KR20180072224A - 원자력 시설 해체 폐기물에 포함된 휘발성 방사성 핵종 분석을 위한 연소로 및 포집장치 - Google Patents

원자력 시설 해체 폐기물에 포함된 휘발성 방사성 핵종 분석을 위한 연소로 및 포집장치 Download PDF

Info

Publication number
KR20180072224A
KR20180072224A KR1020160175557A KR20160175557A KR20180072224A KR 20180072224 A KR20180072224 A KR 20180072224A KR 1020160175557 A KR1020160175557 A KR 1020160175557A KR 20160175557 A KR20160175557 A KR 20160175557A KR 20180072224 A KR20180072224 A KR 20180072224A
Authority
KR
South Korea
Prior art keywords
combustion
tube
volatile
sample
collecting
Prior art date
Application number
KR1020160175557A
Other languages
English (en)
Other versions
KR101956757B1 (ko
Inventor
김현철
임종명
최상도
지영용
이완로
정근호
Original Assignee
한국원자력연구원
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 한국원자력연구원 filed Critical 한국원자력연구원
Priority to KR1020160175557A priority Critical patent/KR101956757B1/ko
Publication of KR20180072224A publication Critical patent/KR20180072224A/ko
Application granted granted Critical
Publication of KR101956757B1 publication Critical patent/KR101956757B1/ko

Links

Images

Classifications

    • B—PERFORMING OPERATIONS; TRANSPORTING
    • B01—PHYSICAL OR CHEMICAL PROCESSES OR APPARATUS IN GENERAL
    • B01D—SEPARATION
    • B01D59/00—Separation of different isotopes of the same chemical element
    • B01D59/28—Separation by chemical exchange
    • B01D59/32—Separation by chemical exchange by exchange between fluids
    • G—PHYSICS
    • G01—MEASURING; TESTING
    • G01N—INVESTIGATING OR ANALYSING MATERIALS BY DETERMINING THEIR CHEMICAL OR PHYSICAL PROPERTIES
    • G01N1/00—Sampling; Preparing specimens for investigation
    • G01N1/02—Devices for withdrawing samples
    • G01N1/22—Devices for withdrawing samples in the gaseous state
    • G01N1/24—Suction devices
    • G—PHYSICS
    • G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21D—NUCLEAR POWER PLANT
    • G21D1/00—Details of nuclear power plant
    • G21D1/003—Nuclear facilities decommissioning arrangements
    • Y—GENERAL TAGGING OF NEW TECHNOLOGICAL DEVELOPMENTS; GENERAL TAGGING OF CROSS-SECTIONAL TECHNOLOGIES SPANNING OVER SEVERAL SECTIONS OF THE IPC; TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC CROSS-REFERENCE ART COLLECTIONS [XRACs] AND DIGESTS
    • Y02—TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
    • Y02E—REDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
    • Y02E30/00—Energy generation of nuclear origin

Landscapes

  • Physics & Mathematics (AREA)
  • Engineering & Computer Science (AREA)
  • Life Sciences & Earth Sciences (AREA)
  • Health & Medical Sciences (AREA)
  • Chemical & Material Sciences (AREA)
  • Biochemistry (AREA)
  • Molecular Biology (AREA)
  • Analytical Chemistry (AREA)
  • Biomedical Technology (AREA)
  • General Health & Medical Sciences (AREA)
  • General Physics & Mathematics (AREA)
  • Immunology (AREA)
  • Pathology (AREA)
  • Plasma & Fusion (AREA)
  • General Engineering & Computer Science (AREA)
  • High Energy & Nuclear Physics (AREA)
  • Chemical Kinetics & Catalysis (AREA)
  • Sampling And Sample Adjustment (AREA)

Abstract

원자력 시설 해체 폐기물에 포함된 휘발성 방사성 핵종 분석을 위한 연소로 및 포집장치가 소개된다.
본 발명의 원자력 시설 해체 폐기물에 포함된 휘발성 방사성 핵종 포집장치는, 3H, 14C, 99Tc, 129I 중 어느 하나 이상의 휘발성 방사성 핵종을 포함하는 시료를 연소시켜 상기 휘발성 방사성 핵종을 추출하되, 상기 시료의 이동 방향으로 온도 구배가 발생하는 것을 방지할 수 있도록 상기 시료의 이동 방향으로 동일한 온도를 유지하는 연소부; 및 상기 연소부에서 발생한 상기 휘발성 방사성 핵종을 포집할 수 있도록 상기 연소부와 연결되며, 항상 동일한 온도를 유지하는 가스 포집부를 포함한다.

Description

원자력 시설 해체 폐기물에 포함된 휘발성 방사성 핵종 분석을 위한 연소로 및 포집장치{Collecting device and Combustion furnace for analyzing volatile nuclide from radioactive wastes}
본 발명 원자력 시설 해체 폐기물에 포함된 3H, 14C, 99Tc, 129I 등의 휘발성 방사성 핵종을 동시에 포집할 수 있는 원자력 시설 해체 폐기물에 포함된 휘발성 방사성 핵종 분석을 위한 연소로 및 포집장치에 관한 것이다.
방사성 핵종 중 100℃ 또는 고온에서 휘발하는 3H, 14C, 99Tc, 129I 등은 원자력 시설 해체 폐기물 중 반드시 분석해야 하는 방사성 핵종이다.
토양, 콘크리트, 금속 등 다양한 고체형 매질에 존재하는 이러한 휘발성 핵종은 고온 연소과정을 통해 시료에서 추출된다. 국내에서 수입해 사용하고 있는 기존의 연소로는 3H, 14C만을 추출하기 위해 설계된바, Pyrolizer(Raddec, Great Britain)라 불리는 이러한 장비는 시료를 연소시킨 후, 0.1M HNO3 용액이 담긴 포집기에서 3H 포집하고, carbosorb이라 불리는 CO2 흡수섬광용액이 담긴 포집기에서 14C를 순서대로 포집한다.
시료를 보트(boat) 형상으로 제작된 석영용기(이하 "보트"라 한다)에 넣고, 이러한 보트를 석영 연소관에 놓은 후, 연소로 안으로 투입한다.
연소로는 세 개의 영역(zone)으로 설계되어 있는데, 첫 번째 영역은 시료가 놓인 곳의 온도를 목표 온도까지 상승시키는 영역이고, 두 번째 영역은 온도 상승 완충 구역에 해당하며, 세 번째 영역은 고온의 환경에서 촉매와 반응하는 구역으로 구성되어 있다. 연소로를 빠져나온 가스는 유리관-실리콘 튜브를 거쳐 3H와 14C 포집기로 이어진다.
그러나 이러한 연소로는 다양한 문제점을 가지고 있는바, 그 문제점을 요약하면 아래와 같다.
첫째, 기존의 연소로에서는 아래와 같은 이유로 다양한 휘발성 핵종 중 3H와 14C만이 추출될 수밖에 없는 단점이 존재한다.
방사성 핵종 중 휘발성 핵종은 3H, 14C, 99Tc, 129I 등이 존재하는데, 기존 연소로에서 99Tc는 두 번째 영역에 해당하는 완충구역에 이르러 대부분 연소관 내에서 재승화하게 되는바, 두 번째 영역이 상대적으로 온도가 매우 낮아 기화했던 99Tc가 다시 고체로 승화되어 유리관 내에 침착하게 되므로 99Tc를 추출할 수 없다.
또한, 연소로에서 빠져나온 가스는 실리콘 튜브와 유리관을 지나 3H 포집기로 이동하게 되는데, I 가스는 그 특성상 실리콘 튜브에 잘 흡착되므로, 129I 역시 추출되기 어렵다.
둘째, 3H 가스 포집기에서 기화된 수분 중 일부가 14C 포집 용액으로 월류(overflow)하는 단점이 존재한다.
연소로 세 번째 영역의 온도는 약 800℃이며, 기화된 가스는 0.1M HNO3 용액이 들어있는 3H 포집기를 거쳐 14C 포집용액을 지나간다. 시료에서 기화되어 고온으로 유입된 3H 가스는 3H 가스 포집기에서 증발하여 14C 포집용액으로 월류하게 되는바, 이에 따라, 3H를 100% 포집하지 못 하게 되는 것은 물론, 14C를 포집하는 carbosorb의 CO2 포집 능력이 저하된다.
실제로 기존의 연소로를 운영할 때, 3H 포집용액을 지나 14C 포집용액으로 연결하는 유리관 내에 물방울이 맺히는 것을 관찰할 수 있는데, 분석 기술 측면에서 시료 중 3H의 100%가 3H 포집용액에 포집된다는 가정하에 3H를 정량분석하고 있다.
그러나 실제로 연소로 운영 과정에서 시료의 3H 일부가 14C 포집용액으로 넘어가게 되는바, 이로 인해 3H 100%가 포집될 수 없고, 14C 포집용액의 carbosorb가 넘어온 수분에 의해 CO2 포집 능력이 저하되는 것은 물론, 액체섬광계수기를 이용하여 14C를 분석할 때 월류된 3H의 영향으로 피크 겹침 현상이 나타나 그 농도가 과대평가되는 문제점이 있다.
상기한 배경기술로서 설명된 사항들은 본 발명의 배경에 대한 이해 증진을 위한 것일 뿐, 이 기술분야에서 통상의 지식을 가진 자에게 이미 알려진 종래기술에 해당함을 인정하는 것으로 받아들여져서는 안 될 것이다.
KR 1999-0083814 A(1999.12.06)
본 발명은 고체 매질의 해체 폐기물 중 휘발성 방사성 핵종에 해당하는 3H, 14C, 99Tc, 129I 를 동시에 추출하되, 3H의 월류를 방지하여, 3H 및 14C를 완벽하게 회수할 수 있는 것은 물론, 기존 연소로 대비 그 크기를 약 1/2 수준으로 줄일 수 있어서 공간 활용성이 개선된 원자력 시설 해체 폐기물에 포함된 휘발성 방사성 핵종 분석을 위한 연소로 및 포집장치를 제공하는데 그 목적이 있다.
이러한 목적을 달성하기 위한 본 발명의 원자력 시설 해체 폐기물에 포함된 휘발성 방사성 핵종 분석을 위한 연소로 및 포집장치는, 3H, 14C, 99Tc, 129I 중 어느 하나 이상의 휘발성 방사성 핵종을 포함하는 시료를 연소시켜 상기 휘발성 방사성 핵종을 추출하되, 상기 시료의 이동 방향으로 온도 구배가 발생하는 것을 방지할 수 있도록 상기 시료의 이동 방향으로 동일한 온도를 유지하는 연소부; 및 상기 연소부에서 발생한 상기 휘발성 방사성 핵종을 포집할 수 있도록 상기 연소부와 연결되며, 항상 동일한 온도를 유지하는 가스 포집부를 포함한다.
상기 연소부는, 상기 시료의 이동 방향으로 그 내부 온도가 동일하게 유지되는 하우징; 시료를 담은 보트가 투입될 수 있도록 그 일단이 상기 하우징 외측에 결합된 투입관; 상기 하우징 내부에 설치되고, 상기 하우징 내측에 결합되며, 상기 투입관과 내통하는 연소관; 및 상기 하우징 내부에 설치되어 상기 연소관에서 발생한 가스를 이송시키되, 상기 연소관과 분리 가능하도록 결합되며, 상기 가스 포집부와 연결되는 유리관을 포함할 수 있다.
상기 연소관 및 유리관은 내열 재질의 연결부를 매개로 연결되고, 상기 유리관은 상기 연결부로부터 분리 가능하게 결합될 수 있다.
상기 연결부는, 중공의 형상으로 형성되고, 그 일단으로 상기 유리관 일단이 삽입 결합되며, 그 타단에는 상기 연소관이 삽입 결합되는 피팅과, 상기 내주면에 설치되어 상기 피팅의 변형을 방지하는 스프링을 포함할 수 있다.
상기 피팅은 세라믹 재질로 형성되고, 상기 스프링은 인코넬 재질로 형성될 수 있다.
상기 시료에는 바나듐 촉매가 혼합되는 것이 바람직하다.
상기 가스 포집부는, 상기 하우징 외부에 설치되어 상기 유리관과 연결되는 가스 포집관; 항온 수조; 상기 항온 수조에 내장되어 상기 가스 포집관으로부터 상기 휘발성 방사성 핵종을 공급받아 포집하는 가스 포집조를 포함할 수 있다.
상기 가스 포집부는, 온도 컨트롤러를 더 포함하고, 상기 항온 수조는 펠티어 소자를 이용하여 제조되어, 20℃ 이하로 유지될 수 있다.
본 발명의 원자력 시설 해체 폐기물에 포함된 휘발성 방사성 핵종 분석을 위한 연소로 및 포집장치에 따르면 아래와 같은 효과를 구현할 수 있다.
첫째, 고체 매질의 해체 폐기물 중 휘발성 방사성 핵종에 해당하는 3H, 14C, 99Tc, 129I 를 동시에 추출할 수 있는 이점이 있다.
둘째, 항온 수조를 이용하여 3H, 14C를 완벽하게 회수할 수 있는 이점이 있다.
셋째, 기존 연소로 대비 그 크기를 약 1/2 수준으로 줄일 수 있어서 공간 활용성이 개선되는 이점이 있다.
넷째, 하나의 시료로부터 동시에 다수의 방사성 핵종을 추출, 분리할 수 있는바, 시료 분석 비용이 절감되는 것은 물론, 원전 해체 폐기물 분석 시장에서 다양한 수요를 기대할 수 있는 이점이 있다.
도 1은 본 발명의 원자력 시설 해체 폐기물에 포함된 휘발성 방사성 핵종 분석을 위한 연소로 및 포집장치의 사시도,
도 2는 본 발명의 원자력 시설 해체 폐기물에 포함된 휘발성 방사성 핵종 분석을 위한 연소로 및 포집장치의 일요부인 연소부를 나타낸 도면,
도 3은 본 발명의 원자력 시설 해체 폐기물에 포함된 휘발성 방사성 핵종 분석을 위한 연소로 및 포집장치의 일요부인 연결부를 나타낸 도면이다.
도 4 및 도 5는 본 발명의 원자력 시설 해체 폐기물에 포함된 휘발성 방사성 핵종 분석을 위한 연소로 및 포집장치의 정면도 및 다른 방향에서 본 사시도이다.
본 발명의 목적, 특정한 장점들 및 신규한 특징들은 첨부된 도면들과 연관되는 이하의 상세한 설명과 실시예로부터 더욱 명백해질 것이다. 본 명세서에서 각 도면의 구성요소들에 참조번호를 부가함에 있어서, 동일한 구성 요소들에 한해서는 비록 다른 도면상에 표시되더라도 가능한 한 동일한 번호를 가지도록 하고 있음에 유의하여야 한다. 또한, 제1, 제2 등의 용어는 다양한 구성요소들을 설명하는데 사용될 수 있지만, 상기 구성요소들은 상기 용어들에 의해 한정되어서는 안 된다. 상기 용어들은 하나의 구성요소를 다른 구성요소로부터 구별하는 목적으로만 사용된다. 또한, 본 발명을 설명함에 있어서, 관련된 공지 기술에 대한 구체적인 설명이 본 발명의 요지를 불필요하게 흐릴 수 있다고 판단되는 경우 그 상세한 설명은 생략한다.
이하에서는 첨부된 도면을 참조로, 본 발명의 원자력 시설 해체 폐기물에 포함된 휘발성 방사성 핵종 분석을 위한 연소로 및 포집장치를 설명한다.
도 1, 도 2 및 도 4 내지 도 5에 도시된 바와 같이, 본 발명의 원자력 시설 해체 폐기물에 포함된 휘발성 방사성 핵종 포집장치는, 연소부(100) 및 가스 포집부(200)를 포함한다.
본 발명자는 고체 매질의 해체 폐기물 중에 포함된 3H, 14C, 99Tc, 129I 등의 다양한 휘발성 방사성 핵종을 동시에 포집하고, 포집 시 3H의 월류(overflow)를 방지하며, 장치의 크기를 줄여 공간 활용성을 개선할 수 있도록 연소부(100) 및 가스 포집부(200)를 구성하였다.
본 발명의 일요부인 연소부(100)는 3H, 14C, 99Tc, 129I 중 어느 하나 이상의 휘발성 방사성 핵종을 포함하는 시료를 연소시켜 휘발성 방사성 핵종을 동시에 추출하는 기능을 한다. 이러한 연소부(100)의 내부 공간은 시료의 이동 방향으로 동일한 온도를 유지함으로써, 기화된 99Tc의 재승화를 방지하여 99Tc를 추출 가능하도록 하였다.
이와 같이, 연소부(100)의 내부 온도는 시료의 이동 방향에 따라 영향을 받지 않고 동일하게 유지되어야 하는바, 기존과 달리 온도 상승 영역, 완충 영역, 촉매 영역을 별도로 구성할 필요가 없으므로, 종래기술 대비 연소부(100)를 컴팩트하게 구성할 수 있다.
이로 인해 본 발명의 원자력 시설 해체 폐기물에 포함된 휘발성 방사성 핵종 포집장치는 기존 장치에 비하여 약 1/2 정도 크기로 제조 가능하므로 공간 활용성이 개선된다.
본 발명은 종래 시료의 불완전 연소를 방지하고, 완전 연소를 위해 필요하였던 촉매 영역을 생략한바, 이로 인해 발생할 수 있는 불완전 연소로 인한 14C 손실을 방지하기 위해 시료에 바나듐을 촉매로 혼합하여 사용함으로써 14C 손실을 최소화하였다.
이하에서는 첨부된 도면을 참조로, 연소부(100) 및 가스 포집부(200)의 구성에 대하여 더 구체적으로 설명한다.
연소부(100)는 하우징(110), 투입관(120), 연소관(130), 유리관(140)을 포함할 수 있다.
하우징(110)은 다양한 형상으로 형성 가능하며, 그 내부는 빈 공간으로 형성되되, 상술한 바와 같이 그 내부 공간의 온도는 시료의 흐름 방향에 따라 서로 달라지지 않고, 동일하게 유지된다.
투입관(120)은 시료가 담긴 보트가 투입되는 곳으로, 그 일단이 하우징(110) 외측에 결합되어 하우징(110)과 내통한다.
투입관(120)을 통해 하우징(110) 내부로 진입한 시료가 연소될 수 있도록 하우징(110) 내부에는 연소관(130)이 설치되며, 이러한 연소관(130)은 투입관(120)과 내통한다. 연소관(130)은 석영 재질로 제조되는바, 하우징(110)의 폭 방향으로 길게 설치된다. 시료는 투입관(120)을 통해 연소관(130)으로 이동하면서 하우징(110) 내부 공간에서 연소되며, 상술한 시료로부터 휘발성 방사성 핵종이 가스 형태로 추출된다.
유리관(140)은 하우징(110) 내부에 설치되어 연소관(130)에서 발생한 휘발성 방사성 핵종 가스를 가스 포집부(200)로 이송시키며, 연소관(130)과 분리 가능하도록 결합된다. 즉, 유리관(140)의 일단은 연소관(130)과 분리 가능하도록 연결되고, 그 타단은 하우징(110) 내벽에 결합되어 가스 포집부(200)와 연결되는 것이다.
본 발명에서는 종래기술과 달리 유리관(140)을 하우징(110) 내부에 설치하되, 이러한 유리관(140)을 연소관(130)과 분리 가능하게 결합함으로써, 기화된 휘발성 방사성 핵종 가스가 유리관(140) 통과 시 그 내벽에 침적되는 것을 최소화하고, 설령 그 내벽에 침적된다고 하더라도 연소관(130)으로부터 유리관(140)을 분리함으로써, 승화되어 그 내벽에 침적된 휘발성 방사성 핵종을 추출할 수 있게 된다.
또한, 본 발명에서는 종래기술과 달리 유리관(140)과 연결되는 별도의 실리콘 재질의 튜브에 관한 구성을 생략함으로써, 휘발성 방사성 핵종 가스 중 하나인 129I 를 효율적으로 추출 가능하도록 하였다.
본 발명의 원자력 시설 해체 폐기물에 포함된 휘발성 방사성 핵종 분석을 위한 연소로 및 포집장치는 연소관(130) 및 유리관(140)이 서로 분리 가능하도록 내열 재질의 연결부(150)를 이용하여 연결할 수도 있다. 연결부(150)는 내열 재질을 갖고, 유리관(140) 및 연소관(130)을 분리 가능하도록 연결할 수 있는 것이라면, 그 구조, 형상 및 재질은 설계자의 의도에 따라 다양하게 변형 가능하다.
일 예로, 연결부(150)는 피팅(152) 및 스프링(154)으로 구체화될 수 있다.
피팅(152) 및 스프링(154)은 각각 세라믹, 인코넬 재질로 형성될 수 있는바, 피팅(152)은 유리관(140) 및 연소관(130)을 매개하는 기능을 한다. 이러한 피팅(152)은 중공의 형상으로 형성되어 그 일단에는 상술한 유리관(140)이 삽입 체결되고, 그 타단에는 연소관(130)이 삽입 체결될 수 있다.
세라믹 재질의 피팅(152)과, 이러한 피팅(152)에 삽입 체결되는 유리관(140)은 그 재질이 서로 상이하기 때문에, 서로 다른 열팽창율을 가지고 있는바, 고온에서 열팽창율 차이로 인하여 유리관이 파손될 수도 있다. 스프링(154)은 피팅 내주면에 설치되어, 고온에서 피팅이 열 팽창함으로써 유리관(140)을 압박하는 것을 방지함으로써, 유리관(140)이 파손되는 것을 방지하게 된다.
투입관(120), 연소관(130), 유리관(140), 연결부(150)는 하나의 모듈로 구성하여 하우징(110)에 설치되는바, 이러한 모듈은 하우징(110)에 복수 개가 종 방향 또는 횡 방향으로 서로 평행하게 설치되어, 복수 개의 시료로부터 동시에 다양한 휘발성 방사성 핵종을 추출할 수도 있을 것이다.
한편, 도 1 내지 도 3에 도시된 바와 같이, 본 발명의 일요부인 가스 포집부(200)는 가스 포집관(210), 항온 수조(220), 가스 포집조(230)를 포함할 수 있다.
가스 포집부(200)는 연소부(100)로부터 추출된 휘발성 방사성 핵종을 냉각하여 종류별로 포집하기 위한 구성으로, 그 내부에는 항온 수조(220)가 설치된다.
항온 수조(220) 내부에 설치된 항온 수조(220)는 다양한 가스를 포집할 수 있도록 복수 개가 설치될 수 있으며, 각각의 항온 수조(220)에는 휘발성 방사성 핵종을 포집할 수 있는 용액이 내장된다.
0.1M HNO3 용액이 담긴 항온 수조(220)에서 연소부(100)로부터 추출되는 휘발성 방사성 핵종 중 3H을 1차적으로 포집하고, 2차적으로 14C를 포집하는 용액이 담긴 별도의 항온 수조(220)에서 14C를 포집하되, 3H 포집 시 3H 가 증발하여 14C를 포집하는 용액으로 월류하는 것을 방지할 수 있도록 항온 수조(220)는 20℃ 이하로 유지되어야 한다.
항온 수조(220)의 온도 유지를 유지할 수 있다면, 항온 수조(220)는 구조, 형상, 재질의 제한을 받지 않고, 설계자의 의도에 따라 다양하게 변형될 수 있다.
일 예로, 항온 수조(220)를 펠티어 소자를 이용하여 제조함으로써, 항온 수조(220) 내부를 냉각 영역으로 설계할 수도 있으며, 온도 컨트롤러(미도시)를 통해 자동적으로 가스 포집조(230)가 설치된 항온 수조(220) 내부 온도를 20℃ 이하로 유지하는 것도 가능할 것이다.
또한, 항온 수조(220)에 설치되는 항온 수조(220)를 복수 개 더 설치하여 상술한 99Tc, 129I를 순차적으로 포집할 수도 있다.
본 발명의 원자력 시설 해체 폐기물에 포함된 휘발성 방사성 핵종 분석을 위한 연소로 및 포집장치를 이용하여 휘발성 방사성 핵종을 추출, 분리하는 과정에 대하여 간략하게 설명한다.
바나듐 촉매와 혼합된 시료를 보트에 담아 투입관(120)을 통해 하우징(110) 내부에 설치된 연소관(130)으로 공급하면, 연소관(130) 내부에서 시료가 연소되면서 3H, 14C, 99Tc, 129I 중 어느 하나 이상의 휘발성 방사성 핵종 가스가 발생한다.
휘발성 방사성 핵종 가스는 유리관(140)을 통해 연소부(100) 외부에 설치된 가스 포집부(200)로 이동하며, 1차적으로 가스 포집부(200) 내부에 설치된 항온 수조(220)를 통과하면서 1차포집구(211)에 의해 3H, 99Tc 및 129I가 포집되고, 1차포집구(211) 후방에 위치한 2차포집구(212)에 의해 14C가 순차적으로 포집된다.
이상 본 발명을 구체적인 실시예를 통하여 상세히 설명하였으나, 이는 본 발명을 구체적으로 설명하기 위한 것으로, 본 발명에 따른 원자력 시설 해체 폐기물에 포함된 휘발성 방사성 핵종 분석을 위한 연소로 및 포집장치에 한정되지 않으며, 본 발명의 기술적 사상 내에서 당해 분야의 통상의 지식을 가진 자에 의해 그 변형이나 개량이 가능함은 명백하다고 할 것이다. 본 발명의 단순한 변형 내지 변경은 모두 본 발명의 영역에 속하는 것으로 본 발명의 구체적인 보호 범위는 첨부된 특허청구범위에 의하여 명확해질 것이다.
100 : 연소부 110 : 하우징
120 : 투입관 130 : 연소관
140 : 유리관 150 : 연결부
152 : 피팅 154 : 스프링
200 : 가스 포집부 210 : 가스 포집관
220 : 항온 수조 230 : 가스 포집조

Claims (8)

  1. 3H, 14C, 99Tc, 129I 중 어느 하나 이상의 휘발성 방사성 핵종을 포함하는 시료를 연소시켜 상기 휘발성 방사성 핵종을 추출하되, 상기 시료의 이동 방향으로 온도 구배가 발생하는 것을 방지할 수 있도록 상기 시료의 이동 방향으로 동일한 온도를 유지하는 연소부; 및
    상기 연소부에서 발생한 상기 휘발성 방사성 핵종을 포집할 수 있도록 상기 연소부와 연결되며, 항상 동일한 온도를 유지하는 가스 포집부를 포함하는, 원자력 시설 해체 폐기물에 포함된 휘발성 방사성 핵종 분석을 위한 연소로 및 포집장치.
  2. 청구항 1에 있어서,
    상기 연소부는,
    상기 시료의 이동 방향으로 그 내부 온도가 동일하게 유지되는 하우징;
    시료를 담은 보트가 투입될 수 있도록 그 일단이 상기 하우징 외측에 결합된 투입관;
    상기 하우징 내부에 설치되고, 상기 하우징 내측에 결합되며, 상기 투입관과 내통하는 연소관; 및
    상기 하우징 내부에 설치되어 상기 연소관에서 발생한 가스를 이송시키되, 상기 연소관과 분리 가능하도록 결합되며, 상기 가스 포집부와 연결되는 유리관을 포함하는, 원자력 시설 해체 폐기물에 포함된 휘발성 방사성 핵종 분석을 위한 연소로 및 포집장치.
  3. 청구항 2에 있어서,
    상기 연소관 및 유리관은 내열 재질의 연결부를 매개로 연결되고, 상기 유리관은 상기 연결부로부터 분리 가능하게 결합된 것을 특징으로 하는, 원자력 시설 해체 폐기물에 포함된 휘발성 방사성 핵종 분석을 위한 연소로 및 포집장치.
  4. 청구항 4에 있어서,
    상기 연결부는,
    중공의 형상으로 형성되고, 그 일단으로 상기 유리관 일단이 삽입 결합되며, 그 타단에는 상기 연소관이 삽입 결합되는 피팅과, 상기 내주면에 설치되어 상기 피팅의 변형을 방지하는 스프링을 포함하는, 원자력 시설 해체 폐기물에 포함된 휘발성 방사성 핵종 분석을 위한 연소로 및 포집장치.
  5. 청구항 4에 있어서,
    상기 피팅은 세라믹 재질로 형성되고, 상기 스프링은 인코넬 재질로 형성된 것을 특징으로 하는, 원자력 시설 해체 폐기물에 포함된 휘발성 방사성 핵종 분석을 위한 연소로 및 포집장치.
  6. 청구항 5에 있어서,
    상기 시료에는 바나듐 촉매가 혼합된 것을 특징으로 하는, 원자력 시설 해체 폐기물에 포함된 휘발성 방사성 핵종 분석을 위한 연소로 및 포집장치.
  7. 청구항 2 내지 청구항 6 중 어느 한 항에 있어서,
    상기 가스 포집부는,
    상기 하우징 외부에 설치되어 상기 유리관과 연결되는 가스 포집관;
    항온 수조;
    상기 항온 수조에 내장되어 상기 가스 포집관으로부터 상기 휘발성 방사성 핵종을 공급받아 포집하는 가스 포집조를 포함하는, 원자력 시설 해체 폐기물에 포함된 휘발성 방사성 핵종 분석을 위한 연소로 및 포집장치.
  8. 청구항 7에 있어서,
    상기 가스 포집부는,
    온도 컨트롤러를 더 포함하고,
    상기 항온 수조는 펠티어 소자를 이용하여 제조되어, 20℃ 이하로 유지되는 것을 특징으로 하는, 원자력 시설 해체 폐기물에 포함된 휘발성 방사성 핵종 분석을 위한 연소로 및 포집장치.
KR1020160175557A 2016-12-21 2016-12-21 원자력 시설 해체 폐기물에 포함된 휘발성 방사성 핵종 분석을 위한 연소로 KR101956757B1 (ko)

Priority Applications (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
KR1020160175557A KR101956757B1 (ko) 2016-12-21 2016-12-21 원자력 시설 해체 폐기물에 포함된 휘발성 방사성 핵종 분석을 위한 연소로

Applications Claiming Priority (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
KR1020160175557A KR101956757B1 (ko) 2016-12-21 2016-12-21 원자력 시설 해체 폐기물에 포함된 휘발성 방사성 핵종 분석을 위한 연소로

Publications (2)

Publication Number Publication Date
KR20180072224A true KR20180072224A (ko) 2018-06-29
KR101956757B1 KR101956757B1 (ko) 2019-05-29

Family

ID=62780669

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
KR1020160175557A KR101956757B1 (ko) 2016-12-21 2016-12-21 원자력 시설 해체 폐기물에 포함된 휘발성 방사성 핵종 분석을 위한 연소로

Country Status (1)

Country Link
KR (1) KR101956757B1 (ko)

Cited By (7)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
KR101958261B1 (ko) 2018-11-21 2019-03-15 (주) 비앤비 자동 축차 방사핵종 분리기용 컬럼
KR102068200B1 (ko) 2018-10-17 2020-01-20 한국건설기술연구원 원전 바이오쉴드 콘크리트 구조물의 제염용 프레임 및 이를 이용한 바이오 쉴드 콘크리트의 제염방법
KR20200014208A (ko) * 2018-07-31 2020-02-10 한국원자력연구원 방사성 핵종 분석 시스템
KR102118569B1 (ko) 2019-02-21 2020-06-03 한국건설기술연구원 흡입식 절삭부가 구비된 원전 바이오 쉴드 콘크리트 구조물의 제염용 프레임 및 이를 이용한 바이오 쉴드 콘크리트의 제염방법
KR102213769B1 (ko) 2020-02-28 2021-02-09 한국건설기술연구원 폐콘크리트의 골재에 부착된 모르타르 분리장치 및 이를 이용한 폐콘크리트의 재생방법
KR102335536B1 (ko) 2020-12-16 2021-12-07 한국건설기술연구원 폐콘크리트 미분말을 활용한 방사성 폐기물용 고화재 및 이를 이용한 방사성 폐기물의 처리방법
KR20230145658A (ko) * 2022-04-11 2023-10-18 한국수력원자력 주식회사 원자력발전소의 잡고체 폐기물의 휘발성핵종 분리시스템 및 분리방법

Families Citing this family (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
KR102419401B1 (ko) 2022-01-11 2022-07-11 (주) 비앤비 멀티튜브형 연소로장치

Citations (5)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
KR19990078837A (ko) * 1999-08-12 1999-11-05 김세종 생물시료중 삼중수소 및 방사성탄소를 동시에 분석하기 위한연소장치
KR19990083814A (ko) 1999-08-12 1999-12-06 김세종 생물시료중 삼중수소 및 방사성탄소를 동시에 분석하기 위한연소장치
JP2002357662A (ja) * 2001-06-01 2002-12-13 Mitsubishi Heavy Ind Ltd コンクリート内放射性揮発性核種の回収システムおよび放射能測定システム
JP2004536308A (ja) * 2001-07-17 2004-12-02 ブリティッシュ・ニュークリア・フューエルズ・パブリック・リミテッド・カンパニー 分析技術
JP2012233749A (ja) * 2011-04-28 2012-11-29 Hitachi-Ge Nuclear Energy Ltd 原子力設備、その廃水処理装置及び廃水処理方法

Patent Citations (5)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
KR19990078837A (ko) * 1999-08-12 1999-11-05 김세종 생물시료중 삼중수소 및 방사성탄소를 동시에 분석하기 위한연소장치
KR19990083814A (ko) 1999-08-12 1999-12-06 김세종 생물시료중 삼중수소 및 방사성탄소를 동시에 분석하기 위한연소장치
JP2002357662A (ja) * 2001-06-01 2002-12-13 Mitsubishi Heavy Ind Ltd コンクリート内放射性揮発性核種の回収システムおよび放射能測定システム
JP2004536308A (ja) * 2001-07-17 2004-12-02 ブリティッシュ・ニュークリア・フューエルズ・パブリック・リミテッド・カンパニー 分析技術
JP2012233749A (ja) * 2011-04-28 2012-11-29 Hitachi-Ge Nuclear Energy Ltd 原子力設備、その廃水処理装置及び廃水処理方法

Cited By (7)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
KR20200014208A (ko) * 2018-07-31 2020-02-10 한국원자력연구원 방사성 핵종 분석 시스템
KR102068200B1 (ko) 2018-10-17 2020-01-20 한국건설기술연구원 원전 바이오쉴드 콘크리트 구조물의 제염용 프레임 및 이를 이용한 바이오 쉴드 콘크리트의 제염방법
KR101958261B1 (ko) 2018-11-21 2019-03-15 (주) 비앤비 자동 축차 방사핵종 분리기용 컬럼
KR102118569B1 (ko) 2019-02-21 2020-06-03 한국건설기술연구원 흡입식 절삭부가 구비된 원전 바이오 쉴드 콘크리트 구조물의 제염용 프레임 및 이를 이용한 바이오 쉴드 콘크리트의 제염방법
KR102213769B1 (ko) 2020-02-28 2021-02-09 한국건설기술연구원 폐콘크리트의 골재에 부착된 모르타르 분리장치 및 이를 이용한 폐콘크리트의 재생방법
KR102335536B1 (ko) 2020-12-16 2021-12-07 한국건설기술연구원 폐콘크리트 미분말을 활용한 방사성 폐기물용 고화재 및 이를 이용한 방사성 폐기물의 처리방법
KR20230145658A (ko) * 2022-04-11 2023-10-18 한국수력원자력 주식회사 원자력발전소의 잡고체 폐기물의 휘발성핵종 분리시스템 및 분리방법

Also Published As

Publication number Publication date
KR101956757B1 (ko) 2019-05-29

Similar Documents

Publication Publication Date Title
KR101956757B1 (ko) 원자력 시설 해체 폐기물에 포함된 휘발성 방사성 핵종 분석을 위한 연소로
Roth et al. Vitrification of high-level liquid waste: glass chemistry, process chemistry and process technology
KR101448868B1 (ko) 유화장치용 열분해 장치
CN109253996B (zh) 一种原油的汞同位素测试方法及其装置
WO2009136694A2 (ko) 공냉에 의한 기체 응축을 이용한 테프론 시료분해 용기
CN103143184B (zh) 蒸馏装置
JP2016522742A (ja) 蒸発脱離プロセス用の土壌ボックス
US20210229008A1 (en) In situ filter rejuvenation system
KR100369612B1 (ko) 중ㆍ저준위 방사성폐기물 처리 시스템 및 방법
CN114917603B (zh) 一种热室用熔盐蒸馏组件、装置及其方法
KR102043680B1 (ko) 삼중수소의 분리장치 및 삼중수소의 분리방법
De Lorenzo et al. Tank characterization reference guide
CN104132754A (zh) 一种应用于高温烟气温度间接测量装置的高保真高纯烟气采样系统
CN207731672U (zh) 一种高温钠中裂变产物滞留因子测量装置
GB802247A (en) Improvements in gas-sampling apparatus
RU2244692C2 (ru) Регенератор стекловаренной печи
KR100313238B1 (ko) 생물시료중 삼중수소 및 방사성탄소를 동시에 분석하기 위한연소장치
Petkus et al. A COMPLETE HISTORY OF THE HIGH-LEVEL WASTE PLANT AT THE WEST VALLEY DEMONSTRATION PROJECT.
Tosti et al. Design and manufacture of an oven for high temperature experiments of erosion–corrosion of SiCf/SiC into LiPb
KR102649044B1 (ko) 원자력발전소의 잡고체 폐기물의 휘발성핵종 분리시스템 및 분리방법
CN104198251A (zh) 一种用于有机质样品低温快速灰化的试管组件
CN108053903A (zh) 一种高温钠中裂变产物滞留因子测量装置
Ducros et al. Ruthenium release at high temperature from irradiated PWR fuels in various oxidising conditions. Main findings from the VERCORS program
Ip Comprehensive black liquor droplet combustion studies
CN116665942B (zh) 一种乏燃料核素预分离方法

Legal Events

Date Code Title Description
A201 Request for examination
E902 Notification of reason for refusal
E701 Decision to grant or registration of patent right
GRNT Written decision to grant