 초기 흑연 질량의 큰 감소가 없다는 것이 관찰되었다. 더불어, 포획된 총 방사능의 백분율의 조사는 Cl-36의 현저한 양이, 특히 상기 표의 첫 번째 샘플(가장 높은 비율의 H2SO4를 가짐)에서 침출되었음을 보여주었다. 마지막으로, 가장 중요한 발견들 중 하나는 용액이 1080 Bq/g의 Cl-36, 또는 흑연이 처리 전 가졌던 Cl-36의 초기 값(1200 Bq/g)에 매우 근접한 양을 포획하였다는 것이었다. 따라서, 예로서 상기에 제시된 처리 이후, 탄소계 방사성 폐기물에 10%의 Cl-36이 여전히 존재하였다.
도 1은 다음을 포함하는 본 발명에 따른 방법의 주요 단계의 요약을 나타낸다:
- 예를 들어, 첫 번째 단계 S1에서, 예를 흑연 형태인, 탄소계 방사성 폐기물의 회수,
- 다음 단계 S2에서, 이러한 폐기물의 침지가 매우 산소화된 산성 용액, 예를 들어, 약 5%의 과산화수소(H2O2)를 가진 황산(H2SO4)에서 시작된다;
- 이어서 단계 S3에서 충분한 침지 시간(예를 들어 18시간)을 확인한다,
- 단계 S4에서, 대략 1000℃의 온도에서 로스팅에 의한 열처리의 적용;
- 이어서 단계 S5에서 열처리의 충분한 지속(예를 들어 20분)을 확인한다,
- 염소 36이 산성 용액으로부터 회수되고 개별적으로 처리될 수 있으며, 탄소계 폐기물의 일부는 이후 예를 들어 상기 인용된 문헌 WO-2010/103210에 기술된 수증기 개질에 의해 처리될 수 있다(단계 S6).
이러한 방법을 수행하기 위한 플랜트는 도 2를 참조하여, 탱크(CU) 및 열충격 형태의 처리를 적용하기 위한 가열 수단(MC)에 의해 둘러싸인(도시된 예) 탱크(CU)에 포함된 매우 산성인 산소화된 용액(H2SO4 - H2O2)으로 부어지는 탄소계 폐기물(GR)의 컨베이어(C1) 포함할 수 있다. 이렇게 처리된 폐기물(GR)은 이후 (예를 들어, 현재 염소-36을 함유하는 산성 용액의 여과 후) 수증기 개질기로 운반되는 제 2 컨베이어(C2)에 의해 회수될 수 있다. 염소 36의 일부는 예를 들어 도 2에서 순수하게 설명적인 예로써 제시된 탱크(CU) 아래에 남아있는 용액으로부터 회수될 수 있다.
더불어, 본 발명은 상기에서 예로써 제시된 실시태양에 한정되지 않는다; 이는 다른 변형형태들에 대해서도 적용된다.
따라서, 예를 들어 다른 종류의 산이 황산과 조합하여 또는 황산의 변형 형태로 제공될 수 있다는 것이 이해될 것이다.
또한, 과산화수소는 용액에 산소를 공급하기 위한 우수한 성분이다. 하지만, 상기 제시된 실시태양의 변형으로서, 예를 들어 산성 용액에서 산소의 버블링을 예상하는 것이 가능하다.
따라서, 산성 용액에서 산소를 공급하는 성분들의 일부가 사용된 산 및 성분들에 따라 변할 수 있다는 것이 이해될 것이다. 또한, 단계 a)의 침지 시간은 변할 수 있다. 동일한 사항이 온도 및 열충격의 지속에도 적용된다.
마지막으로, 특정 실시태양이 상기에 기술되어 있으며, 위에서 언급한 산성 용액에서의 침지하는 단계 a)는 탄소계 폐기물을 분말로 만들기 위한 탄소계 폐기물의 분쇄보다 나중에 이루어진다. 하지만 이러한 적용은 필수적인 것은 아니며 변형 형태로서 고체 흑연을 예를 들어 산성 용액의 중심부로 바로 침지하는 것이 예상될 수 있다.

Claims (14)

  1. 탄소계 방사성 폐기물을 처리하는 방법으로서, 적어도:
    a) 산성 용액에 침지하는 단계(S2, S3), 및
    b) 열충격 형태의 열처리 단계(S4, S5)를 포함하며,
    상기 산성 용액은 적어도 b) 단계를 수행한 이후 상기 폐기물로부터 방사성 물질을 회수하는 것인 탄소계 방사성 폐기물을 처리하는 방법.
  2. 제 1 항에 있어서,
    산성 용액이 황산(H2SO4)을 포함하는 것을 특징으로 하는 탄소계 방사성 폐기물을 처리하는 방법.
  3. 제 1 항 또는 제 2 항에 있어서,
    산성 용액이 산성 용액에 산소를 공급하는 성분을 추가로 포함하는 것을 특징으로 하는 탄소계 방사성 폐기물을 처리하는 방법.
  4. 제 3 항에 있어서,
    산성 용액이 과산화수소(H2O2)를 포함하는 것을 특징으로 하는 탄소계 방사성 폐기물을 처리하는 방법.
  5. 제 3 항 또는 제 4 항에 있어서,
    산성 용액이 산소를 공급하는 성분을 0.1% 내지 20% 비율로 포함하는 것을 특징으로 하는 탄소계 방사성 폐기물을 처리하는 방법.
  6. 제 3 항 내지 제 5 항 중 어느 한 항에 있어서,
    산성 용액이 산소를 공급하는 성분을 5% 비율로 포함하는 것을 특징으로 하는 탄소계 방사성 폐기물을 처리하는 방법.
  7. 제 1 항 내지 제 6 항 중 어느 한 항에 있어서,
    산성 용액에 침지하는 단계는 15 내지 20 시간(S3) 동안 수행되는 것을 특징으로 하는 탄소계 방사성 폐기물을 처리하는 방법.
  8. 제 1 항 내지 제 7 항 중 어느 한 항에 있어서,
    열충격은 800 내지 1200℃ 온도에서 수행되는 것을 특징으로 하는 탄소계 방사성 폐기물을 처리하는 방법.
  9. 제 1 항 내지 제 8 항 중 어느 한 항에 있어서,
    열처리는 15 내지 30 분(S5) 동안 수행되는 것을 특징으로 하는 탄소계 방사성 폐기물을 처리하는 방법.
  10. 제 1 항 내지 제 9 항 중 어느 한 항에 있어서,
    상기 방사성 물질이 적어도 염소 36을 포함하는 것을 특징으로 하는 탄소계 방사성 폐기물을 처리하는 방법.
  11. 제 1 항 내지 제 10 항 중 어느 한 항에 있어서,
    단계 a) 및 b)의 적용에 의한 폐기물의 처리가 수증기 개질 형태(S6)의 처리보다 나중에 또는 먼저 이루어지는 것을 특징으로 하는 탄소계 방사성 폐기물을 처리하는 방법.
  12. 제 1 항 내지 제 11 항 중 어느 한 항에 있어서,
    단계 a)가 탄소계 폐기물을 분말로 만들기 위한 탄소계 폐기물의 분쇄 단계보다 나중에 이루어지는 것을 특징으로 하는 탄소계 방사성 폐기물을 처리하는 방법.
  13. 제 1 항 내지 제 12 항 중 어느 한 항에 있어서,
    단계 b)에서 열충격이 로스팅에 의해 수행되는 것을 특징으로 하는 탄소계 방사성 폐기물을 처리하는 방법.
  14. 제 1 항 내지 제 13 항 중 어느 한 항에 청구된 방법을 수행하기 위한 탄소계 방사성 폐기물을 처리하기 위한 플랜트로서,
    - 산성 용액에 상기 폐기물을 저장하기 위한 탱크(CU), 및
    - 상기 산성 용액에 침지한 후 상기 폐기물에 열충격을 가하기 위해 구성된 가열 수단(MC)을 포함하는 것을 특징으로 하는 탄소계 방사성 폐기물을 처리하기 위한 플랜트.
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Families Citing this family (5)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
RU2624270C1 (ru) * 2016-02-24 2017-07-03 Акционерное общество "Радиевый институт имени В.Г. Хлопина" Способ переработки отходов реакторного графита
RU2726145C1 (ru) * 2019-04-25 2020-07-09 Валерий Вадимович Крымский Способ уменьшения радиоактивности отработавших графитовых блоков и установка для его осуществления
CN110715296B (zh) * 2019-09-28 2021-01-12 山西方洁路路通净化技术有限公司 负压无烟筒式焚烧系统
RU2765864C1 (ru) * 2020-10-09 2022-02-03 Акционерное Общество "Наука И Инновации" Способ переработки облученного в реакторе АЭС углерода и устройство для его реализации
CN113658736A (zh) * 2021-08-24 2021-11-16 浙江省辐射环境监测站 一种利用碳基纳滤膜去除溶液中放射性核素的方法

Family Cites Families (8)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
DE1958464A1 (de) * 1969-11-21 1971-06-03 Alkem Gmbh Verfahren zur nasschemischen Verbrennung von organischem Material
DE2916203A1 (de) * 1979-04-21 1980-11-06 K E W A Kernbrennstoff Wiedera Verfahren zur behandlung von brennbaren, festen, radioaktiven abfaellen
DE3375051D1 (en) * 1983-12-13 1988-02-04 Kernforschungsz Karlsruhe Process for the oxidative disposal of carbon particles contaminated by noxious material
FR2691524B1 (fr) * 1992-05-20 1997-12-12 Servithen Sarl Procede et installation pour la destruction sans contamination de l'environnement de pieces de graphite eventuellement radioactives.
UA57884C2 (uk) * 1999-10-14 2003-07-15 Дейвід БРЕДБЕРІ Спосіб обробки радіоактивного графіту
JP2003014890A (ja) * 2001-06-28 2003-01-15 Toshiba Corp 放射化黒鉛の処分方法及びその装置
FR2943167B1 (fr) 2009-03-11 2011-03-25 Electricite De France Traitement de dechets radioactifs carbones.
DE102010026936A1 (de) * 2010-07-12 2012-01-12 Forschungszentrum Jülich GmbH Verfahren zur Teildekontamination radioaktiver Abfälle

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